• Гідрологія і Гідрометрія
• Господарське право
• Економіка будівництва
• Економіка природокористування
• Економічна теорія
• Земельне право
• Історія України
• Кримінально виконавче право
• Медична радіологія
• Методи аналізу
• Міжнародне приватне право
• Міжнародний маркетинг
• Основи екології
• Предмет Політологія
• Соціальне страхування
• Технічні засоби організації дорожнього руху
• Товарознавство продовольчих товарів

МЕТОДИКА ВИКОНАННЯ САМОСТІЙНОЇ РОБОТИ

В ході практичного заняття студенти оволодівають методикою оцінки радіаційної обстановки та проведення радіаційного контролю, визначення параметрів захисту від зовнішнього випромінювання під час роботи з джерелами a–, b– , g– та рентгенівського випромінювання.

Одним з фізичних чинників навколишнього середовища, який здатний негативно впливати на здоров’я людини, є іонізуюче випромінювання природного або техногенного находження.

Природний радіаційний фон — це випромінювання від природних джерел (космічне випромінювання, випромінювання радіонуклідів, що природно розподілений, у поверхневих шарах Землі, приземній атмосфері, продуктах харчування, воді та організмі людини.

Техногенний радіаційний фон — це природний фон, що підсилений в результаті діяльності людини.

Сьогодні важко назвати галузь практичної діяльності людини, де не застосовувались би радіоактивні речовини та інші джерела іонізуючих випромінювань: промисловість, енергетика, сільське господарство, наука, медицина, військова справа і навіть мистецтво.

Таке широке використання призвело до різкої зміни радіаційної ситуації на Земній кулі. Особливо разючі зміни відбулися в другій половині ХХ століття, яка отримала назву “атомної” або “космічної”.

Нині в трьох десятках країн світу будуються, функціонують або законсервовані більше 500 ядерних реакторів, які в безаварійній обстановці призводять до неухильного зростання радіаційного опромінення людей.

Необхідно підкреслити і те, що аварії на ядерних об’єктах (як приклад слід пригадати аварію на Чорнобильській АЕС) призводять до катастрофічних наслідків.

Випробовування ядерної та термоядерної зброї змінило рівновагу вмісту в атмосфері вуглецю-14 (з періодом напіврозпаду 5730 років), питома вага якого зросла на 2,6%, та радіоактивного ізотопу водню тритію (з періодом напіврозпаду 12,3 років), частота якого збільшилась майже в 100 разів, тобто на 10000%!

Майже 25% надприродного радіаційного фону зумовлює з метою діагностики і, в меншій мірі з метою лікування використання радіоактивних речовин та рентгенівського випромінювання в медицині Техногенний фон складає близько 40% надприродного радіаційного фону. Велику небезпеку для навколишнього середовища як забруднювачів радіонуклідами являє собою виробництво та використання фосфорних мінеральних добрив, а також виробництво будівельних матеріалів, особливо портландцементу, цегли, будівельного граніту, фосфогіпсу, кальцій-силікатного шлаку тощо.

Таким чином, для оцінки радіаційної обстановки необхідно враховувати всі складові радіаційного фону та джерела радіоактивного забруднення навколишнього середовища.

Радіоактивність являє собою здатність деяких хімічних елементів спонтанно розпадатися з утворенням іонізуючого випромінювання, характерною ознакою якого є перетворення атомних ядер одних елементів на інші.

Одиниця вимірювання радіоактивності – Бекерель (Бк, Вq). 1 Бк дорівнює одному спонтанному розпаду на 1 с. Позасистемна одиниця радіоактивності – Кюрі (Кu, Сu). 1 Кu дорівнює 3,7•10¹⁰ Бк. В медичній практиці також використовується така одиниця активності як міліграм-еквівалент радію мг-екв. Rа, тобто кількість міліграмів будь-якого джерела g-випромінювання, що створює такий самий ефект іонізації, як і 1 мг радію.

Ізотопи (isos – однаковий, topos – місце; грец.) – це різновиди хімічного елемента, атоми яких мають ядра з одним числом протонів, проте розрізняються числом нейтронів.

Нукліди – ядра усіх ізотопів. Проте, нукліди можуть бути як стабільними, так і нестабільними (радіонукліди). Для радіонуклідів властиві внутрішньоядерні перетворення, внаслідок яких відбувається самочинний вихід корпускулярних частинок і іонізуючого випромінювання.

Іонізуюче випромінювання – це потік часток або квантів електромагнітного випромінювання, проходження яких крізь речовину призводить до його іонізації (перетворення нейтральних атомів і молекул в іони) з утворенням електричних зарядів різних знаків.

Відомі дві групи фізичних чинників, які мають іонізаційну здатність:

1. Корпускулярні:

· a–частинки – важки частки, які складені з двох нейтронів і двох протонів;

· b–частинки – електрони або позитрони,

· протони – позитивно заряджені елементарні частки;

· нейтрони – нейтральні елементарні частки з масою як у протона

· мезони – елементарні частки з негативним зарядом і енергією 25 – 100 МеВ та масою у 300 разів більше маси електрона.

2. Хвильові:

· g–випромінювання – електромагнітне випромінювання з довжиною хвилі менше 0,05 н/м.

· рентгенівське випромінювання – електромагнітне випромінювання з довжиною хвилі 0,05 – 10 н/м, що отримують у рентгенівських трубках, в результаті впливу енергії електронів з розжареного катоду, які потрапляють на анод;

· короткохвильове ультрафіолетове випромінювання – електромагнітне випромінювання з довжиною хвилі 10 – 110 н/м (вакуумний ультрафіолет).

Відповідно розрізняють такі види іонізуючого випромінювання:

· a–випромінювання;

· b–випромінювання;

· нейтронне випромінювання;

· мезонне випромінювання;

· g–випромінювання;

· рентгенівське випромінювання;

· короткохвильове ультрафіолетове випромінювання.

Фізичні властивості

Іонізуюче випромінювання та радіонукліди мають певні якісні та кількісні характеристики.

Як якісні характеристики радіонуклідів використовують:

· вид ядерного перетворення (a–розпад, електронний b–розпад, позитронний g–розпад, К-захват, самовільне ділення ядер, термоядерна реакція);

· період напіврозпаду – тобто час, за який розпадається половина всіх радіонуклідів певного типу. (Наприклад: Уран-238 – 4,47 млрд. років, Радій-226 – 1600 років, Свинець-214 – 26,8 хв.).

Як кількісну характеристику радіонуклідів використовують:

· активність, що характеризується числом ядерних перетворень за одиницю часу. Одиницями активності є Бекерель (Бк) та Кюрі (Кі). Проте, більш зручним кількісним критерієм радіонукліда для g–випромінювання слід вважати так званий g–еквівалент, який вимірюється в міліграм–еквівалент радію.

До якісних характеристик іонізуючого випромінювання відноситься:

· енергія випромінювання, що вимірюється у Джоулях (Дж) та електрон–вольтах (еВ);

· проникаюча здатність, яка характеризується довжиною пробігу частинок або g–квантів у речовині і виражається в одиницях довжини (м, см, мм);

· іонізуюча здатність, що характеризується повною іонізацією (загальна кількість пар іонів, утворених частинками або g-квантами в речовині) та лінійною щільністю іонізації (кількість пар іонів, що припадає на одиницю довжини пробігу).

До кількісних характеристик іонізуючого випромінювання відносять:

· поглинута доза, одиницями вимірювання якої є Грей (Гр) та Рад;

· еквівалентна доза, одиницями вимірювання якої є Зіверт (Зв) та Бер;

· ефективна доза, одиницями вимірювання якої є Зіверт (Зв) та Бер;

· експозиційна доза (для b– та g–випромінювання), одиницями якої є кількість кулон/кг (Кл/кг) та Рентген (Р);

· щільність потоку частинок (для корпускулярних випромінювань), одиницями вимірювання якої є кількість частинок на 1 см³.

Доза опромінення являє собою енергію випромінювання, яка поглинута в одиниці об’єму або маси речовини за певний час. Слід підкреслити, що, як зазначено вище, існують такі види доз: поглинута, еквівалентна, ефективна та експозиційна.

Поглинена доза (D) – це кількість енергії іонізуючого випромінювання, що поглинута опроміненим тілом (тканинами організму), у перерахунку на одиницю маси. Одиниця поглиненої дози – джоуль на кілограм (Дж/кг) або Грей (Гр, Gу). 1 Гр = 1 Дж/кг. Позасистемна одиниця – Рад (від англ. radiation absorber dose (rad) – поглинута доза радіації). 1 Гр = 100 рад.

Еквівалентна доза (H) — це величина поглиненої дози, яка помножена на коефіцієнт якості випромінювання (k), що враховує здатність певного виду випромінювання пошкоджувати тканини організму ( H = D × k).

Коефіцієнт якості випромінювання (k) – це коефіцієнт, що введений для урахування біологічної ефективності різних видів іонізуючого випромінювання (табл. 1).

Таблиця 1

Коефіцієнти якості для деяких видів іонізуючого випромінювання

Ефективна доза (H_еф) – являє собою величину еквівалентної дози, яка помножена на коефіцієнт, що враховує різну чутливість різних тканин до впливу іонізуючого випромінювання. H_еф = H × W_r , де

H – еквівалентна доза

W_r – коефіцієнт, який враховує ступінь чутливості органів і тканин до іонізуючого випромінювання (табл. 2).

Одиниця вимірювання еквівалентної та ефективної доз – Зіверт (Зв.). Позасистемна одиниця – Бер, тобто біологічний еквівалент рентгена (rem (англ.) – roengen eqwivalent for man – еквівалент рентгена для людини). Цей показник використовується тому, що, залежно від фізичних властивостей випромінювання, біологічна ефективність однієї дози може бути різною. 1 Зіверт =100 Бер.

Таблиця 2

Коефіцієнти W_r якості для деяких органів і тканин

Існує також класифікація органів за чутливістю до опромінення дещо іншого змісту, що виділяє 4 групи критичних органів:

I гр. – гонади, червоний кістковий мозок, лімфоїдна тканина, легені;

II гр. – кришталик, кишки, печінка, нирки, м’язи;

III гр. – шкіра, щитоподібна залоза, кісткова тканина, інші внутрішні органи;

IV гр. – шкіра рук та стоп.

Експозиційна доза характеризує іонізаційний ефект рентгенівського та g–випромінювання у повітрі і, отже, являє собою відношення сумарного заряду всіх іонів одного знаку, утворених в повітрі до маси повітря в зазначеному об’єкті. Одиниці вимірювання експозиційної дози – рентген (Р) або кулон на кілограм (Кл/кг).

Іонізуюче випромінювання має високу біологічну активність, більше того, воно здатне негативно впливати на біологічні організми і, за певних умов, призводити до їх руйнації та загибелі.

Радіаційна загроза при роботі з джерелами іонізуючих випромінювань полягає в тому, що зовнішнє та внутрішнє опромінення організму справляє як прямий, так і опосередкований вплив на внутрішньоклітинні структури, особливостями якого є невідчутність для людини, наявність певного латентного періоду прояву біологічного ефекту та ефекту сумування поглинутих доз.

Під час дії іонізуючого випромінювання на організм молекули іонізуються і, хоча тривалість існування таких іонів становить лише 10^-10 с, протягом цього часу утворюються вільні радикали – хімічні сполуки, які реагують з тканинами, в результаті чого знижується концентрація важливих метаболітів, порушується обмін речовин, утворюються радіотоксини. Таке ставлення призводить до відповідних соматичних уражень або навіть до загибелі організму. Внаслідок пошкодження в результаті впливу іонізуючого випромінювання ядерних структур виникають генетичні ураження. Велике значення мають також віддалені наслідки опромінення, які можуть виникнути через 5 – 20 років після опромінення.

Отже, до основних видів променевих уражень відносять:

· соматичні ураження (гостра та хронічна променева хвороба, локальні променеві ураження (опіки, катаракта) тощо);

· сомато–стохастичні ураження (скорочення тривалості життя, онкогенез, тератогенний вплив тощо);

· генетичні ураження (домінантні або рецесивні генні мутації, хромосомні та хроматидні аберації тощо).

До умов, які визначають ступінь променевого ураження відносять наступні характеристики радіонуклідів: вид іонізуючого випромінювання та радіаційної дії, величина поглинутої дози (таблиця 3), розподіл поглинутої енергії випромінювання у часі та в організмі, радіочутливість різних органів і систем, радіотоксичність ізотопу тощо.

Таблиця 3

Залежність біологічних ефектів від поглинутої дози опромінення

Радіаційна безпека являє собою комплекс заходів, що спрямовані на обмеження опромінення населення та запобігання виникнення як ранніх, так і віддалених наслідків опромінення.

Протирадіаційний захист – це комплекс законодавчих, організаційних, санітарно-гігієнічних, санітарно-технічних та медичних заходів, що забезпечують безпечні умови праці персоналу під час роботи з радіонуклідами та іншими джерелами іонізуючих випромінювань.

Основними принципами протирадіаційного захисту слід вважати:

· гігієнічне нормування

· проведення попереджувального та поточного санітарного нагляду;

· виробниче навчання;

· санітарна освіта;

· радіаційний контроль;

· медичний контроль.

Головними методами протирадіаційного захисту є:

· захист кількістю – розрахунок допустимої активності джерела випромінювання;

· захист відстанню – розрахунок допустимої відстані до джерела випромінювання;

· захист часом – розрахунок допустимого часу роботи із джерелом іонізуючого випромінювання;

· захист за допомогою екранування – розрахунок необхідної товщини захисного екрану;

· хімічні методи захисту – використання спеціальних фармацевтичних препаратів і сполук: радіопротекторів та радіоінгібіторів;

· захист культурою праці – дотримування правил техніки безпеки та особистої гігієни.

Розрахункові методи оцінки радіаційної небезпеки надають можливість визначити основні параметри протирадіаційного захисту і, передусім, оцінити ефективність захисту кількістю, відстанню, часом або екрануванням, обґрунтувати найбезпечніші режими праці персоналу радіаційно-небезпечних об’єктів тощо. Крім того, до основних параметрів радіаційної небезпеки, що визначаються розрахунковими засобами, слід віднести експозиційну дозу, яка створюється джерелами g-випромінювання, та щільність потоку частинок, яка утворюються джерелами a- та b-випромінювання.

Зокрема, для визначення умов безпеки в ході роботи з радіоактивними речовинами у разі відсутності екрану слід використовувати універсальні формули (1) та (2)

(за 1 робочий день) (1)

(за робочий тиждень) (2)

де:

А – g-активність джерела випромінювання, мг-екв радію;

t – час опромінення за годину;

r – відстань від джерела випромінювання до об’єкта, м;

8 (48) – постійний коефіцієнт для проведення розрахунків за 1 робочий день (або за робочий тиждень).

Ураховуючи той факт, що зазначена формула відображає співвідношення між активністю джерела, відстанню та часом опромінення в умовах застосування джерел іонізуючого випромінювання, її можна використовувати для розрахунку основних параметрів захисту.

Для розрахунку допустимої активності джерела випромінювання формули в результаті перетворень набувають вигляду (3):

або ; (3)

Приклад: Оператор впродовж робочого тижня, що складає 36 годину, працює з джерелом g–випромінювання, яке розташоване на відстані 150 см від його робочого місця. Укажіть, з якою допустимою активністю джерела випромінювання він може працювати без захисного екрану:

мг-екв. радію

Для розрахунку допустимого часу роботи із джерелом іонізуючого випромінювання формули набувають наступного вигляду (4):

або ; (4)

Приклад:В лабораторії радіоізотопної діагностики технологічний процес передбачає використання джерела g–випромінювання, що має активність 4 мг–екв радію та розташоване на відстані 0,5 м від оператора. Розрахуйте допустимий час роботи з радіоактивним ізотопом за робочий день:

години за 1 робочий день

Для розрахунку допустимої відстані від об’єкта до джерела випромінювання формули набувають такого вигляду (5):

або ; (5)

Приклад: Медична сестра радіологічного відділення протягом 36 годин на тиждень працює з джерелом g–випромінювання, активність якого складає 6 мг-екв радію. Визначить допустиму безпечну відстань, на якій може знаходитися сестра впродовж часу, що вказаний.

м

Захист за допомогою екранування заснований на здатності деяких матеріалів поглинати радіоактивне випромінювання.

В умовах зовнішнього опромінення a-частинками в екрануванні немає ніякої потреби, тому що a-частинки мають невелику довжину пробіг у повітрі і надзвичайно добре затримуються будь—якими матеріалами, наприклад, листком паперу.

Для захисту від b-випромінювання слід, передусім, застосувати легкі матеріали, наприклад: алюміній, скло, пластмаси тощо. Зокрема, шар алюмінію товщиною 0,5 см повністю затримує b-частинки.

Інтенсивність поглинання g-випромінювання прямо пропорційно питомій вазі матеріалів та їх товщині і обернено пропорційно енергії випромінювання. Для захисту від g-випромінювання слід застосовувати екрани з важких металів: свинцю, чавуну, заліза, бетону тощо. Крім того, можливим є використання грунту або води.

Товщину захисного екрану, що зменшує потужність g-випромінювання до гранично-допустимих рівнів, можна розрахувати двома способами:

1) за таблицями (з урахуванням енергії та необхідної кратності послаблення дози випромінювання);

2) за числом шарів половинного послаблення (без урахування енергії випромінювання).

Розрахунок товщини захисного екрану за таблицями

Визначення товщини захисного екрана за кратністю послаблення дози випромінювання передбачає розрахунок кратності послаблення в результаті зіставлення фактичної потужності джерела випромінювання із максимально допустимою та знаходження товщини екрана за допомогою спеціальних таблиць – шукана величина розташована на перехресті значень енергії випромінювання та кратності послаблення (додатки № 2, 3, 4).

При незбіжності даних кратності послаблення та енергії випромінювання з указаними в таблиці результатами, товщину екрану знаходять шляхом інтерполяції або використовують свідомо більш значні числа, забезпечуючи тим самим більш надійний захист. Величина коефіцієнта послаблення (кратність послаблення) визначається за формулою (6):

; (6)

де:

К – кратність послаблення;

Р – одержана доза;

Ро – гранично-допустима доза.

З метою створення безпечних умов при постійній роботі використовують ліміти гранично-допустимих доз опромінення, які розраховані на підставі гранично-допустимих річних доз та умов роботи, що передбачається (додаток 5).

Приклад:Лаборант, який проводить фасування радіоактивного золота 198 Au, енергія випромінювання якого становить 0,5 МеВ, без захисту за годину опромінення одержує дозу опромінення 5 мБер. Укажіть, якої товщини повинен бути екран зі свинцю, що передбачається застосувати для створення безпечних умов праці лаборанта:

У нашому випадку:

разів

В додатку 2 на перетині ліній, що відповідають кратності послаблення 5 та енергії випромінювання 0,5 МеВ знаходимо, що необхідна товщина свинцевого екрану повинна бути 11 мм.

Читайте також:

1. B. Тип, структура, зміст уроку і методика його проведення.
2. I. Аналіз контрольної роботи.
3. II. Вимоги безпеки перед початком роботи
4. II. Вимоги безпеки праці перед початком роботи
5. II.ТЕОРЕТИЧНІ ПИТАННЯ КУРСОВОЇ РОБОТИ
6. III. Виконання бюджету
7. III. Вимоги безпеки під час виконання роботи
8. III. Вимоги безпеки під час виконання роботи
9. III. Вимоги безпеки під час виконання роботи
10. III. ПОРЯДОК ПРОВЕДЕННЯ РОЗРАХУНКІВ КУРСОВОЇ РОБОТИ
11. Internet. - це мережа з комутацією пакетів, і її можна порівняти з організацією роботи звичайної пошти.
12. IV Етап: Вибір стратегії керування виявленими ризиками й виділення пріоритетних напрямків роботи

Переглядів: 1481