Дозы и воздействие ионизирующего излучения на организм. Влияние ионизирующего излучения на организм человека

Ионизация, создаваемая излучением в клетках, приводит к образованию свободных радикалов. Свободные радикалы вызывают разрушения целостности цепочек макромолекул (белков и нуклеиновых кислот), что может привести как к массовой гибели клеток, так и канцерогенезу и мутагенезу. Наиболее подвержены воздействию ионизирующего излучения активно делящиеся (эпителиальные, стволовые, также эмбриональные) клетки.
Из-за того, что разные типы ионизирующего излучения обладают разной ЛПЭ, одной и той же поглощённой дозе соответствует разная биологическая эффективность излучения. Поэтому для описания воздействия излучения на живые организмы вводят понятия относительной биологической эффективности (коэффициента качества) излучения по отношению к излучению с низкой ЛПЭ (коэффициент качества фотонного и электронного излучения принимают за единицу) и эквивалентной дозы ионизирующего излучения, численно равной произведению поглощённой дозы на коэффициент качества.
После действия излучения на организм в зависимости от дозы могут возникнуть детерминированные и стохастические радиобиологические эффекты. Например, порог появления симптомов острой лучевой болезни у человека составляет 1-2 Зв на всё тело. В отличие от детерминированных, стохастические эффекты не имеют чёткого дозового порога проявления. С увеличением дозы облучения возрастает лишь частота проявления этих эффектов. Проявиться они могут как спустя много лет после облучения (злокачественные новообразования), так и в последующих поколениях (мутации)

Различают два вида эффекта воздействия на организм ионизирующих излучений:
Соматический (При соматическом эффекте последствия проявляются непосредственно у облучаемого)

Генетический (При генетическом эффекте последствия проявляются непосредственно у его потомства)

Соматические эффекты могут быть ранними или отдалёнными. Ранние возникают в период от нескольких минут до 30-60 суток после облучения. К ним относят покраснение и шелушение кожи, помутнение хрусталика глаза, поражение кроветворной системы, лучевая болезнь, летальный исход. Отдалённые соматические эффекты проявляются через несколько месяцев или лет после облучения в виде стойких изменений кожи, злокачественных новообразований, снижения иммунитета, сокращения продолжительности жизни.

При изучении действия излучения на организм были выявлены следующие особенности:
Высокая эффективность поглощённой энергии, даже малые её количества могут вызвать глубокие биологические изменения в организме.
Наличие скрытого (инкубационного) периода проявления действия ионизирующих излучений.
Действие от малых доз может суммироваться или накапливаться.
Генетический эффект - воздействие на потомство.
Различные органы живого организма имеют свою чувствительность к облучению.
Не каждый организм (человек) в целом одинаково реагирует на облучение.
Облучение зависит от частоты воздействия. При одной и той же дозе облучения вредные последствия будут тем меньше, чем более дробно оно получено во времени.

Ионизирующее излучение может оказывать влияние на организм как при внешнем (особенно рентгеновское и гамма-излучение), так и при внутреннем (особенно альфа-частицы) облучении. Внутреннее облучение происходит при попадании внутрь организма через лёгкие, кожу и органы пищеварения источников ионизирующего излучения. Внутреннее облучение более опасно, чем внешнее, так как попавшие внутрь ИИИ подвергают непрерывному облучению ничем не защищённые внутренние органы.

Под действием ионизирующего излучения вода, являющаяся составной частью организма человека, расщепляется и образуются ионы с разными зарядами. Полученные свободные радикалы и окислители взаимодействуют с молекулами органического вещества ткани, окисляя и разрушая её. Нарушается обмен веществ. Происходят изменения в составе крови - снижается уровень эритроцитов, лейкоцитов, тромбоцитов и нейтрофилов. Поражение органов кроветворения разрушает иммунную систему человека и приводит к инфекционным осложнениям.
Местные поражения характеризуются лучевыми ожогами кожи и слизистых оболочек. При сильных ожогах образуются отёки, пузыри, возможно отмирание тканей (некрозы).
Смертельные поглощённые дозы для отдельных частей тела следующие:
o голова - 20 Гр;
o нижняя часть живота - 50 Гр;
o грудная клетка -100 Гр;
o конечности - 200 Гр.
При облучении дозами, в 100-1000 раз превышающую смертельную дозу, человек может погибнуть во время облучения ("смерть под лучом").
Биологические нарушения в зависимости от суммарной поглощённой дозы излучения представлены в табл. №1 «Биологические нарушения при однократном (до 4-х суток) облучении всего тела человека»

Доза облучения, (Гр) Степень лучевой болезни Начало проявле-
ния первичной реакции Характер первичной реакции Последствия облучения
До 0,250,25 - 0,50,5 - 1,0 Видимых нарушений нет.
Возможны изменения в крови.
Изменения в крови, трудоспособность нарушена
1 - 2 Лёгкая (1) Через 2-3 ч Несильная тошнота с рвотой. Проходит в день облучения Как правило, 100% -ное выздоров-
ление даже при отсутствии лечения
2 - 4 Средняя (2) Через 1-2 ч
Длится 1 сутки Рвота, слабость, недомогание Выздоровление у 100% пострадавших при условии лечения
4 - 6 Тяжёлая (3) Через 20-40 мин. Многократная рвота, сильное недомогание, температура -до 38 Выздоровление у 50-80% пострадавших при условии спец. лечения
Более 6 Крайне тяжёлая (4) Через 20-30 мин. Эритема кожи и слизистых, жидкий стул, температура -выше 38 Выздоровление у 30-50% пострадавших при условии спец. лечения
6-10 Переходная форма (исход непредсказуем)
Более 10 Встречается крайне редко (100%-ный смертельный исход)
Табл. №1
В России, на основе рекомендаций Международной комиссии по радиационной защите, применяется метод защиты населения нормированием. Разработанные нормы радиационной безопасности учитывают три категории облучаемых лиц:
А - персонал, т.е. лица, постоянно или временно работающие с источниками ионизирующего излучения
Б - ограниченная часть населения, т.е. лица, непосредственно не занятые на работе с источниками ионизирующих излучений, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могущие подвергаться воздействию ионизирующих излучений;
В - всё население.
Для категорий А и Б, с учётом радиочувствительности разных тканей и органов человека, разработаны предельно допустимые дозы облучения, показанные в табл. №2«Предельно допустимые дозы облучения»

Дозовые пределы
Группа и название критических органов человека Предельно допустимая доза для категории А за год,
бэр Предел дозы для категории Б за год,
бэр
I. Всё тело, красный костный мозг 5 0,5
II. Мышцы, щитовидная железа, печень, жировая ткань, лёгкие, селезёнка, хрусталик глаза, желудочно-кишечный тракт 15 1,5
III. Кожный покров, кисти, костная ткань, предплечья, стопы, лодыжки 30 3,0

56. Годовые предельны доз внешнего облучения.

«Нормами радиационной безопасности НРБ-69» установлены предельно допустимые дозы внешнего и внутреннего облучения и так называемые пределы дозы.
Предельно допустимая доза (ПДД) - годовой уровень облучения персонала, не вызывающий при равномерном накоплении дозы в течение 50 лет обнаруживаемых современными методами неблагоприятных изменений в состоянии здоровья самого облучаемого и его потомства. Предел дозы - допустимый среднегодовой уровень облучения отдельных лиц из населения, контролируемый по усредненным дозам внешнего излучения, радиоактивным выбросам и радиоактивной загрязненности внешней среды.
Установлены три категории облучаемых лиц: категория А-персонал (лица, которые непосредственно работают с источниками ионизирующих излучений или по роду своей работы могут подвергаться облучению), категория Б - отдельные лица из населения (контингент населения, проживающего на территории наблюдаемой зоны), категория Б - население в целом (при оценке генетически значимой дозы облучения). Среди персонала выделены две группы: а) лица, условия труда которых таковы, что дозы облучения могут превышать 0,3 годовых ПДД (работа в контролируемой зоне); б) лица, условия труда которых таковы, что дозы облучения не должны превышать 0,3 годовых ПДД (работа вне контролируемой зоны).
При установлении ПДД в пределах дозы внешнего и внутреннего облучения в НРБ-69 учитываются четыре группы критических органов. Критическим органом считается тот, облучение которого является наибольшим; степень опасности облучения зависит также от радиочувствительности облучаемых тканей и органов.
В зависимости от категории облучаемых лиц и группы критических органов установлены следующие предельно допустимые дозы и пределы доз (табл. 22).

Предельно допустимые дозы не включают естественный радиационный фон, создаваемый космическим излучением и излучениями горных пород при отсутствии посторонних искусственных источников ионизирующей радиации.
Мощность дозы, которая создается естественным фоном, на поверхности земли колеблется в пределах 0,003-0,025 мр/час (иногда и выше). При расчетах естественный фон принимается равным 0,01 мр/час.
Предельная суммарная доза для профессионального облучения рассчитывается по формуле:
Д≤5(N-18),
где Д - суммарная доза в бэр; N - возраст человека в годах; 18 - возраст в годах начала профессионального облучения. К 30 годам суммарная доза не должна быть больше 60 бэр.
В исключительных случаях разрешается облучение, приводящее к превышению годовой предельно допустимой дозы в 2 раза в каждом конкретном случае или в 5 раз на протяжении всего периода работы. В случае аварии каждое внешнее облучение дозой 10 бэр должно быть так скомпенсировано, чтобы в последующем периоде, не превышающем 5 лет, накопленная доза не превысила величину, определяемую по указанной выше формуле. Каждое внешнее облучение дозой до 25 бэр должно быть так скомпенсировано, чтобы в последующем периоде, не превышающем 10 лет, накопленная доза не превысила величину, определенную по той же формуле.

57. Предельно-допустимые содержание и поступления радиоактивных веществ при внутреннем облучении.

58. Допустимые концентрации радионуклидов в воздухе допустимая загрязненность поврехностей рабочей зоны.

http://vmedaonline.narod.ru/Chapt14/C14_412.html

59. Работа в условиях планируемого повышенного облучения.

Планируемое повышенное облучение

3.2.1. Планируемое повышенное облучение персонала группы А выше установленных пределов доз (см. табл. 3.1.) при предотвращении развития аварии или ликвидации ее последствий может быть разрешено только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения. Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин, как правило, старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

3.2.2.. Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двукратных значений, приведенных в табл. 3.1, допускается организациями (структурными подразделениями) федеральных органов исполнительной власти, осуществляющих государственный санитарно-эпидемиологический надзор на уровне субъекта Российской Федерации, а облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и четырехкратных значений эквивалентных доз по табл. 3.1 – допускается только федеральными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор.

Повышенное облучение не допускается:

Для работников, ранее уже облученных в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения с эффективной дозой 200 мЗв или с эквивалентной дозой, превышающей в четыре раза соответствующие пределы доз, приведенные в табл. 3.1;

Для лиц, имеющих медицинские противопоказания для работы с источниками излучения.

3.2.3. Лица, подвергшиеся облучению в эффективной дозе, превышающей 100 мЗв в течение года, при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв за год.

Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года должно рассматриваться как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны немедленно выводиться из зоны облучения и направляться на медицинское обследование. Последующая работа с источниками излучения этим лицам может быть разрешена только в индивидуальном порядке с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии.

3.2.4. Лица, не относящиеся к персоналу, привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, должны быть оформлены и допущены к работам как персонал группы А.

60. Компенсация доз аварийного переоблучения.

В ряде случаев возникает необходимость проведения работ в условиях повышенной радиационной опасности (работы по ликвидации аварий, спасению людей и др.), причем заведомо невозможно принять меры, исключающие облучение.

Работы в этих условиях (планируемое повышенное облучение) могут производиться по специальному разрешению.

При планируемом повышенном облучении разрешается максимальное превышение годовой предельно допустимой дозы - ПДД (или годового предельно-допустимого поступления - ПДП) в 2 раза в каждом отдельном случае и в 5 раз на протяжении всего периода работ.

К работам в условиях планируемого повышенного облучения даже при наличии согласия работника нельзя допускать в случаях:

а) если добавление планируемой дозы к накопленной работником превышает величину Н = ПДД*Т;

б) если работник при аварии или случайном облучении ранее получал дозу, превышающую годовую в 5 раз;

в) если работник - женщина в возрасте до 40 лет.

Лица, получившие аварийное облучение, при отсутствии медицинских противопоказаний могут продолжать работу. Условия последующей работы для этих лиц должны учитывать дозу переоблучения. Годовая предельно допустимая доза для лиц, получивших аварийное облучение, должна быть пониженной на величину, компенсирующую переоблучение. Аварийное облучение дозой до 2 ПДД компенсируется в последующем периоде работы (но не более, чем в 5 лет) с таким расчетом, чтобы за это время была приведена в соответствие доза:

Н с н = ПДД*Т.

Аварийное внешнее облучение дозой до 5 ПДД аналогично компенсируется в период не более, чем в 10 лет.

Таким образом, с учетом компенсации годовая предельно допустимая доза для работника, получившего аварийное облучение, не должна превышать:

ПДД к = ПДД - Н/n = ПДД - (Н с н - ПДД*Т)/n,

где ПДД к - предельно допустимая доза с учетом компенсации, Зв/год бэр/год); Н с н - накопленная доза за время работы Т с учетом аварийной дозы, Зв (бэр);

Н-превышение накопленной дозы над допустимым значением ПДД*Т, Зв (бэр); n - время компенсации, лет.

Облучение персонал дозой 5 ПДД и выше расценивается как потенциально опасное. Лица, получившие такие дозы, обязательно проходят медицинское обследование и к дальнейшей работе с источниками ионизирующих излучений допускаются при отсутствии медицинских противопоказаний.

61. Общие принципы защиты от воздействия ионизирующих излучений.

Защита от ионизирующих излучений достигается в основном методами защиты расстоянием, экранирования и ограничения поступления радионуклидов в окружающую среду, проведением комплекса организационно-технических и лечебно-профилактических мероприятий.

Наиболее простые способы уменьшения вреда от воздействия радиации состоят либо в уменьшении времени облучения, либо в уменьшении мощности источника, либо же в удалении от него на расстояние R, обеспечивающее безопасный уровень облучения (до предела или ниже эффективной дозы). Интенсивность излучения в воздухе при удалении от источника даже без учета поглощения уменьшается по закону 1/R 2 .

Основными мероприятиями по защите населения от ионизирующих излучений является всемерное ограничение поступления в окружающую атмосферу, воду, почву отходов производства, содержащих радионуклиды, а также зонирование территорий вне промышленного предприятия. В случае необходимости создают санитарно-защитную зону и зону наблюдения.

Санитарно-защитная зона - территория вокруг источника ионизирующего излучения, на которой уровень облучения людей в условиях нормальной эксплуатации данного источника может превысить установленный предел дозы облучения населения.

Зона наблюдения - территория за пределами санитарно-защитной зоны, на которой возможное влияние радиоактивных выбросов учреждения и облучение проживающего населения может достигать установленного ПД и на которой проводится радиационный контроль. На территории зоны наблюдения, размеры которой, как правило, в 3...4 раза больше размеров санитарно-защитной зоны, проводится радиационный контроль.

Если же перечисленные приемы по каким-либо причинам неосуществимы или недостаточны, то следует применять материалы, эффективно ослабляющие излучение.

Защитные экраны следует выбирать в зависимости от вида ионизирующего излучения. Для защиты от α-излучения применяют экраны из стекла, плексигласа толщиной в несколько миллиметров (слой воздуха в несколько сантиметров).

В случае β-излучения используют материалы с малой атомной массой (например, алюминий), а чаще комбинированные (со стороны источника - материал с малой, а затем далее от источника - материал с большей атомной массой).

Для γ-квантов и нейтронов, проникающая способность которых значительно выше, необходима более массивная защита. Для зашиты от γ-излучений применяют материалы с большой атомной массой и высокой плотностью (свинец, вольфрам), а также более дешевые материалы и сплавы (сталь, чугун). Стационарные экраны выполняют из бетона.

Для защиты от нейтронного облучения применяют бериллий, графит и материалы, содержащие водород (парафин, вода). Широко применяют бор и его соединения для зашиты от нейтронных потоков с малой энергией.

62. Классы опасности работ при эксплуатации открытых источников ионизирующего излучения.

63. Вредное действие шума на организм человека.

64. Оценка шумовой обстановки в рабочей зоне с помощью объективных и субъективных характеристик шума.

65. Мероприятия по ограничению воздействия шума на организм человека.

66. Допустимые уровни звукового давления и эквивалентных уровней шума.

67. Действие инфразвука на организм человека. Мероприятия по защите от вредного действия инфразвука.

68. Опасность воздействия на организм человека ультразвуковых колебаний.

69. Допустимые уровни ультразвука на рабочих местах.

70. Вибрация при работе машин и механизмов и ее вредное действие на человека.

71. Нормирование и контроль уровней общей вибрации и вибрации передаваемой на руки работающих.

72. Влияние температуры, относительной влажности подвижности воздуха на жизнедеятельность и здоровье человека.

73. Опасность нарушения теплообмена организма человека с окружающей средой.

74. Нормы метеоусловий в рабочей зоне.

75. Основные способы создания благоприятных метеоусловий, отвечающих санитарно-гигиеническим требованиям.

76. Роль освещения в обеспечении здоровых и безопасных условий труда.

77. Нормы естественного освещения. Способы проверки соответствия фактических условий естественного освещения нормативным требованиям.

78. Нормы искусственного освещения.

79. Общие принципы организации рационального освещения рабочих мест.

80. Повышенное и пониженное атмосферное давление. Методы защиты при работе в условиях повышенного и пониженного атмосферного давления.

Биологические факторы.

81. Разновидности заболеваний, состояния носительства и интоксикаций, вызванные микро- и макроорганизмами.

82. Сенсибилизация микро- и макроорганизмами.

83. Методы обеспечения безопасности технологического процесса биологического профиля.

84. Методы обеспечения безопасности труда и оборудование биологических лабораторий.

85. Требования, предъявляемые к средствам защиты, используемым в биологических лабораториях, при работе с микроорганизмами различных групп патогенности.

86. Специальные профилактические мероприятия при воздействии биологических факторов.

Психо-физиологические факторы.

87. Перечень вредных факторов психо-физиологического воздействия (тяжесть и напряженность трудового процесса, эргономические параметры оборудования).

88. Методы предотвращения и профилактики воздействия психофизиологических факторов.

Сочетанное действие факторов опасного и вредного воздействия.

89. Комплекс мероприятий по нормализации условий труда при работе с вычислительной техникой.

Ионизирующим излучением называется излучение, взаимодействие которого с веществом приводит к обра­зованию в этом веществе ионов разного знака. Ионизи­рующее излучение состоит из заряженных и незаря­женных частиц, к которым относятся также фотоны. Энергию частиц ионизирующего излучения измеряют во внесистемных единицах- электрон-вольтах, эВ. 1эВ = 1,6 10 -19 Дж.

Различают корпускулярное и фотонное ионизирую­щее излучение.

Корпускулярное ионизирующее излучение - поток элементарных частиц с массой покоя, отличной от нуля, образующихся при радиоактивном распаде, ядерных превращениях, либо генерируемых на ускорителях. К не­му относятся: α- и β-частицы, нейтроны (n), протоны (р) и др.

α-излучение - это поток частиц, являющихся ядра­ми атома гелия и обладающих двумя единицами заряда. Энергия α-частиц, испускаемых различными радионук­лидами, лежит в пределах 2-8 МэВ. При этом все ядра данного радионуклида испускают α-частицы, обладаю­щие одной и той же энергией.

β-излучение - это поток электронов или позитро­нов. При распаде ядер β-активного радионуклида, в от­личие от α-распада, различные ядра данного радионук­лида испускают β-частицы различной энергии, поэтому энергетический спектр β-частиц непрерывен. Средняя энергия β-спектра составляет примерно 0,3 Е тах. Мак­симальная энергия β-частиц у известных в настоящее время радионуклидов может достигать 3,0-3,5 МэВ.

Нейтроны (нейтронное излучение) - нейтральные элементарные частицы. Поскольку нейтроны не имеют электрического заряда, при прохождении через вещество они взаимодействуют только с ядрами атомов. В резуль­тате этих процессов образуются либо заряженные части­цы (ядра отдачи, протоны, нейтроны), либо g-излучение, вызывающие ионизацию. По характеру взаимодействия со средой, зависящему от уровня энергии нейтронов, они условно разделены на 4 группы:

1) тепловые нейтроны 0,0-0,5 кэВ;

2) промежуточные нейтроны 0,5-200 кэВ;

3) быстрые нейтроны 200 Кэв - 20 Мэв;

4) релятивистские нейтроны свыше 20 МэВ.

Фотонное излучение - поток электромагнитных ко­лебаний, которые распространяются в вакууме с посто­янной скоростью 300000 км/с. К нему относятся g-излу­чение, характеристическое, тормозное и рентгеновское
излучение.

Обладая одной и той же природой, эти виды электро­магнитных излучений различаются условиями образо­вания, а также свойствами: длиной волны и энергией.

Так, g-излучение испускается при ядерных превра­щениях или при аннигиляции частиц.

Характеристическое излучение - фотонное излуче­ние с дискретным спектром, испускаемое при измене­нии энергетического состояния атома, обусловленного перестройкой внутренних электронных оболочек.

Тормозное излучение - связано с изменением кине­тической энергии заряженных частиц, имеет непрерыв­ный спектр и возникает в среде, окружающей источник β-излучения, в рентгеновских трубках, в ускорителях электронов и т. п.

Рентгеновское излучение - совокупность тормозно­го и характеристического излучений, диапазон энергии фотонов которых составляет 1 кэВ – 1 МэВ.

Излучения характеризуются по их ионизирующей и проникающей способности.

Ионизирующая способность излучения определяется удельной ионизацией, т. е. числом пар ионов, создавае­мых частицей в единице объема массы среды или на единице длины пути. Излучения различных видов обла­дают различной ионизирующей способностью.

Проникающая способность излучений определяется величиной пробега. Пробегом называется путь, прой­денный частицей в веществе до ее полной остановки, обусловленной тем или иным видом взаимодействия.

α-частицы обладают наибольшей ионизирующей спо­собностью и наименьшей проникающей способностью. Их удельная ионизация изменяется от 25 до 60 тыс. пар ионов на 1 см пути в воздухе. Длина пробега этих частиц в воздухе составляет несколько сантиметров, а в мягкой биологической ткани - несколько десятков микрон.

β-излучение имеет существенно меньшую ионизиру­ющую способность и большую проникающую способ­ность. Средняя величина удельной ионизации в воздухе составляет около 100 пар ионов на 1 см пути, а макси­мальный пробег достигает нескольких метров при боль­ших энергиях.

Наименьшей ионизирующей способностью и наиболь­шей проникающей способностью обладают фотонные излучения. Во всех процессах взаимодействия электро­магнитного излучения со средой часть энергии преобра­зуется в кинетическую энергию вторичных электронов, которые, проходя через вещество, производят иониза­цию. Прохождение фотонного излучения через веще­ство вообще не может быть охарактеризовано понятием пробега. Ослабление потока электромагнитного излуче­ния в веществе подчиняется экспоненциальному закону и характеризуется коэффициентом ослабления р., кото­рый зависит от энергии излучения и свойств вещества. Но какой бы ни была толщина слоя вещества, нельзя пол­ностью поглотить поток фотонного излучения, а можно только ослабить его интенсивность в любое число раз.

В этом существенное отличие характера ослабления фотонного излучения от ослабления за­ряженных частиц, для кото­рых существует минимальная толщина слоя вещества-поглотителя (пробег), где происходит полное поглощение потока заряженных частиц.

Биологическое действие ионизирующих излучений. Под воздействием ионизирующего излучения на орга­низм человека в тканях могут происходить сложные физические и биологические процессы. В результате ионизации живой ткани происходит разрыв молекуляр­ных связей и изменение химической структуры различ­ных соединений, что в свою очередь приводит к гибели клеток.

Еще более существенную роль в формировании био­логических последствий играют продукты радиолиза воды, которая составляет 60-70% массы биологической ткани. Под действием ионизирующего излучения на воду образуются свободные радикалы Н·и ОН·, а в присут­ствии кислорода также свободный радикал гидропероксида (НО· 2) и пероксида водорода (Н 2 O 2), являющи­еся сильными окислителями. Продукты радиолиза вступают в химические реакции с молекулами тканей, образуя соединения, не свойственные здоровому орга­низму. Это приводит к нарушению отдельных функций или систем, а также жизнедеятельности организма в целом.

Интенсивность химических реакций, индуцирован­ных свободными радикалами, повышается, и в них вов­лекаются многие сотни и тысячи молекул, не затрону­тых облучением. В этом состоит специфика действия ионизирующего излучения на биологические объекты, то есть производимый излучением эффект обусловлен не столько количеством поглощенной энергии в облучае­мом объекте, сколько той формой, в которой эта энер­гия передается. Никакой другой вид энергии (тепловой, электрической и др.), поглощенной биологическим объек­том в том же количестве, не приводит к таким измене­ниям, какие вызывают ионизирующие излучения.

Ионизирующая радиация при воздействии на организм человека может вызвать два вида эффектов, которые клинической медициной относятся к болезням: детерминированные пороговые эффекты (лу­чевая болезнь, лучевой ожог, лучевая катаракта, лучевое бесплодие, аномалии в развитии плода и др.) и стохастические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы, наслед­ственные болезни).

Нарушения биологических процессов могут быть либо обратимыми, когда нормальная работа клеток облучен­ной ткани полностью восстанавливается, либо необрати­мыми, ведущими к поражению отдельных органов или всего организма и возникновению лучевой болезни.

Различают две формы лучевой болезни - острую и хроническую.

Острая форма возникает в результате облучения боль­шими дозами в короткий промежуток времени. При дозах порядка тысяч рад поражение организма может быть мгновенным («смерть под лучом»). Острая лучевая болезнь может возникнуть и при попадании внутрь орга­низма больших количеств радионуклидов.

Острые поражения развиваются при однократном равномерном гамма-облучении всего тела и поглощенной дозе выше 0,5 Гр. При дозе 0,25...0,5 Гр могут наблюдаться временные изменения в крови, которые быстро нормализуются. В интервале дозы 0,5...1,5 Гр возникает чувство усталости, менее чем у 10 % облученных может наблюдаться рвота, умеренные изменения в крови. При дозе 1,5...2,0 Гр наблюдает­ся легкая форма острой лучевой болезни, которая проявляется продол­жительной лимфопенией (снижение числа лимфоцитов - иммунокомпетентных клеток) , в 30...50 % случаев - рвота в первые сутки после облучения. Смертельные исходы не регистрируются.

Лучевая болезнь средней тяжести возникает при дозе 2,5...4,0 Гр. Почти у всех облученных в первые сутки наблюдаются тошнота, рво­та, резко снижается содержание лейкоцитов в крови, появляются подкожные кровоизлияния, в 20 % случаев возможен смертельный исход, смерть наступает через 2...6 недель после облучения. При дозе 4,0...6,0 Гр развивается тяжелая форма лучевой болезни, приводящая в 50 % случаев к смерти в течение первого месяца. При дозах, превы­шающих 6,0 Гр, развивается крайне тяжелая форма лучевой болезни, которая почти в 100 % случаев заканчивается смертью вследствие кровоизлияния или инфекционных заболеваний. Приведенные дан­ные относятся к случаям, когда отсутствует лечение. В настоящее время имеется ряд противолучевых средств, которые при комплекс­ном лечении позволяют исключить летальный исход при дозах около 10 Гр.

Хроническая лучевая болезнь может развиться при непрерывном или повторяющемся облучении в дозах, существенно ниже тех, кото­рые вызывают острую форму. Наиболее характерными признаками хронической лучевой болезни являются изменения в крови, ряд сим­птомов со стороны нервной системы, локальные поражения кожи, поражения хрусталика, пневмосклероз (при ингаляции плутония-239), снижение иммунореактивности организма.

Степень воздействия радиации зависит от того, является облуче­ние внешним или внутренним (при попадании радиоактивного изо­топа внутрь организма). Внутреннее облучение возможно при вдыха­нии, заглатывании радиоизотопов и проникновении их в организм через кожу. Некоторые вещества поглощаются и накапливаются в конкретных органах, что приводит к высоким локальным дозам ра­диации. Кальций, радий, стронций и другие накапливаются в костях, изотопы йода вызывают повреждение щитовидной железы, редкозе­мельные элементы - преимущественно опухоли печени. Равномер­но распределяются изотопы цезия, рубидия, вызывая угнетение кро­ветворения, атрофию семенников, опухоли мягких тканей. При внут­реннем облучении наиболее опасны альфа-излучающие изотопы по­лония и плутония.

Способность вызывать отдаленные последствия - лейкозы, зло­качественные новообразования, раннее старение - одно из ковар­ных свойств ионизирующего излучения.

Для решения вопросов радиационной безопасности в первую очередь представляют интерес эффекты, наблю­даемые при «малых дозах» - порядка нескольких сантизивертов в час и ниже, которые реально встречаются при практическом использовании атомной энергии.

Весьма важным здесь является то, что, согласно со­временным представлениям, выход неблагоприятных эффектов в диапазоне «малых доз», встречающихся в обычных условиях, мало зависит от мощности дозы. Это означает, что эффект определяется прежде всего сум­марной накопленной дозой вне зависимости от того, по­лучена она за 1 день, за 1 с или за 50 лет. Таким обра­зом, оценивая эффекты хронического облучения, следует иметь в виду, что эти эффекты накапливаются в орга­низме в течение длительного времени.

Дозиметрические величины и единицы их измерения. Действия ионизирующего излучения на вещество проявляется в ионизации и возбуждении атомов и моле­кул, входящих в состав вещества. Количественный ме­рой этого воздействия служит поглощенная доза Д п - средняя энергия, переданная излучением единице мас­сы вещества. Единица поглощенной дозы - грей (Гр). 1 Гр = 1 Дж/кг. На прак­тике применяется также внесистемная единица - 1 рад = 100 эрг/г = 1 10 -2 Дж/кг = 0,01 Гр.

Поглощенная доза излучения зависит от свойств из­лучения и поглощающей среды.

Для заряженных частиц (α, β, протонов) небольших энергий, быстрых нейтронов и некоторых других излу­чений, когда основными процессами их взаимодействия с веществом являются непосредственная ионизация и возбуждение, поглощенная доза служит однозначной ха­рактеристикой ионизирующего излучения по его воз­действию на среду. Это связано с тем, что между пара­метрами, характеризующими данные виды излучения (поток, плотность потока и др.) и параметром, характе­ризующим ионизационную способность излучения в сре­де - поглощенной дозой, можно установить адекватные прямые зависимости.

Для рентгеновского и g-излучений таких зависимос­тей не наблюдается, так как эти виды излучений кос­венно ионизирующие. Следовательно, поглощенная доза не может служить характеристикой этих излучений по их воздействию на среду.

До последнего времени в качестве характеристики рентгеновского и g-излучений по эффекту ионизации используют так называемую экспозиционную дозу. Экс­позиционная доза выражает энергию фотонного излуче­ния, преобразованную в кинетическую энергию вторич­ных электронов, производящих ионизацию в единице массы атмосферного воздуха.

За единицу экспозиционной дозы рентгеновского и g-излучений принимают кулон на килограмм (Кл/кг). Это такая доза рентгеновского или g-излучения, при воздействии которой на 1 кг сухого атмосферного возду­ха при нормальных условиях образуются ионы, несу­щие 1 Кл электричества каждого знака.

На практике до сих пор широко используется внеси­стемная единица экспозиционной дозы - рентген. 1 рен­тген (Р) - экспозиционная доза рентгеновского и g-из­лучений, при которой в 0,001293 г (1 см 3 воздуха при нормальных условиях) образуются ионы, несущие заряд в одну электростатическую единицу количества элект­ричества каждого знака или 1 Р=2,58 10 -4 Кл/кг. При экспозиционной дозе в 1 Р будет обра­зовано 2,08 10 9 пар ионов в 0,001293 г атмосферного воздуха.

Исследования биологических эффектов, вызываемых различными ионизирующими излучениями, показали, что повреждение тканей связано не только с количеством поглощенной энергии, но и с ее пространственным рас­пределением, характеризуемым линейной плотностью ионизации. Чем выше линейная плотность ионизации, или, иначе, линейная передача энергии частиц в среде на единицу длины пути (ЛПЭ), тем больше степень био­логического повреждения. Чтобы учесть этот эффект, введено понятие эквивалентной дозы.

Доза эквивалентная H T , R - поглощенная доза в органе или ткани D T , R , умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного излучения W R :

H t , r =W R D T , R

Единицей измерения эквивалентной дозы является Джž кг -1 , имеющий специальное наименование зиверт (Зв).

Значения W R для фотонов, электронов и мюонов любых энергий составляет 1, для α-частиц, осколков деления, тяжелых ядер - 20. Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы:

· Фотоны любых энергий…………………………………………………….1

· Электроны и мюоны (менее 10 кэВ)……………………………………….1

· Нейтроны с энергией менее 10 кэВ………………………………………...5

от 10 кэВ до 100 кэВ ……....………………………………………………10

от 100 кэВ до 2 МэВ………………………………………………………..20

от 2 МэВ до 20 МэВ………………………………………………………..10

более 20 МэВ…………………………………………………………………5

· Протоны, кроме протонов отдачи,

энергия более 2 МэВ………………………………….………………5

· Альфа-частицы,

осколки деления, тяжелые ядра………………………………………….20

Доза эффективная - величина, используемая как мера риска воз­никновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органе Н τТ на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного орга­на или ткани W T:

гдеН τТ - эквивалентная доза в ткани Т за время τ .

Единица измерения эффективной дозы - Дж × кг -1 , называемая зивертом (Зв).

Значения W T для отдельных видов ткани и органов приведены ниже:

Вид ткани, орган W 1

Гонады................................................................................................................0,2

Костный мозг, (красный), легкие, желудок………………………………0,12

Печень, грудная железа, щитовидная железа. …………………………...0,05

Кожа……………………………………………………………………………0,01

Поглощенная, экспозиционная и эквивалентная дозы, отнесенные к единице времени, носят название мощнос­ти соответствующих доз.

Самопроизвольный (спонтанный) распад радиоактив­ных ядер следует закону:

N = N 0 ехр(-λt),

где N 0 - число ядер в данном объеме вещества в момент времени t = 0 ; N - число ядер в том же объеме к моменту времени t; λ - постоянная распада.

Постоянная λ имеет смысл вероятности распада ядра за 1 с; она равна доле ядер, распадающихся за 1 с. По­стоянная распада не зависит от общего числа ядер и имеет вполне определенное значение для каждого ра­диоактивного нуклида.

Приведенное выше уравнение показывает, что с те­чением времени число ядер радиоактивного вещества уменьшается по экспоненциальному закону.

В связи с тем, что период полураспада значительно­го числа радиоактивных изотопов измеряется часами и сутками (так называемые короткоживущие изотопы), его необходимо знать для оценки радиационной опасно­сти во времени в случае аварийного выброса в окружаю­щую среду радиоактивного вещества, выбора метода де­зактивации, а также при переработке радиоактивных отходов и последующем их захоронении.

Описанные виды доз относятся к отдельному челове­ку, то есть являются индивидуальными.

Просуммировав индивидуальные эффективные экви­валентные дозы, полученные группой людей, мы при­дем к коллективной эффективной эквивалентной дозе, которая измеряется в человеко-зивертах (чел-Зв).

Следует ввести еще одно определение.

Многие радионуклиды распадаются очень медленно и останутся в отдаленном будущем.

Коллективную эффективную эквивалентную дозу, которую получат поколения людей от какого-либо ра­диоактивного источника за все время его существова­ния, называют ожидаемой (полной) коллективной эф­фективной эквивалентной дозой.

Активность препарата - это мера количества ра­диоактивного вещества.

Определяется активность числом распадающихся ато­мов в единицу времени, то есть скоростью распада ядер радионуклида.

Единицей измерения активности является одно ядер­ное превращение в секунду. В системе единиц СИ она получила название беккерель (Бк).

За внесистемную единицу активности принята кюри (Ки) - активность такого числа радионуклида, в кото­ром происходит 3,7×10 10 актов распада в секунду. На практике широко пользуются производными Ки: мил­ликюри - 1 мКи = 1 ×10 -3 Ки; микрокюри - 1 мкКи = 1 ×10 -6 Ки.

Измерение ионизирующих излучений. Необходимо помнить, что не существует универсаль­ных методов и приборов, применимых для любых усло­вий. Каждый метод и прибор имеют свою область при­менения. Неучет этих замечаний может привести к грубым ошибкам.

В радиационной безопасности используют радиомет­ры, дозиметры и спектрометры.

Радиометры - это приборы, предназначенные для определения количества радиоактивных веществ (радио­нуклидов) или потока излучения. Например, газораз­рядные счетчики (Гейгера-Мюллера).

Дозиметры - это приборы для измерения мощнос­ти экспозиционной или поглощенной дозы.

Спектрометры служат для регистрации и анализа энергетического спектра и идентификации на этой осно­ве излучающих радионуклидов.

Нормирование. Вопросы радиационной безопасности регламентиру­ется Федеральным законом «О радиационной безопасно­сти населения», нормами радиационной безопасности (НРБ-99) и другими правилами и положениями. В зако­не «О радиационной безопасности населения» говорит­ся: «Радиационная безопасность населения - состояние защищенности настоящего и будущего поколений лю­дей от вредного для их здоровья воздействия ионизиру­ющего излучения» (статья 1).

«Граждане Российской Федерации, иностранные граждане и лица без гражданства, проживающие на тер­ритории Российской Федерации, имеют право на радиа­ционную безопасность. Это право обеспечивается за счет проведения комплекса мероприятий по предотвращению радиационного воздействия на организм человека иони­зирующего излучения выше установленных норм, пра­вил и нормативов, выполнения гражданами и организа­циями, осуществляющими деятельность с использованием источников ионизирующего излучения, требований к обеспечению радиационной безопасности» (статья 22).

Гигиеническая регламентация ионизирующего излученияосуществ­ляется Нормами радиационной безопасности НРБ-99 (Санитарны­ми правилами СП 2.6.1.758-99). Основные дозовые пределы облуче­ния и допустимые уровни устанавливаются для следующих категорий

облучаемых лиц:

· персонал - лица, работающие с техногенными источниками (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздейст­вия (группа Б);

· все население, включая лиц из персонала, вне сферы и усло­вий их производственной деятельности.

В организме человека радиация вызывает цепочку обратимых и необратимых изменений. Пусковым механизмом воздействия являют­ся процессы ионизации и возбуждения молекул и атомов в тканях. Важную роль в формировании биологических эффектов играют сво­бодные радикалы Н + и ОН-, образующиеся в процессе радиолиза воды (в организме содержится до 70% воды). Обладая высокой химической активностью, они вступают в химические реакции с молекулами бел­ка, ферментов и других элементов биологической ткани, вовлекая в реакции сотни и тысячи молекул, не затронутых излучением, что приводит к нарушению биохимических процессов в организме.

Под воздействием радиации нарушаются обменные процессы, замедляется и прекращается рост тканей, возникают новые химиче­ские соединения, не свойственные организму (токсины). Нарушаются функции кроветворных органов (красного костного мозга), увеличи­вается проницаемость и хрупкость сосудов, происходит расстройство

желудочно-кишечного тракта, ослабевает иммунная система человека, происходит его истощение, перерождение нормальных клеток в зло­качественные (раковые) и др.

Ионизирующее излучение вызывает поломку хромосом, после чего происходит соединение разорванных концов в новые сочетания. Это приводит к изменению генного аппарата человека. Стойкие изме­нения хромосом приводят к мутациям, которые отрицательно влияют на потомство.

Для защиты от ионизирующих излучений применяют следующие методы и средства:

Снижение активности (количества) радиоизотопа, с которым работает человек;

Увеличение расстояния от источника излучения;

Экранирование излучения с помощью экранов и биологиче­ских защит;

Применение средств индивидуальной защиты.

В инженерной практике для выбора типа и материала экрана, его толщины используют уже известные расчетно-экспериментальные данные по кратности ослабления излучений различных радионукли­дов и энергий, представленные в виде таблиц или графических зави­симостей. Выбор материала защитного экрана определяется видом и энергией излучения.

Для защиты от альфа-излучения достаточно 10 см слоя воздуха. При близком расположении от альфа-источника применяют экраны из органического стекла.

Для защиты от бета-излучения рекомендуется использовать материалы с малой атомной массой (алюминий, плексиглас, карболит). Для комплексной защиты от бета- и тормозного гамма-излучения применяют комбинированные двух- и многослойные экраны, у кото­рых со стороны источника излучения устанавливают экран из мате­риала с малой атомной массой, а за ним - с большой атомной массой (свинец, сталь и т.д.).

Для защиты от гамма- и рентгеновского излучения, обладаю­щих очень высокой проникающей способностью, применяют материа­лы с большой атомной массой и плотностью (свинец, вольфрам и др.), а также сталь, железо, бетон, чугун, кирпич. Однако чем меньше атомная масса вещества экрана и чем меньше плотность защитного материала, тем для требуемой кратности ослабления требуется боль­шая толщина экрана.

Для защиты от нейтронного излучения применяют водородо-содержащие вещества: воду, парафин, полиэтилен. Кроме того, нейт­ронное излучение хорошо поглощается бором, бериллием, кадмием, графитом. Поскольку нейтронные излучения сопровождаются гамма-излучениями, необходимо применять многослойные экраны из раз­личных материалов: свинец-полиэтилен, сталь-вода и водные рас­творы гидроокисей тяжелых металлов.

Средства индивидуальной защиты. Для защиты человека от внутреннего облучения при попадании радиоизотопов внутрь организ­ма с вдыхаемым воздухом применяют респираторы (для защиты от ра­диоактивной пыли), противогазы (для защиты от радиоактивных газов).

При работе с радиоактивными изотопами применяют халаты, комбинезоны, полукомбинезоны из неокрашенной хлопчатобумажной ткани, а также хлопчатобумажные шапочки. При опасности значи-тельного загрязнения помещения радиоактивными изотопами поверх хлопчатобумажной одежды надевают пленочную (нарукавники, брю­ки, фартук, халат, костюм), покрывающую все тело или места воз­можного наибольшего загрязнения. В качестве материалов для пле­ночной одежды применяют пластики, резину и другие материалы, которые легко очищаются от радиоактивных загрязнений. При ис­пользовании пленочной одежды в ее конструкции предусматривается принудительная подача воздуха под костюм и нарукавники.

При работе с радиоактивными изотопами высокой активности используют перчатки из просвинцованной резины.

При высоких уровнях радиоактивного загрязнения применяют пневмокостюмы из пластических материалов с принудительной пода­чей чистого воздуха под костюм. Для защиты глаз применяют очки закрытого типа со стеклами, содержащими фосфат вольфрама или свинец. При работе с альфа- и бета-препаратами для защиты лица и глаз используют защитные щитки из оргстекла.

На ноги надевают пленочные туфли или бахилы и чехлы, сни­маемые при выходе из загрязненной зоны.

ИОНИЗИРУЮЩИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ, ИХ ПРИРОДА И ВОЗДЕЙСТВИЕ НА ОРГАНИЗМ ЧЕЛОВЕКА

Радиация и её разновидности

Ионизирующие излучения

Источники радиационной опасности

Устройство ионизирующих источников излучения

Пути проникновения излучения в организм человека

Меры ионизирующего воздействия

Механизм действия ионизирующего излучения

Последствия облучения

Лучевая болезнь

Обеспечение безопасности при работе с ионизирующими излучениями

Радиация и её разновидности

Радиация – это все виды электромагнитного излучения: свет, радиоволны, энергия солнца и множество иных излучений вокруг нас.

Источниками проникающей радиации, создающими природный фон облучения, являются галактическое и солнечное излучение, наличие радиоактивных элементов в почве, воздухе и материалах, используемых в хозяйственной деятельности, а также изотопов,главным образом,калия, в тканях живого организма. Одним из наиболее весомых естественных источников радиации является радон – газ, не имеющий вкуса и запаха.

Интерес представляет не любая радиация, а ионизирующая, которая, проходя сквозь ткани и клетки живых организмов, способна передавать им свою энергию, разрывая химические связи внутри молекул и вызывая серьёзные изменения в их структуре. Ионизирующее излучение возникает при радиоактивном распаде, ядерных превращениях, торможении заряженных частиц в веществе и образует при взаимодействии со средой ионы разных знаков.

Ионизирующие излучения

Все ионизирующие излучения делятся на фотонные и корпускулярные.

К фотонному ионизирующему излучению относятся:

а) Y-излучение, испускаемое при распаде радиоактивных изотопов или аннигиляции частиц. Гамма-излучение по своей природе является коротковолновым электромагнитным излучением, т.е. потоком высокоэнергетических квантов электромагнитной энергии, длина волны которых значительно меньше межатомных расстояний, т.е. y < 10 см. Не имея массы, Y-кванты двигаются со скоростью света, не теряя её в окружающей среде. Они могут лишь поглощаться ею или отклоняться в сторону, порождая пары ионов: частица- античастица, причём последнее наиболее значительно при поглощении Y- квантов в среде. Таким образом, Y- кванты при прохождении через вещество передают энергию электронам и, следовательно, вызывают ионизацию среды. Благодаря отсутствию массы, Y- кванты обладают большой проникающей способностью (до 4- 5 км в воздушной среде);

б) рентгеновское излучение, возникающее при уменьшении кинетической энергии заряженных частиц и / или при изменении энергетического состояния электронов атома.

Корпускулярное ионизирующее излучение состоит из потока заряженных частиц (альфа-,бета-частиц, протонов, электронов), кинетическая энергия которых достаточна для ионизации атомов при столкновении. Нейтроны и другие элементарные частицы непосредственно не производят ионизацию, но в процессе взаимодействия со средой высвобождают заряженные частицы (электроны, протоны), способные ионизировать атомы и молекулы среды, через которую проходят:

а) нейтроны – единственные незаряженные частицы, образующиеся при некоторых реакциях деления ядер атомов урана или плутония. Поскольку эти частицы электронейтральны, они глубоко проникают во всякое вещество, включая живые ткани. Отличительной особенностью нейтронного излучения является его способность превращать атомы стабильных элементов в их радиоактивные изотопы, т.е. создавать наведённую радиацию, что резко повышает опасность нейтронного излучения. Проникающая способность нейтронов сравнима с Y- излучением. В зависимости от уровня носимой энергии условно различают нейтроны быстрые (обладающие энергией от 0,2 до 20 Мэ В) и тепловые (от 0,25 до 0,5 Мэ В). Это различие учитывается при проведении защитных мероприятий. Быстрые нейтроны замедляются, теряя энергию ионизации, веществами с малым атомным весом (так называемыми водородосодержащими: парафин, вода, пластмассы и др.). Тепловые нейтроны поглощаются материалами, содержащими бор и кадмий (борная сталь, бораль, борный графит, сплав кадмия со свинцом).

Альфа -, бета-частицы и гамма - кванты обладают энергией всего в несколько мегаэлектронвольт, и создавать наведённую радиацию не могут;

б) бета частицы - электроны, испускаемые во время радиоактивного распада ядерных элементов с промежуточной ионизирующей и проникающей способностью (пробег в воздухе до 10-20 м).

в) альфа частицы - положительно заряженные ядра атомов гелия, а в космическом пространстве и атомов других элементов, испускаемые при радиоактивном распаде изотопов тяжёлых элементов – урана или радия. Они обладают малой проникающей способностью (пробег в воздухе - не более 10 см), даже человеческая кожа является для них непреодолимым препятствием. Опасны они лишь при попадании внутрь организма, так как способны выбивать электроны из оболочки нейтрального атома любого вещества, в том числе и тела человека, и превращать его в положительно заряженный ион со всеми вытекающими последствиями, о которых будет сказано далее. Так, альфа частица с энергией 5 МэВ образует 150 000 пар ионов.

Характеристика проникающей способности различных видов ионизирующего излучения

Количественное содержание радиоактивного материала в организме человека или веществе определяется термином «активность радиоактивного источника» (радиоактивность). За единицу радиоактивности в системе СИ принят беккерель (Бк), соответствующий одному распаду в 1 с. Иногда на практике применяется старая единица активности – кюри (Ки). Это активность такого количества вещества, в котором за 1с происходит распад 37 млрд. атомов. Для перевода пользуются зависимостью: 1 Бк = 2,7 х 10 Ки или 1 Ки = 3,7 х 10 Бк.

Каждый радионуклид имеет неизменный, присущий только ему период полураспада (время, необходимое для потери веществом половины активности). Например, у урана-235 он составляет 4 470 лет, тогда как у йода-131 – всего лишь 8 суток.

Источники радиационной опасности

1. Главная причина опасности – радиационная авария. Радиационная авария – потеря управления источником ионизирующего излучения (ИИИ), вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями персонала, стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей выше установленных норм или к радиоактивному загрязнению окружающей среды. При авариях, вызванных разрушением корпуса реактора или расплавлением активной зоны выбрасываются:

1) Фрагменты активной зоны;

2) Топливо (отходы) в виде высокоактивной пыли, которая может долгое время находиться в воздухе в виде аэрозолей, затем после прохождения основного облака выпадать в виде дождевых (снеговых) осадков, а при попадании в организм вызывать мучительный кашель, иногда по тяжести сходный с приступом астмы;

3) лавы, состоящие из двуокиси кремния, а также расплавленный в результате соприкосновения с горячим топливом бетон. Мощность дозы вблизи таких лав достигает 8000 Р/час и даже пятиминутное пребывание рядом губительно для человека. В первый период после выпадения осадков РВ наибольшую опасность представляет йод-131, являющийся источником альфа- и бэта-излучения. Периоды полувыведения его из щитовидной железы составляют: биологический – 120 суток, эффективный – 7,6. Это требует быстрейшего проведения йодной профилактики всего населения, оказавшегося в зоне аварии.

2. Предприятия по разработке месторождений и обогащению урана. Уран имеет атомный вес 92 и три естественных изотопов: уран-238 (99,3%), уран-235 (0,69%) и уран-234 (0,01%). Все изотопы являются альфа-излучателями с незначительной радиоактивностью (2800кг урана по активности эквивалентны 1 г радия-226). Период полураспада урана-235 = 7,13 х 10 лет. Искусственные изотопы уран-233 и уран-227 имеют период полураспада 1,3 и 1,9 мин. Уран – мягкий металл, по внешнему виду похожий на сталь. Содержание урана в некоторых природных материалах доходит до 60 %, но в большинстве урановых руд оно не превышает 0,05-0,5 %. В процессе добычи при получении 1 тонны радиоактивного материала образуется до 10-15 тыс. тонн отходов, а при переработке от 10 до 100 тыс. тонн. Из отходов (содержащих незначительное количество урана, радия, тория и других радиоактивных продуктов распада) выделяется радиоактивный газ – радон-222, который при вдохе вызывает облучение тканей лёгких. При обогащении руды радиоактивные отходы могут попасть в близлежащие реки и озёра. При обогащении уранового концентрата возможна некоторая утечка газообразного гексафторида урана из конденсационно-испарительной установки в атмосферу. Получаемые при производстве тепловыделяющих элементов некоторые урановые сплавы, стружки, опилки могут воспламеняться во время транспортировки или хранения, в результате в окружающую среду могут быть выброшены значительные количества отходов сгоревшего урана.

3. Ядерный терроризм. Участились случаи кражи ядерных материалов, пригодных для изготовления ядерных боеприпасов даже кустарным способом, а также угрозы вывода из строя ядерных предприятий, кораблей с ядерными установками и АЭС с целью получения выкупа. Опасность ядерного терроризма существует и на бытовом уровне.

4. Испытания ядерного оружия. За последнее время достигнута миниатюризация ядерных зарядов для испытаний.

Устройство ионизирующих источников излучения

По устройству ИИИ бывают двух типов – закрытые и открытые.

Закрытые источники помещены в герметизированные контейнеры и представляют опасность лишь в случае отсутствия должного контроля за их эксплуатацией и хранением. Свою лепту вносят и воинские части, передающие списанные приборы в подшефные учебные заведения. Утери списанного, уничтожение за ненадобностью, кражи с последующей миграцией. Например, в Братске на заводе стройконструкций, ИИИ, заключенный в свинцовую оболочку, хранился в сейфе вместе с драгоценными металлами. И когда грабители взломали сейф, то они решили, что эта массивная болванка из свинца – тоже драгоценная. Украли её, а затем честно поделили, распилив пополам свинцовую «рубашку» и заточенную в ней ампулу с радиоактивным изотопом.

Радиоактивное излучение (или ионизирующее) – это энергия, которая высвобождается атомами в форме частиц или волн электромагнитной природы. Человек подвергается такому воздействию как через природные, так и через антропогенные источники.

Полезные свойства излучения позволили успешно использовать его в промышленности, медицине, научных экспериментах и исследованиях, сельском хозяйстве и других областях. Однако с распространением применения этого явления возникла угроза здоровью людей. Малая доза радиоактивного облучения способна повысить риск приобретения серьёзных заболеваний.

Отличие радиации от радиоактивности

Радиация, в широком смысле, означает излучение, то есть распространение энергии в виде волн или частиц. Радиоактивные излучения делят на три вида:

• альфа-излучение – поток ядер гелия-4;
• бета-излучение – поток электронов;
• гамма-излучение – поток высокоэнергетических фотонов.

Характеристика радиоактивных излучений основана на их энергии, пропускных свойствах и виде испускаемых частиц.

Альфа-излучение, которое представляет собой поток корпускул с положительным зарядом, может быть задержано толщей воздуха или одеждой. Этот вид практически не проникает через кожный покров, но при попадании в организм, например, через порезы, очень опасен и пагубно действует на внутренние органы.

Бета-излучение обладает большей энергией – электроны движутся с высокой скоростью, а их размеры малы. Поэтому данный вид радиации проникает через тонкую одежду и кожу глубоко в ткани. Экранировать бета-излучение можно при помощи алюминиевого листа в несколько миллиметров или толстой деревянной доски.

Гамма-излучение – это высокоэнергетическое излучение электромагнитной природы, которое обладает сильной проникающей способностью. Для защиты от него нужно использовать толстый слой бетона или пластину из тяжёлых металлов таких, как платина и свинец.

Феномен радиоактивности был обнаружен в 1896 году. Открытие сделал французский физик Беккерель. Радиоактивность – способность предметов, соединений, элементов испускать ионизирующее изучение, то есть радиацию. Причина явления заключается в нестабильности атомного ядра, которое при распаде выделяет энергию. Существует три вида радиоактивности:

• естественная – характерна для тяжёлых элементов, порядковый номер которых больше 82;
• искусственная – инициируется специально с помощью ядерных реакций;
• наведённая – свойственна объектам, которые сами становятся источником радиации, если их сильно облучить.

Элементы, обладающие радиоактивностью, называют радионуклидами. Каждый из них характеризуется:

• периодом полураспада;
• видом испускаемой радиации;
• энергией радиации;
• и другими свойствами.

Источники радиации

Человеческий организм регулярно подвергается действию радиоактивного излучения. Приблизительно 80% ежегодно получаемого количества приходится на космические лучи. В воздухе, воде и почве содержатся 60 радиоактивных элементов, являющихся источниками естественной радиации. Основным природным источником излучения считается инертный газ радон, высвобождающийся из земли и горных пород. Радионуклиды также проникают в организм человека с пищей. Часть ионизирующего облучения, которому подвергаются люди, исходит от антропогенных источников, начиная от атомных генераторов электричества и ядерных реакторов до используемой для лечения и диагностики радиации. На сегодняшний день распространёнными искусственными источниками излучения являются:

• медицинское оборудование (основной антропогенный источник радиации);
• радиохимическая промышленность (добыча, обогащение ядерного топлива, переработка ядерных отходов и их восстановление);
• радионуклиды, применяющиеся в сельском хозяйстве, лёгкой промышленности;
• аварии на радиохимических предприятиях, ядерные взрывы, радиационные выбросы
• строительные материалы.

Радиационное облучение по способу проникновения в организм делится на два типа: внутреннее и внешнее. Последнее характерно для распылённых в воздухе радионуклидов (аэрозоль, пыль). Они попадают на кожу или одежду. В таком случае источники радиации можно удалить, смыв их. Внешнее же облучение вызывает ожоги слизистых оболочек и кожных покровов. При внутреннем типе радионуклид попадает в кровоток, например, введением в вену или через раны, и удаляется путём экскреции или с помощью терапии. Такое облучение провоцирует злокачественные опухоли.

Радиоактивный фон существенно зависит от географического положения – в некоторых регионах уровень радиации может превышать средний в сотни раз.

Влияние радиации на здоровье человека

Радиоактивное излучение из-за ионизирующего действия приводит к образованию в организме человека свободных радикалов – химически активных агрессивных молекул, которые вызывают повреждение клеток и их гибель.

Особенно чувствительны к ним клетки ЖКТ, половой и кроветворной систем. Радиоактивное облучение нарушает их работу и вызывает тошноту, рвоту, нарушение стула, температуру. Воздействуя на ткани глаза, оно может привести к лучевой катаракте. К последствиям ионизирующего излучения также относят такие повреждения, как склероз сосудов, ухудшение иммунитета, нарушение генетического аппарата.

Система передачи наследственных данных имеет тонкую организацию. Свободные радикалы и их производные способны нарушать структуру ДНК – носителя генетической информации. Это приводит к возникновению мутаций, которые сказываются на здоровье последующих поколений.

Характер воздействия радиоактивного излучения на организм определяется рядом факторов:

• вид излучения;
• интенсивность радиации;
• индивидуальные особенности организма.

Результаты радиоактивного излучения могут проявиться не сразу. Иногда его последствия становятся заметны через значительный промежуток времени. При этом большая однократная доза радиации более опасна, чем долговременное облучение малыми дозами.

Поглощённое количество радиации характеризуется величиной, называемой Зиверт (Зв).

• Нормальный радиационный фон не превышает 0,2 мЗв/ч, что соответствует 20 микрорентгенам в час. При рентгенографии зуба человек получает 0,1 мЗв.

• Смертельная разовая доза составляет 6-7 Зв.

Применение ионизирующих излучений

Радиоактивное излучение широко применяется в технике, медицине, науке, военной и атомной промышленности и других сферах человеческой деятельности. Явление лежит в основе таких устройств, как датчики задымления, генераторы электроэнергии, сигнализаторы обледенения, ионизаторы воздуха.

В медицине радиоактивное излучение используется в лучевой терапии для лечения онкологических заболеваний. Ионизирующая радиация позволила создать радиофармацевтические препараты. С их помощью проводят диагностические обследования. На базе ионизирующего излучения устроены приборы для анализа состава соединений, стерилизации.

Открытие радиоактивного излучения было без преувеличения революционным – применение этого явления вывело человечество на новый уровень развития. Однако это также стало причиной возникновения угрозы экологии и здоровью людей. В связи с этим поддержание радиационной безопасности является важной задачей современности.