double arrow

Способы защиты от ионизирующих излучений


Основная задача безопасности сводится к недопущению облучения организма человека или отдельных его органов выше лимитной дозы облучения.

Защита от внешнего облучения обеспечивается доведением дозы облучения до лимитной дозы путем уменьшения времени облучения (Т), увеличением расстояния от источника (R) излучения, установкой защитных экранов около источников либо у рабочих мест, применением индивидуальных средств защиты. Обычно применяют комплекс мер защиты, так как одним каким – то способом снизить дозу облучения до лимитной дозы весьма затруднительно.

Из классической формулы доза излучения источника и, следовательно, доза поглощения

(9)

рассчитывают либо Т (допустимое время облучения) или допустимое расстояние (R).

где С – активность радиоактивного вещества;

λ – постоянная радиоактивного распада данного элемента.

Уменьшение времени облучения («защита временем») достигается соответствующей подготовкой и организацией работы.

Для увеличения расстояния до источника излучения («защита расстоянием») применяют автоматизацию производственного процесса или дистанционное управление, а также используют инструмент с длинными рукоятками или манипуляторы.




Защита от ионизирующих излучений путем экранирования основана на принципе поглощения, то есть ослабления излучения веществом экрана.

Поэтому при защите методом экранирования определяют толщину экрана, необходимую для ослабления излучения до допустимой величины.

Защита от α – излучения производится на основе полного поглощения α – частиц веществом экрана. Поэтому при защите от α – частиц толщина экрана (∆) должна быть больше длины свободного пробега (ℓα) их в данном веществе, то есть ∆ > ℓα .

Ввиду малой длины пробега - частиц защита от внешнего облучения обеспечивается слоем воздуха 10 – 12 см, плотной одеждой, резиновыми перчатками или другим веществом (стекло, фольга и т.п.) толщиной в несколько миллиметров.

Толщина слоя воздуха, полностью поглощающего - частиц равна

, мм (10)

где Еα – энергия ионизирующих частиц, МэВ.

Экраны для защиты от β – частиц делают из материалов с малым атомным номером (алюминий, плексиглас), во избежание образования сильного тормозного излучения. Однако целесообразно делать двухсторонние экраны: изнутри материал с малым атомным номером, снаружи – с большим атомным номером для поглощения тормозного излучения.

Для ориентировочного расчета укажем, что толщина защитного алюминиевого экрана (в мм) примерно равна удвоенной максимальной энергии β – частиц (в МэВ).

Для любых защитных материалов толщину экрана от β – излучений можно определить по формуле



β = (5,4·Еβ – 1,5)/ ρ, мм (11)

где Еβ – максимальная энергия β – спектра, МэВ;

ρ – плотность материала экрана, г/см3.

Значительно труднее осуществить защиту от γ – излучений, обладающего большой проникающей способностью. Для защиты от γ – излучений применяют экраны из материалов с большим атомным номером – большой удельной плотностью (свинец, железо), а для стационарных защитных устройств – баритобетон и простой бетон. Толщину экрана для защиты от узкого лучка γ – лучей определяют по формуле

, мм (12)

где Р0 – мощность дозы без экрана;

Рq – допустимая мощность дозы;

μ – линейный коэффициент ослабления γ – излучений в материале экрана (см-1), зависит от энергии γ – излучения и плотности материала экрана.

В практических условиях чаще всего приходится иметь дело с широким пучком, в котором коэффициент линейного ослабления и фактор накопления находятся в сложной зависимости от энергии излучения, материала и толщины защиты. На практике в этих случаях толщину экрана определяют по графикам и таблицам в зависимости от необходимой кратности ослабления, энергии квантов и материала защиты. Экраны бывают стационарными, передвижными и разборные. В них не должно быть щелей и пустот.

Еще большие трудности встречаются при защите от нейтронного излучения. Нейтрон, обладал огромной проникающей способностью, слабо поглощается веществом. Поэтому задача защиты от нейтронов заключается в замедлении быстрых нейтронов с последующим поглощением замедленных нейтронов. Известно, что нейтрон теряет значительную часть своей энергии (около 2/3) при столкновении с атомом водорода. Поэтому хорошим защитных материалом от нейтронов является вода и водородосодержащие материалы, парафин, а также графит, бериллий и др. Нейтроны малой энергии сильно поглощаются бором. Поэтому бор в чистом виде, а в большинстве случаев в виде соединений или смесей, вводится в бетон, свинец, резину и другие материалы, применяемые для защиты от нейтронного излучения.



На практике чаще всего толщину экранов определяют по графикам в зависимости либо от энергии излучения (рис. 1) или кратности ослабления излучения (рис. 2). Кратность ослабления излучения (К0) определяют по допустимой мощности облучения или допустимой дозы

Ко = Д0q, Ко = Р0q.

где Д0, Р0 – доза и мощность без экрана;

Дq, Рq – допустимые доза и мощность.

Рис. 1. график для определения толщины экрана по энергии излучения (Е)

Рис. 2. График для определения толщины экрана по кратности ослабления излучения (К0)

Для работы с радиоактивными веществами применяют специальные камеры (рис. 3, 4), защитные экраны (рис. 5) и специальные перчатки (рис. 6).

Все работы в зависимости от уровня активности радиоактивных веществ подразделяют на четыре категории:

I – до 1 мкКи;

II – более 1 мкКи до 1 мКи;

III – более 1 мКи до 1 Ки;

IV – более 1 Ки.

При уровне активности до 1 мКи меры безопасности сводятся к предосторожностям, обычно принимаемым при работе с вредными веществами. По мере повышения уровня активности необходимые меры безопасности становятся все более сложными.

Рис. 3. Универсальная камера Рис.4. Камера из нержавеющей

(бокс для работы с γ – стали

активными препаратами)

Рис. 5. Защитный экран: Рис. 6. Специальные перчатки

1 – смотровое окно;

2 – шасси;

3 – шпаговые манипуляторы

Рис. 7. Индивидуальный дозиметр ДК – 0,2:

а – схема; 1 – полный цилиндр из дуралюминия; 2 – корпус ионизационной камеры; 3 – янтарный изолятор; 4 – электроскоп; 5 – пружинный контакт; 6 – регулировочная прокладка; 7 – окуляр; 8 – шкала микроскопа; 9 – диафрагма; 10 – объектив; 11 – наконечник; б – внешний вид.

Рис. 8. Схема карманного дозиметра ДК – 50:

1 – корпус дозиметра; 2 – корпус ионизационной камеры; 3 – держатель; 4 – кварцевая нить; 5 – конденсатор малой емкости; 6 – объектив; 7 – окуляр;

8 – шкала; 9 мембрана; 10 – зарядник; 11 – наконечник; 12 – диафрагма.

Работающие с открытыми радиоактивными веществами должны обеспечиваться спецодеждой, которая предохраняет от радиоактивных загрязнений и защищают работающих от α – и по возможности от β – излучений (защита от γ – лучей с помощью индивидуальных средств практически невозможна, так как высокая энергия γ – излучения требует огромной толщины и веса защитных приспособлений). Вид спецодежды зависит от категории выполняемой работы. Так, при выполнении работ второй и третьей категории весь обслуживающий персонал обеспечивается халатами из белой хлопчатобумажной ткани (отбеленный молескин арт. 555, 553 или отбеленная диагональ арт. 596); шапочками из того же материала, резиновые перчатки, тапочки и при необходимости – средствами защиты органов дыхания.

При выполнении работ IV категории вместо халатов используются комбинезоны, сшиты из тех же тканей, что и для работ II и III категорий. Кроме того, работающие снабжаются нательным бельем из бязи, полотна или ситца, ботинками и неокрашенными трикотажными носками.

Если концентрация аэрозолей превышает предельно допустимую не более чем в 1000 раз, то работающие обеспечиваются дополнительными комплектом средств индивидуальной защиты для кратковременных ремонтных и аварийных работ: полукомбинезоном из поливинилхлорида рец. 80; нарукавниками из того же материала; респираторы ШБ – 2; бахилами, перчатками.

Для ремонтных и аварийных работ III и IV категорий используются пневмокостюмы типа ЛГ – 4 (или ЛГ - 2), пластиковые бахилы и резиновые сапоги, резиновые перчатки.

Для защиты органов дыхания от радиоактивной пыли применяется специальный респиратор – повязка ШБ – 1 «Лепесток». Он не защищает от газов и паров и используется при содержании в воздухе радиоактивной пыли не выше 200 предельно допустимых доз.

При больших концентрациях и при высокой дисперсности радиоактивной пыли применяют респиратор ШБ – 2 – фильтрующий шлем – маску, закрывающий лицо и голову. Эффективность по задержанию пыли составляет 99,99 %. При необходимости применения изолирующих средств в условиях радиоактивных загрязнений применяется пневмошлем изолирующего типа ЛИЗ – 1. В пневмошлем подается воздух в объеме 200 л/мин под давлением 25 – 30 мм вод. ст.

Безопасное выполнение работ с радиоактивными веществами возможно только при наличии оборудованных лабораторий. Лучше всего их располагать в отдельных стоящих зданиях или в отдельном одноэтажном крыле здания.

Конструкция здания, устройство оборудования и планировка помещения выполняются с таким расчетом, чтобы мощность дозы ионизирующего излучения снаружи помещения (около стен, окон, дверей и пр.) не превышала 0,8 мР/час. Полы, потолки, стены и двери в лабораториях должны быть гладкими. Стены на высоту 2 м покрываются светлой химической масляной краской типа ХСЭ – 1, места стыка стен между собой с потолком и полом закругляются. В качестве покрытий для полов применяют линолеум, метлахскую плитку, полихлорвиниловый пластик. Края пластика и линолеума подняты на высоту 200 мм и заделываются заподлицо со стенами.

Наиболее рациональной является так называемая трехзональная планировка: а / чистая зона, в которой работы с радиоактивными изотопами не проводятся; б / получистая зона или зона размещения оборудования (вытяжные шкафы, защитные камеры, боксы); в / грязная зона, где выполняются ремонтные работы, загрузка и выгрузка радиоактивных изотопов, смена и монтаж технологического оборудования и т.д. Выход из грязной и получистой зон в чистую предусматривается только через санпропускник.

Работы с радиоактивными веществами III и IV категорий проводятся в специальных камерах или боксах (рис. 3,4). Операции выполняются при помощи механических манипуляторов (рис. 5). Хранение радиоактивных веществ, производится в защитных контейнерах в хранилище изотопов. – активные изотопы нужно хранить в освинцованных сейфах, чистые β – излучатели – в неосвинцованных сейфах. Изотопы, при хранении которых в атмосферу могут выделяться газообразные радиоактивные вещества, должны храниться в герметически закрытых сосудах. В шкафах должна быть оборудована вытяжная вентиляция. Лаборатории оборудуются приточно – вытяжной вентиляцией. Работы с открытыми источниками выполняются в вентилируемых камерах с защитными стенками (боксы, вытяжные шкафы). Удаляемый воздух должен фильтроваться и выбрасываться через трубы высотой не ниже 4 м над коньком зданий. Забор воздуха производится не ближе 20 м от места выброса. Если концентрация радиоактивных изотопов не превышает ПДК в 10 раз, можно выбрасывать воздух без фильтрации.

Жидкие и твердые радиоактивные отходы нужно собирать в отдельную тару разного использования, помещенную в защитные контейнеры. Затем отходы подвергаются захоронению в могильники, располагаемые не ближе 200 км от города на незатопляемой местности.

При работе с радиоактивными веществами необходимо проводить дезактивацию, то есть очистку от радиоактивных загрязнений воздуха, воды, оборудования и инструментов, спецодежды, индивидуальных средств защиты, тела работающего. Очистка поверхностей осуществляется механическим путем или мойкой. В качестве моющих средств, применяются вода, мыло, синтетические моющие средства, радиохимические дезактиваторы, комплексообразующие реагенты, химические растворители.

Отходы, образующиеся при использовании радиоактивных веществ, необходимо удалить и захоронить, так как никакими известными физическими или химическими методами нельзя нейтрализовать радиоактивность.

«Кладбище» для захоронения радиоактивных отходов состоит из отдельных подземных закрытых «могильников». Основание дна «могильника» должно быть выше на 1,5 м уровня грунтовых вод. Интенсивность излучения на поверхности земли «могильника» не должна превышать 2,5 мкР/с.

Перед допуском к работе с радиоактивными веществами обязательно проводится медицинский осмотр для определения пригодности человека к работе с ними. Периодические медицинские осмотры в зависимости от условий работы проводятся не реже 1 – 2 раз в год. При медицинских осмотрах обследуются сердечно-сосудистая система, пищеварительный тракт, зубы, миндалины, мочеполовая система, кожа, руки и др.; проверяется также радиоактивность мочи (после удаления из нее нормально содержащего радиоактивного калия). Регулярно снимаются отпечатки пальцев.

Особенностью условий работы с радиоактивными веществами является то, что о всяком, даже легком недомогании работника, должен быть поставлен в известность лечащий врач.

На каждого работающего с радиоактивными веществами ведется санитарная карта, в которой регистрируются полученные дозы, обращения к врачу и т.д.

Радиоактивное излучение не может быть обнаружено непосредственно ни одним из наших органов чувств.

Для обнаружения и оценки излучений пользуются различными методами. Дозиметрический контроль основан на следующих физических эффектах:

– ионизации;

– сципнтиляции;

– фотографии;

– калометрии.

Приборы радиационного контроля подразделяются по назначению:

– дозиметрические приборы, которые предназначены для измерения мощности дозы («Рос», «РКС – 104», «ДК – 02» и др.);

– радиометрические приборы, которыми измеряют поверхностное загрязнение и активность веществ («Принять», «Десна», «Бриз», «Белка», «Бета» и др.);

– спектрометрические приборы, которые позволяют определить спектр (смесь) радиоактивных изотопов на загрязненном объекте.

Для индивидуальной дозиметрии применяют карманные дозиметры (ДК – 02, ДК – 50 рис. 7,8). Прибор ДК – 02 состоит из ионизационной камеры, электроскопа и микроскопа. Измерение основано на определении величины потерянного заряда при разрядке в поле облучения. Может измерять рентгеновские и γ – излучения при мощности дозы до 100 мР/мин. Дозиметр ДК – 50 (рис. 8) позволяет измерять дозу в пределах 2 – 50 Р при мощности дозы до 100 Р/час.

Вопросы для самопроверки и сдачи экзамена (зачета)

1. Характеристика ионизирующих излучений и радиоактивных веществ

2. Дозы ионизирующих излучений и единицы их измерений

3. Действия ионизирующих излучений на организм человека

4. Нормирование ионизирующих излучений

5. Защита «временем» и «расстоянием» от ионизирующих излучений

6. Защита от α и β излучения экранированием источников и рабочих мест

7. Защита экраны от γ – излучений

8. Защита от нейтронного облучения

9. Методика расчета защитных экранов по графикам

10. Подразделение работ в зависимости от уровня активности радиоактивных веществ

11. Необходимая спецодежда при работе с ионизирующими излучениями

12. Требования к устройству помещений для работы с ионизирующими излучениями

13. Дезактивация

14. Медицинский контроль за работающими с ионизирующими веществами

15. Дозиметрический контроль

Литература

1. Нормы радиационной безопасности. Украины. НРБУ – 97.

2. Закон Украины «О защите людей от воздействия ионизирующих излучений» от 14.01.98., № 15/98 ВР.

3. Основы охраны труда. Под. Редакцией К.Н. Ткачука, М.О. Халимовского. К.: «Основа», 2003.







Сейчас читают про: