Охрана труда

Защита от ионизирующих излучений

В настоящее время ионизирующее излучение находит широкое применение в промышленности, технике, сельском хозяйстве, медицине и научных исследованиях. Различают ионизирующее излучение, возникающее при распадах радионуклидов, а также излучения, генерируемые на исследовательских и промышленных установках (ускорителях заряженных частиц, рентгеновских трубках, ядерных реакторах и т.д.).

К ионизирующим излучениям относятся корпускулярные (альфа-, бета-, нейтронные) и электромагнитные (гамма-, рентгеновское и др.) излучения, взаимодействие которых со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков. Ионизирующие излучения — самые высокочастотные из рассматриваемых электромагнитных излучений. Применение радиоактивных веществ и других источников ионизирующих излучений представляет потенциальную угрозу здоровью и жизни людей. Опасность усугубляется тем, что воздействие ионизирующих (радиоактивных) излучений не обнаруживается до проявления того или иного поражения. Но при соблюдении необходимых мер защиты ионизирующие излучения могут быть безопасны.

Источники и характеристики ионизирующих излучений

Источники излучений подразделяют на естественные и искусственные, открытые и закрытые. Естественный радиоактивный фон существовал всегда. Он создается космическими лучами (0,37 мЗв/год), радиоактивными веществами, распределенными на Земле и верхнем слое почвы (0,38 мЗв/год); находящимися в воде, в воздухе, продуктах питания (1,35 мЗв/год), причем наиболее весом вклад радона, который высвобождается из земли (1 мЗв/год). В кирпичных и железобетонных зданиях радиоактивный фон (0,8-1 мЗв/год) создается строительными материалами. Искусственными источниками ионизирующих излучений являются ядерные реакторы, рентгеновские установки, искусственные радиоактивные изотопы и др. Например, при рентгеноскопии грудной клетки человек получает дозу 9 мЗв.

Корпускулярные излучения состоят из частиц с отличной от нуля массой покоя.

Альфа-излучение представляет собой поток ядер гелия, испускаемых веществом при распаде ядер или при ядерных реакциях. Обладая сравнительно большой массой, альфа- частицы быстро теряют свою энергию при взаимодействии с веществами, что обусловливает их низкую проникающую способность и высокую удельную ионизацию среды.

Бета-излучение — поток электронов или позитронов, возникающих при радиоактивном распаде. Ионизирующая способность бета-частиц ниже, а проникающая способность выше, чем у альфа-частиц, так как они обладают значительно меньшей массой и при одинаковой с альфа-частицами энергии имеют меньший заряд.

Нейтроны (поток которых образует нейтронное излучение) преобразуют свою энергию в упругих и неупругих взаимодействиях с ядрами атомов; при неупругих взаимодействиях возникает вторичное излучение, при упругих торможение нейтронов. Проникающая способность нейтронов зависит от их энергии и атомной массы вещества, с которыми они взаимодействуют.

Гамма-излучение — электромагнитное (фотонное) излучение, испускаемое при ядерных превращениях или аннигиляции частиц (например, вторичное излучение потока нейтронов). Гамма-излучение обладает большой проникающей способностью и малым ионизирующим действием.

Рентгеновское излучение возникает в рентгеновских трубках, ускорителях электронов, в среде, окружающей источник бета-излучения, и представляет собой совокупность тормозного и характеристического фотонных излучений соответственно с непрерывным спектром (излучение, испускаемое при изменении кинетической энергии заряженных частиц) и с дискретным спектром (излучение, испускаемое при изменении энергетического состояния атома). Различают длинноволновое (мягкое) рентгеновское излучение с длиной волны λ > 25 пм и коротковолновое (жесткое) — с λ 25 пм. Как и гамма-излучение, рентгеновское излучение обладает малой ионизирующей способностью и большой глубиной проникновения.

Воздействие на организм ионизирующих излучений

Проходя через вещество, все виды ионизирующих излучений вызывают ионизацию, возбуждение и распад молекул. Аналогичный эффект наблюдается при облучении человеческого организма. Поскольку основную массу (70%) организма составляет вода, его поражение при облучении осуществляется посредством так называемого косвенного воздействия: сначала излучение поглощается молекулами воды, а затем ионы, возбужденные молекулы и фрагменты распавшихся молекул вступают в химические реакции с биологическими веществами, составляющими организм человека, вызывая их повреждение. В случае облучения нейтронами в организме могут дополнительно образовываться радионуклиды за счет поглощения нейтронов ядрами элементов, содержащихся в организме.

Проникая в организм человека, ионизирующие излучения могут стать причиной тяжелых заболеваний. Физические, химические и биологические превращения вещества при взаимодействии с ним ионизирующих излучений называют радиационным эффектом, который может привести к таким серьезным заболеваниям, как лучевая болезнь, белокровие (лейкемия), злокачественные опухоли, заболевания кожи. Могут возникнуть и генетические последствия, ведущие к наследственным заболеваниям.

Ионизация живой ткани приводит к разрыву молекулярных связей и изменению химической структуры соединений. Изменения в химическом составе молекул приводят к гибели клеток. В живой ткани происходит расщепление воды на атомарный водород и гидроксильную группу, которые образуют новые химические соединения, не свойственные здоровой ткани. В результате происшедших изменений нормальное течение биохимических процессов и обмен веществ нарушаются.

Облучение организма человека может быть внешним и внутренним. При внешнем облучении, которое создается закрытыми источниками, опасны излучения, обладающие большой проникающей способностью. Внутреннее облучение происходит, когда радиоактивные вещества попадают в организм при вдыхании воздуха, загрязненного радиоактивными элементами, через пищеварительный тракт (при приеме пищи, загрязненной воды и курении) и в редких случаях через кожу. Внутреннему облучению организм подвергается до тех пор, пока радиоактивное вещество не распадется или не выведется в результате физиологического обмена, поэтому наибольшую опасность представляют радиоактивные изотопы с большим периодом полураспада и интенсивным излучением. Характер повреждений и их тяжесть определяются поглощенной энергией излучения, которая прежде всего зависит от мощности поглощенной дозы, а также от вида излучения, продолжительности облучения, биологических особенностей и размеров облучаемой части тела и индивидуальной чувствительности организма.

При воздействии разных видов радиоактивных излучений на живые ткани определяющими являются проникающая и ионизирующая способности излучения. Проникающая способность излучения характеризуется длиной пробега l — толщиной материала, необходимой для поглощения потока. Например, длина пробега альфа-частиц в живой ткани несколько десятков микрометров, а в воздухе 8-9 см. Поэтому при внешнем облучении кожа предохраняет организм от воздействия альфа- и мягкого бета- излучения, проникающая способность которых невелика.

Разные виды излучений при одинаковых значениях поглощенной дозы вызывают разное биологическое поражение.

Заболевания, вызванные радиацией, могут быть острыми и хроническими. Острые поражения наступают при облучении большими дозами за малое время. Очень часто после выздоровления наступает раннее старение, обостряются прежние заболевания. Хронические поражения ионизирующими излучениями бывают как общими, так и местными. Развиваются они всегда в скрытой форме в результате систематического облучения дозами, превышающими предельно допустимую, полученными как при внешнем облучении, так и при попадании в организм радиоактивных веществ.

Опасность лучевого поражения в значительной степени зависит от того, какой орган подвергся облучению. По избирательной способности накапливаться в отдельных критических органах (при внутреннем облучении) радиоактивные вещества можно разделить на три группы:

• олово, сурьма, теллур ниобий, полоний и др. распределяются в организме равномерно;
• лантан, церий, актиний, торий и др. накапливаются в основном в печени;
• уран, радий, цирконий, плутоний, стронций и др. накапливаются в скелете.

Индивидуальная чувствительность организма сказывается при малых дозах облучения (менее 50 мЗв/год), при увеличении дозы она проявляется в меньшей степени. Организм наиболее устойчив к облучению в возрасте 25-30 лет. Заболевание нервной системы и внутренних органов снижает сопротивляемость организма облучению.

При определении доз облучения основными являются сведения о количественном содержании радиоактивных веществ в теле человека, а не данные о концентрации их в окружающей среде.

Меры защиты от ионизирующих излучений

В связи с тем, что проникающее излучение оказывает вредное биологическое действие, первостепенное значение при работе с радиоактивными веществами приобретает правильная организация труда, обеспечивающая безопасность обслуживающего персонала. Правильно организовать работу с радиоактивными веществами значит создать условия, исключающие превышение пределов доз облучения и предупреждение проникновения радиоактивных веществ внутрь организма. Сюда входит целый комплекс мероприятий, обеспечивающих защиту от внешнего облучения, а также позволяющих предотвратить загрязненность радиоактивными источниками рабочих помещений, рук и тела работающих, осуществить контроль за уровнем радиоактивных излучений.

Условия безопасности при использовании радиоактивных изотопов требуют соблюдения мер защиты не только в отношении людей, непосредственно работающих с радиоактивными веществами или находящихся в смежных помещениях, но также и населения, проживающего недалеко от предприятия, которое может подвергаться радиоактивному облучению. Безопасность работающих с источниками ионизирующих излучений обеспечивается установлением предельно допустимых доз облучения, применением защиты временем и расстоянием, использованием технических и индивидуальных средств защиты.

Нормирование параметров и организационные меры защиты. Нормы радиационной безопасности установлены в СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)». Нормы применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения. НРБ-99/2009 устанавливают следующие категории облучаемых лиц:

• персонал (группы А и Б);
• все население, включая лиц из персонала вне сферы и условий их производственной деятельности.

Группу А составляют лица, работающие с техногенными источниками излучения. В группу Б входят лица, работающие на радиационном объекте или на территории его санитарно-защитной зоны и находящиеся в сфере воздействия техногенных источников. Основные пределы доз и все остальные допустимые производные уровни для персонала группы Б не должны превышать одной четвертой значений для персонала группы А.

Для категорий облучаемых лиц устанавливаются два класса нормативов:

1. основные пределы доз (ПД), которые приведены в таблице;
2. допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз, — пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и др.

Для обеспечения условий, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого, с учетом достигнутого в организации уровня радиационной безопасности администрацией организации дополнительно устанавливаются контрольные уровни (дозы, уровни активности, плотности потоков и др.).

Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) — 1000 мЗв, для населения за период жизни (70 лет) — 70 мЗв. Началом периодов считается 1 января 2000 г.

Годовая эффективная доза облучения персонала за счет нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения не должна превышать пределов доз, установленных в таблице. Под годовой эффективной дозой понимается сумма эффективной дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.

При организации работ с источниками малой мощности распространенными способами являются защита временем и защита расстоянием. Защита временем предусматривает такой регламент работ, при котором доза, полученная за время проведения работ, не превысит предельно допустимую. Защита расстоянием означает, что все операции с источниками излучения следует проводить при помощи манипуляторов, а весь процесс работы — в возможно короткий срок, в течение которого доза, полученная работающим, будет наименьшей и не превысит пределов, установленных санитарными нормами и правилами.

При работе с источниками большой активности для защиты работающих необходимы специальные экраны, в десятки и сотни раз ослабляющие интенсивность излучения. Например, для защитных экранов, поглощающих гамма-излучение, используются материалы, содержащие элементы с высоким атомным номером и высокой плотностью (например, свинец); пригодны по своим защитным свойствам также вода, сталь, чугун, бетон, баритобетон. Определение необходимой толщины экрана может быть произведено расчетным путем по справочным данным и по номограммам, приведенным в специальной литературе.

Защита от нейтронов. Обладая огромной проникающей способностью, быстрые нейтроны слабо поглощаются веществом, поэтому задача защиты от нейтронов заключается в замедлении движения быстрых нейтронов с последующим поглощением замедленных нейтронов. Известно, что быстрый нейтрон теряет приблизительно две трети своей энергии при столкновении с атомом водорода, вследствие этого хорошим защитным материалом от нейтронов являются вода и водородосодержащие материалы (парафин). Большое сечение захвата медленных нейтронов имеет бериллий. Нейтроны малой энергии (тепловые) хорошо поглощаются бором и кадмием, поэтому бор в чистом виде или в виде соединений вводится в бетон, свинец и другие материалы, применяемые для защиты от нейтронов и гамма-излучения, которое сопровождает поглощение нейтронов такими материалами, как бериллий, бор и кадмий.

Технические меры защиты. К техническим мерам защиты от ионизирующих излучений относятся автоматизация и дистанционное управление, герметизация источников, защитное экранирование. При выборе технических средств защиты необходимо учитывать условия облучения (внешнее или внутреннее). При работе с радиоактивными веществами в открытом виде наряду с опасностью внешнего облучения имеется возможность поступления этих веществ внутрь организма. Для защиты персонала используется радиационно-защитное технологическое оборудование (камеры, боксы, вытяжные шкафы), а также сейфы, контейнеры и мешки для радиоактивных отходов. Герметичность вытяжных устройств — шкафов, боксов и камер обеспечивается созданием разрежения воздуха (100-200 Па).

Радиохимический шкаф более герметичен, чем обычный химический, рабочие отверстия закрыты перчатками, скорость воздуха в открывающихся проемах (в зависимости от класса работ) составляет 1-1,5 м/с. Боксы — герметичные укрытия, применяемые для проведения операций с радиоизотопами в открытом виде. Для проведения операций в заданных газовых средах (например, восстановления металлов в инертных средах) применяют боксы с замкнутой циркуляцией воздуха. Такие боксы имеют собственную вентиляционную систему, обеспечивающую очистку в индивидуальном фильтре бокса загрязненного радиоактивными аэрозолями воздуха (или другого газа) и подачу очищенного воздуха в бокс. В вытяжных шкафах и боксах используют манипуляторы копирующие, шпатовые и другой дистанционный инструмент, приспособления для вскрытия пеналов, запайки ампул и др. Кроме того, манипуляторные боксы снабжены контейнерами для твердых отходов, тележками для подачи контейнеров, блоком сварки пластиковых мешков. Для вакуумной плавки и литья радиоактивных металлов применяют дистанционно управляемую установку, которая размещается в герметичном боксе, оборудованном автоматическими транспортными коммуникациями.

Для работ с веществами высоких уровней активности используют камеры, полностью герметизированные, с дистанционным управлением рабочими операциями и наблюдением через защищенные отверстия. Работы с веществами большой активности выполняются на полностью автоматизированном оборудовании с дистанционным управлением.

Защита от внешнего облучения предусматривает создание таких ограждений (экранов), которые снижали бы дозу внешнего облучения до предельно допустимой. Выбор типа ограждения или экрана прежде всего зависит от вида излучения, а также от активности и энергии источника излучения, условий его эксплуатации. Стационарными ограждениями служат защитные стены, перекрытия пола и потолка, смотровые окна; экранами — стенки контейнеров для перевозки радиоактивных изотопов, сейфов для их хранения, боксов и др.

При выборе материала экрана (ограждения) во внимание принимаются спектральный состав излучения, его интенсивность, а также расстояние от источника, на котором находится обслуживающий персонал, и время пребывания под действием излучений. Например, для защиты от альфа-излучения достаточен слой воздуха в 10 см от источника, так как пробег альфа-частиц в воздухе не превышает 8-9 см. Применяют также экраны из плексигласа или стекла толщиной в несколько миллиметров. Практически при работе с альфа-активными препаратами приходится защищаться не только от альфа-, но и от бета- или гамма- излучения.

Экраны для защиты от бета-излучения изготовляют из материалов с малой атомной массой (например, алюминия) или из плексигласа. Толщину экрана определяют с учетом максимального пробега бета-частиц (для алюминия при энергии бета-частиц Е = 0,1÷0,6 МэВ пробег l = 0,07÷1 мм). Но при прохождении бета-частиц через вещество не только ионизируются атомы, но и возникает тормозное излучение, поэтому для защиты от бета-излучений высоких энергий экран снаружи покрывают слоем тяжелого материала (например, свинца) для поглощения тормозного излучения. Возникающие в материале внутреннего слоя экрана кванты с малой энергией поглощаются внешним слоем материала с большой атомной массой. Толщину наружного слоя определяют по рассчитанному значению энергии тормозного излучения и создаваемой им дозе излучения.

Сложнее осуществить защиту от внешнего гамма-излучения, проникающая способность которого гораздо выше, чем у альфа- и бета-частиц. Обеспечить полную защиту от гамма-излучения не представляется возможным. Защитные устройства позволяют только снизить величину дозы этого излучения в любое число раз. Материалы защитных устройств — вещества с большой атомной массой и высокой плотностью: свинец, вольфрам и т.п. Часто используют более легкие материалы, но менее дефицитные и более дешевые: сталь, чугун, сплавы меди. Стационарные ограждения, являющиеся частью строительных конструкций, целесообразнее изготовлять из бетона и баритобетона. Смотровые системы изготовляют из специального стекла: свинцового с жидким наполнителем (бромидом и хлоридом цинка) и др. В качестве защищающего от гамма-лучей материала применяют и свинцовую резину.

Защиту от гамма-излучения можно осуществить также временем, расстоянием, количеством радиоактивного вещества. Для обеспечения условий безопасности доза облучения не должна превышать ПДД (5 бэр в год).

Сложность создания защиты от нейтронного излучения состоит в том, что нейтроны вследствие отсутствия заряда не взаимодействуют с электрическим полем и поэтому распространяются в веществе, пока не столкнутся с ядрами. Таким образом, поглощение веществом нейтронного излучения проходит в два этапа: вначале быстрые нейтроны в результате упругих столкновений с ядрами рассеиваются, энергия нейтронов уменьшается до тепловой, а затем тепловые нейтроны при неупругих взаимодействиях поглощаются средой. Максимальное рассеивание происходит при упругих столкновениях частиц равной массы — для нейтронов это ядра водорода.

Для защиты от нейтронного излучения применяют воду, парафин, а также графит, бериллий и др. Нейтроны малой энергии поглощаются бором и кадмием, поэтому в применяемый для защиты от нейтронов бетон добавляют соединения бора: буру, колеманит. При поглощении нейтронов происходит испускание гамма-квантов. Для комбинированной защиты от нейтронов и гамма-излучения используют смеси тяжелых материалов с водой или водородсодержащими материалами, а также комбинации слоев тяжелых и легких материалов: железо — вода, свинец — вода, свинец — полиэтилен и т.п. Толщина экрана определяется по таблицам, номограммам или расчетам.

Средства индивидуальной защиты предназначены для защиты от внутреннего облучения радиоактивными веществами, а также — при внешнем облучении — от альфа- и мягкого бета-излучений (от гамма- и нейтронного излучений они не защищают). Индивидуальные средства защиты включают спецодежду, средства защиты органов дыхания и зрения.

При работах I класса и отдельных работах II класса работники обеспечиваются комбинезонами или костюмами, шапочками, легкой пленочной обувью или специальными ботинками, перчатками, бумажными полотенцами или носовыми платками разового пользования, а также средствами защиты органов дыхания. При работах II и III классов работники снабжаются халатами, шапочками, легкой обувью, перчатками, а при необходимости — средствами защиты органов дыхания.

Для выполнения ремонтных работ, при которых загрязнения могут быть очень большими, разработаны пневмокостюмы из пластических материалов с принудительной подачей воздуха под костюм. Пневмокостюм защищает основную спецодежду, органы дыхания и кожные покровы от радиоактивной пыли. Вследствие полной герметичности костюм можно дезактивировать на работающем после его выхода из загрязненной зоны.

Органы дыхания при работе с изотопами защищают посредством респираторов, пневмошлемов, противогазов. Наиболее надежен шланговый противогаз.

Для защиты глаз применяют очки закрытого типа со стеклами, содержащими свинец или фосфат вольфрама. При работах с источниками альфа- и бета-излучений для защиты лица и глаз используют защитные щитки из оргстекла.

Безопасность работы с радиоактивными веществами и источниками излучения можно обеспечить, организуя систематический дозиметрический контроль за уровнями внешнего и внутреннего облучения персонала, а также за уровнем радиации в окружающей среде (воздухе, воде и др.). Объем дозиметрического контроля зависит от характера работы с радиоактивными веществами. При работе с закрытыми источниками достаточно измерять дозы гамма-излучения на рабочих местах постоянного и временного пребывания персонала.

Осуществление работ с открытыми источниками требует кроме измерения уровней потоков излучения проведения контроля уровней загрязненности воздуха и рабочих поверхностей радиоактивными веществами, а также контроля уровней загрязненности рук и одежды работающих. Персонал, контактирующий с радиоактивными веществами, должен иметь индивидуальные дозиметры для контроля гамма-излучения.