Размещено на http://www.allbest.ru/

План

Введение

Раздел 1. Классификация источников ИИ

1.1 Природные и техногенные источники ИИ

1.2 Открытые и закрытые техногенные источники ИИ

Раздел 2. Требования при использовании закрытых источников ИИ

2.1 Особенности закрытых источников ИИ

2.2 Нормирование медицинского облучения

Раздел 3. Расчетная часть

Выводы

Список литературы



Условные обозначения и сокращения

ИИ - ионизирующее излучение;

ИИИ - источник ионизирующего излучения;

а_п - удельная активности почвы, Бк/кг;

a_s - плотность поверхностного загрязнения почвы, Ки/км ²;

а_р - ожидаемое содержание радионуклида в хозяйственной части урожая (Бк/кг);

а_пр-содержание радионуклида в продукции растениеводства (Бк/кг);

А_год - суммарная активность радионуклида, поступающего в организм человека за год (Бк/год);

К_пп - коэффициент потерь активности в процессе переработки растительной продукции;

K_H - коэффициент накопления радионуклида растением, отн. ед.;

К_ос - коэффициент ослабления дозы;

К_D - дозовые коэффициенты;

К_П - коэффициент перехода радионуклида из почвы в растения;

ГП - годовое потребление продукта;

D_внешн - доза внешнего облучения, мЗв/год;

D_внутр - доза внутреннего облучения, мЗв/год;

D_общ - общая дозовая нагрузка, мЗв/год;

СанПиН - санитарные правила и нормы.



Введение

Быстрое развитие ядерной энергетики и широкое применение источников ионизирующих излучений (ИИИ) в различных областях науки, техники и народного хозяйства создали потенциальную угрозу радиационной опасности для человека и загрязнения окружающей среды радиоактивными веществами. Поэтому вопросы защиты от ионизирующих излучений (радиационная безопасность) превращаются в одну из важнейших проблем.

Радиация характеризуется лучистой энергией. Ионизирующим излучением (ИИ) называют потоки частиц и электромагнитных квантов, образующихся при ядерных превращениях, т.е. в результате радиоактивного распада. Чаще всего встречаются такие разновидности ионизирующих излучений, как рентгеновское и гамма-излучения, потоки альфа-частиц, электронов, нейтронов и протонов. Ионизирующее излучение прямо или косвенно вызывает ионизацию среды, т.е. образование заряженных атомов или молекул - ионов.

Источниками ИИ могут быть природные и искусственные радиоактивные вещества, различного рода ядерно-технические установки, медицинские препараты, многочисленные контрольно-измерительные устройства (дефектоскопия металлов, контроль качества сварных соединений). Они используются также в сельском хозяйстве, геологической разведке, при борьбе со статическим электричеством и др.

В данной курсовой работе рассматриваются источники ионизирующего излучения, требования при использовании закрытых источников ионизирующего излучения и их особенности.

Целью данной работы является анализ требований при использовании закрытых источников ионизирующего излучения и организации работ с закрытыми источниками ИИ.

Задачи:

1) Рассмотреть классификацию источников ИИ;

2) Проанализировать особенности работы с закрытыми источниками;

3) Провести прогнозный расчет доз внутреннего облучения человека, получаемых за счет потребления капусты, молока и мяса при определенных условиях. облучение излучение ионизирующий



Раздел 1. Классификация источников ИИ

1.1 Природные и техногенные источники ИИ

В природе ионизирующее излучение обычно генерируется в результате спонтанного радиоактивного распада радионуклидов, ядерных реакций (синтез и индуцированное деление ядер, захват протонов, нейтронов, альфа-частиц и др.), а также при ускорении заряженных частиц в космосе (природа такого ускорения космических частиц до конца не ясна). Источником ионизирующего излучения называют устройство или радиоактивное вещество, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение. Источники излучения подразделяются на закрытые и открытые.

Закрытый источник - радионуклидный источник излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.

Открытые источники - радионуклидный источники излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радиоактивных веществ в окружающую среду.

Природные и техногенные источники ИИ.

Техногенные ИИИ - источники, созданные человеком и используемые в процессе его хозяйственной деятельности.

Различают калибровочные, контрольные и промышленные источники ИИ:

Калибровочный ИИИ - источник ионизирующего излучения, используемый для калибровки измерительных приборов.

Контрольный ИИИ - источник ионизирующего излучения, используемый для проверки правильности работы измерительных приборов; помещённый на заданном расстояния от детектора этот источник обеспечивает стабильное и повторяющееся показание прибора.

Промышленный ИИИ - Установка для облучения различных материалов ионизирующими излучениями с помощью источников с высокой радиоактивностью.

Источники ионизирующего излучения бывают внешними и внутренними. Внешний источник находится вне облучаемого объекта. К таким источникам относятся рентгеновские аппараты, препараты радиоактивных изотопов, ускорители, реакторы и др. К внутреннему источнику излучения относятся, например, радиоактивные вещества, попадающие внутрь организма и остающиеся в нём; используются для целей радиотерапии и диагностики.

Под герметичным ИИИ понимают радиоактивный источник излучений в герметичном контейнере или оболочке, которые должны быть достаточно прочными, чтобы исключить контакт персонала с радиоактивным материалом или его рассеивание в условиях эксплуатации или износа, на которые они рассчитаны.

Кроме того, различают открытый и закрытый источники ионизирующего излучения. К закрытым можно отнести: неповрежденное ЯТ, ускорители, радионуклидные источники. К открытым относятся: оборудование и материалы ЯТЦ, РАО, радиоактивные газоаэрозольные выбросы, жидкие сбросы, промышленные отходы ("хвосты").

Современные ядерно-технические установки обычно представляют собой сложные источники излучений. Например, источниками излучений действующего ядерного реактора, кроме активной зоны, являются система охлаждения, конструкционные материалы, оборудование и др. Поле излучения таких реальных сложных источников обычно представляется как суперпозиция полей излучения отдельных, более элементарных источников.

Важными ИИИ являются ядерная энергетика и промышленность. Преимущества, представляемые ядерными технологиями, предопределили их широкое внедрение в медицину, а также в хозяйственную и техническую деятельность. Предприятия ядерной промышленности и энергетики размещены на территории многих стран и создают источник техногенного облучения. Радиоактивные выбросы атомных станций и предприятий ядерной промышленности регулируются жесткими нормативами, и поэтому практически не изменяют природный фон и содержание радионуклидов в окружающей среды. Это справедливо для нормально работающих ядерных установок. Конечно, радиационное воздействие значительно повышается в аварийных ситуациях. Аварии существенно различаются по объему радиоактивных выбросов, тяжести последствий их воздействия и размерам территорий, подвергшихся загрязнению.

Природные ИИИ - присутствующие в природе радионуклиды, на состав и содержание которых в окружающей среде мы не способны влиять.

Основную часть облучения население Земли получает от естественных источников радиации. Это природные радионуклиды, содержащиеся в земной коре, строительных материалах, воздухе, пище и воде, а также космические лучи. В среднем они определяют 80% годовой эффективной дозы, получаемой людьми, в основном вследствие внутреннего облучения. Уровни естественного излучения варьируют в довольно широких пределах, в среднем составляя около 2,4 мЗв в год. Наблюдение за населением отдельных регионов Земли с уровнем естественного фона во много раз превышающем средние значения, не обнаружили каких-либо неблагоприятных влияний на здоровье живущих там людей.

Наиболее вероятные источники галактических космических лучей - вспышки сверхновых звезд и образующиеся при этом пульсары. Космические лучи - уникальный естественный источник частиц сверхвысоких энергий, позволяющий изучать процессы взаимодействия элементарных частиц и их структуру. Многие небесные тела (например, солнечная корона, Луна, поверхность которой бомбардируют частицы высокой энергии, испущенные Солнцем) являются естественными источниками рентгеновского излучения.

Уровни земной радиации неодинаковы, поскольку зависят от концентрации радиоактивных изотопов на конкретном участке земной коры. В среднем дозы от земной радиации составляют от 0,3 до 0,6 мЗв в год. Однако, на Земле имеются области, где уровень радиации в сотни раз превосходит средний (до 250 мЗв в год в некоторых районах Бразилии). Заметная часть эффективной дозы облучения, которую человек получает от естественных источников радиации, формируется от радиоактивных веществ, проходящих через сложную систему биологических цепочек. Радионуклиды, образующиеся под действием космического излучения, составляют незначительную (20%) часть общего поступления. Большая часть поступления связана с радионуклидами ряда урана и тория, которые содержатся в почве.

Радон - инертный газ, попадающий в атмосферу из почв, скальных пород и строительных материалов. Средняя концентрация радона на уровне земли вне помещений составляет 8 Бк/м 3 . Содержание радона в помещениях в несколько раз выше, чем на открытой местности. Радон вместе со своими дочерними продуктами радиоактивного распада ответственен за 75% годовой индивидуальной эффективной дозы облучения, получаемой от земных источников радиации. Оценка полной среднегодовой эффективной дозы составляет 1,2 мЗв. Накопление радона, поступающего в помещения, зависит от скорости воздухообмена. Основной механизм облучения - поступление с вдыхаемым воздухом внутри помещений. Из-за относительно низкого уровня воздухообмена внутри зданий концентрация радона там выше, чем на открытом воздухе. Терапевтический эффект лечения радоном на бальнеологических курортах доказан на обширном контингенте больных различного профиля.

С природной радиацией связано некоторые виды деятельности человека:

Использование ископаемых видов топлива. Уголь содержит незначительное количество природных радионуклидов, которые после его сжигания концентрируется в зольной пыли и поступают в окружающую среду с выбросами, несмотря на совершенствование систем очистки.

Использование фосфатов. Добыча фосфатов, которые используются главным образом для производства удобрений, ведется во многих местах. Большинство разрабатываемых в настоящее время месторождений содержит уран. В процессе добычи и переработки выделяется радон, да и сами удобрения содержат радионуклиды, проникающие в почву и далее в биологические цепочки.

Использование термальных водоемов. Некоторые страны эксплуатируют подземные ресурсы пара и горячей воды для производства электроэнергии и теплоснабжения. При этом происходит значительное поступление радона в окружающую среду. Вклад этого источника радиации может возрасти, поскольку энергетические ресурсы этого вида весьма велики.

Полная эффективная доза, обусловленная естественными источниками радиации составляет, в среднем по Земле, около 2,4 мЗв в год.

В дополнение к природным существуют искусственные источники радиации, связанные с возрастающим использованием ядерных технологии в медицине, промышленности, энергетике. Индивидуальные дозы, получаемые людьми от техногенных источников, различаются, хотя, в большинстве случаев, невелики. Основной вклад в дозу излучения от техногенных источников вносят медицинские процедуры и методы лечения, связанные с применением радиации.

1.2 Открытые и закрытые техногенные источники ИИ

Закрытый ИИИ - радионуклидный источник излучения, в котором радиоактивный материал заключён в оболочку (ампулу или защитное покрытие), предотвращающую контакт персонала с радиоактивным материалом и его поступление в окружающую среду свыше допустимых уровней в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.

Закрытыми называются любые источники ионизирующего излучения, устройство которых, при нормальной эксплуатации, исключает поступление содержащихся в них радиоактивных веществ в окружающую среду в условиях их применения и износа, на которые они рассчитаны. Закрытые источники излучения используются: на судоверфях, в медицине (рентгеновские и г - аппараты, ускорители заряженных частиц), в дефектоскопах, в химической промышленности, строительной индустрии, металлургии, легкой промышленности, пищевой промышленности, геологии, сельском хозяйстве, научных исследованиях.

При работе с закрытыми источниками ионизирующих излучений при штатных условиях не происходит выброса радиоактивных веществ в окружающую среду и поэтому они не могут попасть внутрь организма человека. Таким образом, при работе с закрытыми источниками человек подвергается только внешнему облучению.

Закрытые источники ионизирующего излучения по характеру действия могут быть условно разделены на две группы:

а) источники излучения непрерывного действия;

б) источники, генерирующие излучение периодически.

К первой группе относятся гамма-установки различного назначения, нейтронные, бета- и гамма-излучатели; ко второй - рентгеновские аппараты и ускорители заряженных частиц.

Обеспечение радиационной безопасности при работе с закрытыми источниками ионизирующего излучения достигается комплексом санитарно-гигиенических, инженерно-технических и организационных мероприятий, перечень которых, естественно, зависит от активности излучателя, вида излучения, технологии и способов применения источников. Вместе с тем в основу всех мероприятий защитного характера положено главное требование о том, чтобы дозы облучения как персонала, так и лиц других категорий не превышали допустимых величин.

Защитные мероприятия, позволяющие обеспечить условия радиационной безопасности при закрытых источниках, основаны на знании законов распространения ионизирующего излучения и характера его взаимодействия с веществом. Основные принципы обеспечения радиационной безопасности следующие: уменьшение мощности источников до минимальных величин ("защита количеством"); сокращение времени работы с источниками ("защита временем"); увеличение расстояния от источников до работающих ("защита расстоянием") и экранирование источников излучения материалами, поглощающими ионизирующее излучение ("защита экранами").

"Защита количеством", т.е. проведение работ с минимальной активностью радионуклидов, основывается на уменьшении мощности излучения в прямой пропорции. Этот способ защиты не имеет широкого применения, так как он ограничен требованиями того или иного процесса технологии. Кроме того, уменьшение активности источника увеличивает срок облучения различных объектов, подвергаемых воздействию ионизирующего излучения.

"Защита временем" основывается на тех же закономерностях, что и "защита количеством". Сокращая срок работы с источниками, можно в значительной степени уменьшить дозы облучения персонала. Этот принцип защиты особенно часто следует соблюдать при работе с источниками относительно малой активности, при прямых манипуляциях с ними персонала.

"Защита расстоянием" - простой и надежный способ защиты, который обеспечивается достаточным удалением работающих от излучателя. Насколько эффективен этот принцип защиты, можно видеть на следующем примере. При работе с точечным источником из ⁶⁰Со активностью 110 МБк пинцетом длиной 8 см в течение 1 мин пальцы кисти работающего могут получить дозу около 100 мкГр, а при тех же манипуляциях, но пинцетом длиной 25 см - всего 10 мкГр. Таким образом, инструмент большей длины и менее удобный хотя и может несколько увеличить время, необходимое для выполнения операций, тем не менее имеет определенные преимущества в поисках пути снижения доз.

Принципы "защиты временем и расстоянием" получили большее распространение, чем принцип "защиты количеством", но широкое их осуществление ограничено требованиями технологии применения источников. В этих случаях при создании условий, обеспечивающих радиационную безопасность работ с закрытыми источниками, большую роль играет принцип "защиты экранами", используемый в комбинации с принципом защиты расстоянием. Материалы, используемые для защиты, зависят от вида излучения.

Для внешнего б - излучения особой защиты не нужно, так как пробег б -частиц составляет сантиметры в воздухе и микроны в биологических тканях. Для защиты от в- излучения целесообразно использовать материал из элементов с малым порядковым номером (алюминий, медь) для уменьшения величины тормозного излучения.

Материалы для защиты от n° - нейтронного излучения зависят от скорости частиц. Нейтронное излучение делят на быстрое и медленное (то есть с большой и маленькой энергией соответственно). Для защиты от медленных излучений целесообразно - использовать материалы, содержащие кадмий и бор. При защите от быстрых излучений их необходимо сначала замедлить, поэтому используется многослойная защита. Первый слой (для замедления) - из Н⁺ и -СН- содержащих материалов (парафин, пластики, вода). Второй слой - аналогичен защите от медленных излучений (кадмий и бор). Третий слой (необходим при мощных потоках) - для защиты от тормозного излучения (используются материалы для защиты от фотонного излучения -).

При защите от фотонных излучений (г - излучение, Rg - рентгеновское излучение) наименьшую толщину будут иметь материалы с большим порядковым номером (например, свинец).

Устройство, в которое помещен закрытый радионуклидный источник, должно быть устойчивым к механическим, химическим, температурным и другим воздействиям, иметь знак радиационной опасности. В нерабочем положении закрытые радионуклидные источники должны находиться в защитных устройствах, а устройства, генерирующие ионизирующее излучение, должны быть обесточены. Для извлечения закрытого радионуклидного источника из контейнера следует пользоваться дистанционным инструментом или специальными приспособлениями. При работе с закрытым радионуклидным источником, извлеченным из защитного контейнера, должны применяться защитные экраны и манипуляторы, а при работе с источником, создающим мощность эквивалентной дозы более 2 мЗв/ч на расстоянии 1 м - специальные защитные устройства с дистанционным управлением.

Открытый ИИИ - радионуклидный источник излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нём радиоактивных веществ в окружающую среду.

Открытыми называют такие источники ионизирующего излучения, при использовании которых возможно попадание радионуклидов в окружающую среду. При этом может быть не только внешнее, но и дополнительное внутреннее облучение персонала, которое происходит при поступлении радионуклидов в окружающую рабочую среду в виде газов, аэрозолей, а также твердых и жидких радиоактивных отходов. Технологические процессы и операции, связанные с возможностью образования радиоактивных аэрозолей, часто имеют ведущее значение.

Все объекты, которые представляют потенциальную опасность загрязнения радионуклидами рабочей среды, условно разделены на 2 группы:

- 1-я группа - многочисленные лаборатории, учреждения и предприятия, где их использование в открытом виде предусмотрено самой технологией производства, например в медицинских учреждениях для лечения и диагностики ряда заболеваний; в лабораториях сельскохозяйственного профиля для изучения процессов усвоения растениями вносимых в почву удобрений, оценки роли микроэлементов в питании растений и решения других научно-исследовательских задач; в лабораториях промышленного профиля для изучения износа деталей различных устройств в машиностроении, для оценки процесса шлакообразования и динамики плавки металлического лома в мартеновских печах и т.д.;

- 2-я группа - такие объекты, на которых радионуклиды в открытом виде образуются как неизбежные, а в отдельных случаях и как побочные нежелательные продукты технологического процесса, например рудники по добыче радиоактивных руд и заводы по их переработке, атомные электростанции и экспериментальные реакторы, мощные ускорители заряженных частиц и др.

Опасность радиоактивных веществ при их попадании в организм связана с понятием радиотоксичности (токсичность радиоактивного изотопа). Существует классификация радиоактивных веществ по радиотоксичности. В основе классификации лежит так называемая минимальная значимая активность - это такая активность, при превышении которой требуется разрешение органов санитарно-эпидемиологической службы на использование данного источника.

Согласно СП 2.6.1.2612-10 "Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности" (ОСПОРБ 99/2010), все радионуклиды в зависимости от допустимого количества на рабочем месте условно разделяются на 4 группы радиотоксичности:

группа А - элементы с особо высокой радиотоксичностью; изотопы, допустимая активность которых на рабочем месте составляет 1,0Ч10³ Бк;

группа Б - элементы с высокой радиотоксичностью: изотопы, допустимая активность которых на рабочем месте составляет 1,0Ч10⁴ и 10⁵ Бк;

группа В - элементы со средней радиоактивностью: изотопы, допустимая активность которых на рабочем месте составляет 1,0Ч10⁶ и 10⁷ Бк;

группа Г - элементы с малой радиотоксичностью: изотопы, для которых допустимая активность на рабочем месте составляет 1,0Ч10⁸ Бк и более.

Все многообразные формы применения открытых радиоактивных источников по степени потенциальной опасности внутреннего переоблучения подразделяют на 3 класса. От класса зависят требования к оборудованию и планированию помещения. Для 3 класса (суммарная активность на рабочем месте, приведенная к группе А, более 10³ до 10⁵ Бк) особых требований не существует. Работы 2 класса (А более 10⁵ до 10⁸ Бк) должны проводиться в отдельной части здания, необходима планировка по принципу санпропускника. Работы 1 класса (более 10⁸ Бк) должны проводиться в отдельном здании.

Помещения, разделяются на три зоны:

1 зона - необслуживаемые помещения, где размещаются технологическое оборудование и коммуникации, являющиеся основными источниками излучения и радиоактивного загрязнения. Пребывание персонала в необслуживаемых помещениях при работающем технологическом оборудовании не допускается;

2 зона - помещения временного пребывания персонала, предназначенные для ремонта оборудования, других работ, связанных с вскрытием технологического оборудования, размещения узлов загрузки и выгрузки радиоактивных веществ, временного хранения сырья, готовой продукции и радиоактивных отходов;

3 зона - помещения постоянного пребывания персонала.

Для исключения распространения радиоактивного загрязнения между 2 и 3 зонами оборудуются саншлюзы, где проводится полная санитарная обработка.

Для снижения уровней внешнего облучения персонала от открытых источников излучения должны использоваться системы автоматизации и дистанционного управления, экранирование источников излучения и сокращение времени выполнения рабочих операций, а также дополнительно проводится комплекс мероприятий, который должен обеспечивать защиту персонала от внутреннего облучения.

Все работающие с источниками излучения или посещающие участки, где производятся такие работы, должны обеспечиваться сертифицированными спецодеждой, спецобувью и другими средствами индивидуальной защиты в соответствии с видом и классом работ. Средства индивидуальной защиты для работ с радиоактивными веществами должны изготовляться из хорошо дезактивируемых материалов, либо быть одноразовыми.

При работах с радиоактивными веществами в открытом виде I и II класса персонал должен иметь комплект основных средств индивидуальной защиты, а также дополнительные средства защиты в зависимости от уровня и характера возможного радиоактивного загрязнения.

Основной комплект средств индивидуальной защиты включает: спецбелье, носки, комбинезон или костюм (куртка, брюки), спецобувь, шапочку или шлем, перчатки, полотенца и носовые платки одноразовые, средства защиты органов дыхания (в зависимости от загрязнения воздуха). При работах III класса персонал должен быть обеспечен халатами, шапочками, перчатками, спецобувью и, при необходимости, средствами защиты органов дыхания.

Дополнительные средства индивидуальной защиты (пленочные, резиновые, с полимерным покрытием) после каждого использования должны подвергаться предварительной дезактивации в санитарном шлюзе или в другом специально отведенном месте. Если после дезактивации их остаточное загрязнение превышает допустимый уровень, дополнительные средства индивидуальной защиты должны быть направлены на дезактивацию в спецпрачечную.

Средства защиты органов дыхания (фильтрующие или изолирующие) необходимо применять при работах в условиях возможного аэрозольного загрязнения воздуха помещений радиоактивными веществами (работа с порошками, выпаривание радиоактивных растворов). При работах, когда возможно загрязнение воздуха, помещения радиоактивными газами или парами (ликвидация аварий, ремонтные работы), или когда применение фильтрующих средств не обеспечивает радиационную безопасность, следует применять изолирующие защитные средства (пневмокостюмы, пневмошлемы, а в отдельных случаях - автономные изолирующие аппараты).

Вывод:

Источниками ионизирующих излучений являются радиоактивные элементы и их изотопы, ядерные реакторы, ускорители заряженными частиц и др. рентгеновские установки.

При работе с радиационными источниками необходимо руководствоваться нормами радиационной безопасности, в которых приведены категории облучаемых лиц, дозовые пределы и мероприятия по защите, и санитарными правилами, которые регламентируют размещение помещений и установок, место работ, порядок получения, учета и хранения источников излучения, требования к вентиляции, пылегазоочистке, обезвреживанию радиоактивных отходов и др. Защита от радиоактивного облучения расстоянием, временем, количеством носит универсальный характер и в полной мере относится ко всем видам работ с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений.



Раздел 2. Требования при использовании закрытых источников ИИ

Согласно СП 2.6.1.2612-10, существует ряд требований при работе с закрытыми источниками ИИ:

1. Контроль герметичности закрытых радионуклидных источников должен проводиться в порядке и в сроки, установленные соответствующими стандартами и технической документацией на них. Не допускается использование закрытых радионуклидных источников в случае нарушения их герметичности, а также по истечении установленного срока эксплуатации.

2. Устройство, в которое помещен закрытый радионуклидный источник, должно быть устойчивым к механическим, химическим, температурным и другим воздействиям, иметь знак радиационной опасности.

3. В нерабочем положении закрытые радионуклидные источники должны находиться в защитных устройствах, а устройства, генерирующие ионизирующее излучение, должны быть обесточены.

4. Для извлечения закрытого радионуклидного источника из контейнера следует пользоваться дистанционным инструментом или специальными приспособлениями. При работе с закрытым радионуклидным источником, извлеченным из защитного контейнера, должны применяться защитные экраны и манипуляторы, а при работе с источником, создающим мощность эквивалентной дозы более 2 мЗв/ч на расстоянии 1 м - специальные защитные устройства с дистанционным управлением.

5. Мощность эквивалентной дозы излучения от переносных, передвижных, стационарных дефектоскопических, терапевтических аппаратов и других установок, действие которых основано на использовании закрытых радионуклидных источников, не должна превышать 20 мкЗв/ч на расстоянии 1 м от поверхности защитного блока с источником.

Для радиоизотопных приборов, предназначенных для использования в производственных условиях, мощность эквивалентной дозы излучения у поверхности блока с закрытым радионуклидным источником не должна превышать 100 мкЗв/ч, а на расстоянии 1 м от нее - 3,0 мкЗв/ч.

Мощность эквивалентной дозы излучения от устройств, при работе которых возникает сопутствующее неиспользуемое рентгеновское излучение, не должна превышать 3,0 мкЗв/ч на расстоянии 0,1 м от любой внешней поверхности.

6. При использовании установок (аппаратов), мощность дозы излучения от которых в рабочем положении и в положении хранения не превышает 1,0 мкЗв/ч на расстоянии 1 м от доступных частей внешней поверхности установки, специальные требования к помещениям не предъявляются.

7. Рабочая часть стационарных аппаратов и установок с неограниченным по направлению пучком излучения должна размещаться в отдельном помещении (преимущественно в отдельном здании или отдельном крыле здания); материал и толщина стен, пола, потолка этого помещения при любых положениях источника и направлении пучка излучения должны обеспечивать ослабление ионизирующего излучения в смежных помещениях и на территории организации до допустимых значений.

Пульт управления таким аппаратом (установкой) должен размещаться в отдельном от источника ионизирующего излучения помещении. Входная дверь в помещение, где находится аппарат, должна блокироваться с механизмом перемещения источника ионизирующего излучения или с включением высокого (ускоряющего) напряжения так, чтобы исключить возможность случайного облучения персонала.

8. Помещения, где проводятся работы на стационарных установках с закрытыми радионуклидными источниками, должны быть оборудованы системами блокировки и сигнализации о положении источника (блока источников). Кроме того, должно быть предусмотрено устройство для принудительного дистанционного перемещения закрытого радионуклидного источника в положение хранения в случае отключения энергопитания установки или в случае любой другой нештатной ситуации.

9. При подводном хранении закрытых радионуклидных источников должны быть предусмотрены системы автоматического поддержания уровня воды в бассейне, сигнализации об изменении уровня воды и о повышении мощности дозы в рабочем помещении.

10. При работе с закрытыми радионуклидными источниками специальные требования к отделке помещений не предъявляются. Поверхности стен, пола и потолка должны быть гладкими, легко очищаемыми и допускать влажную уборку. Помещения, в которых проводится перезарядка, ремонт и временное хранение демонтированных приборов и установок, должны быть оборудованы в соответствии с требованиями для работ с открытыми радионуклидными источниками III класса.

11. При использовании мощных радиационных установок и хранении закрытых радионуклидных источников в количествах, приводящих к накоплению в воздухе рабочих помещений сверхнормативных концентраций токсических веществ, необходимо предусматривать приточно-вытяжную вентиляцию, обеспечивающую снижение концентрации токсических веществ в воздухе до нормативных значений.

12. При использовании приборов с закрытыми радионуклидными источниками и устройств, генерирующих ионизирующее излучение, вне помещений или в общих производственных помещениях, должен быть исключен доступ посторонних лиц к источникам ионизирующего излучения и обеспечена их сохранность.

В целях обеспечения радиационной безопасности персонала и населения следует:

- направлять ионизирующее излучение в сторону земли или туда, где отсутствуют люди;

- удалять источники ионизирующего излучения от обслуживающего персонала и других лиц на возможно большее расстояние;

- ограничивать время пребывания людей вблизи источников ионизирующего излучения;

- вывешивать знак радиационной опасности и предупредительные плакаты, которые должны быть отчетливо видны с расстояния не менее 3 м.

13. До начала работы с источниками ионизирующего излучения персонал обязан провести проверку исправности оборудования. При обнаружении неисправности необходимо приостановить работу, провести ревизию и ремонт оборудования.

При работе с закрытыми источниками излучения проектная документация объекта для каждого помещения должна содержать сведения:

- Радионуклид;

- Вид излучения;

- Активность;

- Допустимое количество источников на рабочем месте и их суммарная активность;

- Характер планируемых работ.

2.1 Особенности закрытых источников ИИ

Особенности закрытых источников:

- Только внешнее облучение;

- Только в течении промежутка времени нахождения вблизи ИИИ;

- Стационарная защита: защитные стены, перекрытия пола и потолка, двери и дверные проемы, смотровые окна и т.д.;

- Передвижная защита - ширмы различного типа, экраны, тубусы и диафрагмы рентгеновских, г-терапевтических, г -дефектоскопических и пр. установок, ограничивающих пучок лучей, контейнеры для транспортирования радиоактивных веществ.



2.2 Нормирование медицинского облучения

Радиационная защита пациентов при медицинском облучении должна быть основана на необходимости получения полезной диагностической информации или терапевтического эффекта от соответствующих медицинских процедур при наименьших возможных уровнях облучения. При этом не устанавливаются пределы доз для пациентов, но применяются принципы обоснования назначения медицинских процедур и оптимизации защиты пациентов.

1. Проведение медицинских процедур, связанных с облучением пациентов, должно быть обосновано путем сопоставления диагностических или терапевтических выгод, которые они приносят, с радиационным ущербом для здоровья, который может причинить облучение, принимая во внимание имеющиеся альтернативные методы, не связанные с медицинским облучением.

2. Перед проведением диагностической или терапевтической процедуры, связанной с облучением женщины детородного возраста, необходимо определить, не является ли она беременной или кормящей матерью. Беременная или кормящая женщина, а также родители детей-пациентов должны быть информированы врачом о пользе планируемой процедуры и о связанном с ней радиационном риске для эмбриона/плода, новорожденных и детей младшего возраста для принятия сознательного решения о проведении процедуры или отказе от нее.

3. При проведении обоснованных медицинских рентгенорадиологических обследований в связи с профессиональной деятельностью или в рамках медико-юридических процедур, а также рентгенорадиологических профилактических медицинских и научных исследований практически здоровых лиц, не получающих прямой пользы для своего здоровья от процедур, связанных с облучением, годовая эффективная доза не должна превышать 1 мЗв.

4. Лица (не персонал рентгенорадиологических отделений), оказывающие помощь в поддержке пациентов (тяжелобольных, детей и др.) при выполнении рентгенорадиологических процедур, не должны подвергаться облучению в дозе, превышающей 5 мЗв в год. Такие же требования предъявляются к радиационной безопасности взрослых лиц, проживающих вместе с пациентами, прошедшими курс радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников и выписанными из клиники. Для остальных взрослых лиц, а также для детей, контактирующих с пациентами, выписанными из клиники после радионуклидной терапии или брахитерапии, предел дозы составляет 1 мЗв в год.

5. Пациенты, проходящие курс радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников, могут быть выписаны из клиники при условии, что уровень гамма- и рентгеновского излучения, испускаемого из тела, удовлетворяет требованиям п.4. Выписка пациента после терапии радионуклидами, указанными в табл.1, допускается, если введенная или остаточная активность радионуклидов в теле или измеренная мощность дозы в воздухе вблизи тела пациента ниже соответствующих значений, приведенных в этой таблице. Перед выпиской пациентам следует дать письменные и устные инструкции относительно мер предосторожности, которые они должны принимать с тем, чтобы защитить от облучения членов семьи и других лиц, с которыми они могут вступать в контакт. Такие же требования предъявляются к режиму амбулаторного лечения пациентов.



Таблица 1 - Активность радионуклидов в теле взрослого пациента (ГБк) после радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников и мощность эквивалентной дозы (мкЗв/ч) на расстоянии 1 м от поверхности тела, при которых разрешается выписка пациента из клиники*

Радионуклид	Период полураспада, сут	Активность в теле, ГБк	Мощность дозы, мкЗв/ч

Размещено на http://www.allbest.ru/

60,1	4	10

Размещено на http://www.allbest.ru/

8,0	0,4	20

Размещено на http://www.allbest.ru/

2,0	9	100

Размещено на http://www.allbest.ru/

0,7	12	80
* В случае многократного лечения в течение года активность в теле и мощность дозы должны быть уменьшены в число раз, равное числу курсов лечения за год. ** В составе имплантатов для брахитерапии предстательной железы.

6. В случае смерти пациента, проходившего курс радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников, патолого-анатомическое исследование и кремация тела разрешаются только после того, как остаточная активность в нем или мощность дозы уменьшится до уровня, удовлетворяющего требованиям п.4.5. В случае смерти пациента, в организме которого находится кардиостимулятор с радионуклидным источником энергии, кремация тела осуществляется только после удаления источника.

7. При планировании и проведении процедур, связанных с облучением ионизирующим излучением, в учреждениях здравоохранения должны определяться и регистрироваться в установленном порядке дозы у всех лиц, подвергающихся медицинскому облучению.

Вывод:

Радиационная безопасность при работе с закрытыми источниками ионизирующих излучений и устройствами, генерирующими ионизирующее излучение, обеспечивается выполнением требований, установленных СП 2.6.1.2612-10.

Большая часть этих требований направлена на уменьшение и исключение необоснованного облучения персонала ионизирующими излучениями. Важное значение в этом деле имеют правильное хранение источников ионизирующих излучений, надлежащая организация работ, при которой минимально время, в течение которого персонал подвергается облучению, применение средств коллективной и индивидуальной защиты, соблюдение требований личной гигиены труда и др.

Следует отметить, что при нормальном режиме закрытых источников ионизирующего излучения их эксплуатации радиационная опасность незначительна. Она наступает при возникновении аварийного режима и может долго проявлять себя при радиоактивном заражении местности.



Раздел 3. Расчетная часть

Продукция растениеводства

1. Капуста;

2. Почва - черноземы выщелоченные;

3. Плотность поверхностного загрязнения (а_s) составляет 10 Ки/км ² по ¹³⁷Сs, 1 Ки/км ² по ⁹⁰Sr.

Прогностический расчет радионуклидного загрязнения овощной продукции:

КП = а_р/ а_s

а_р = КП * а_s

КП - коэффициент перехода радионуклида из почвы в растение:

для ¹³⁷Сs = 1,5 [Бк/кг]/ [Ки/км ²], для ⁹⁰Sr = 10 [Бк/кг]/ [Ки/км ²], ;

а_р - ожидаемое содержание радионуклида в капусте (Бк/кг);

a_s - плотность поверхностного загрязнения почвы:

¹³⁷Сs = 10 Ки/км ² ; ⁹⁰Sr = 1 Ки/км ²

а) а_р = КП * а_s = 1,5 * 10 = 15 (Бк/кг);

б) а_р = КП * а_s = 10 * 1 = 10 (Бк/кг)

Условно примем, что а_р и а_пр совпадают, т.е. К_пп - коэффициент потерь радионуклида в процессе переработки растительной продукции: К_пп = а_пр / а_р = 1.

А_год = а_пр * ГП, Бк (3)

Для капусты ГП = 42 кг;

А_год (для ¹³⁷Сs) = 42 кг * 15 Бк/кг = 630 Бк

А_год (для ⁹⁰Sr) = 42 кг * 10 Бк/кг = 420 Бк

Животноводческая продукция

1. Молоко и мясо;

2. Почва - чернозем выщелоченный;

3. Плотность поверхностного загрязнения (а_s) составляет 10 Ки/км ² по ¹³⁷Сs, 1 Ки/км ² по ⁹⁰Sr.

Таблица 2.1. Расчетные данные по загрязнению продукции животноводства ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr, произведенной на черноземной выщелоченной почве;

Радионуклид	Суточный рацион животных, СР	СР, кг	КП	ар=аs• КП, Бк/кг	Асут=ар• СР, Бк	Общее суточное поступление УАсут, Бк	КПрац	Апр, Бк/кг
							Молоко	Мясо	Молоко	Мясо
137Cs	Сено многолетних трав	4	40	400	1600	1840	0,01	0,04	18,4	73,6
	Силос кукурузный	20	1	10	200
	Концентраты	2	2	20	40
90Sr	Силос многолетних трав	4	100	100	400	1640	0,003	0,006	4,92	9,84
	Силос кукурузный	20	60	60	1200
	Концентраты	2	29	20	40

Прогноз дозы внутреннего облучения.

Для прогноза доз внутреннего облучения, получаемых за счет продуктов питания, необходима следующая дополнительная информация:

1. Годовое потребление (ГП) человеком различных продуктов питания. В табл. 2.2. приведен рацион "среднестатистического" сельского жителя России.

2. Содержание отдельных радионуклидов в продуктах питания, составляющих рацион. Данная информация взята из прогнозных оценок уровней загрязнения продуктов питания.

3. Значения дозовых коэффициентов К_D для радионуклидов, которыми загрязнены продукты питания. Для ⁹⁰Sr и ¹³⁷Сs при их поступлении в организм с пищей и водой значения К_D составляют соответственно 0,080 и 0,013 мкЗв/Бк. Более высокое значение дозового коэффициента для ⁹⁰Sr связано, прежде всего, с его более медленным выведением из организма по сравнению с ¹³⁷Сs.

Таблица 2.2. Расчет годовых доз внутреннего облучения, получаемых за счет потребления капусты, молока и мяса.

Радионуклид	Продукт питания	апр, Бк/кг	ГП, кг	Агод=апр• ГП, Бк	Dвнутр=Агод•КD,мкЗв/год	Сумма DвнутрмкЗв/год
137Cs	Молоко Мясо Капуста	18,473,6 15	300 60 42	5520 4416 630	71,76 57,408 8,19	137,358	336,27
90Sr	Молоко Мясо Капуста	4,92 9,84 10	300 60 42	1476 590,4 420	118,08 47,232 33,6	198,912

Вывод:

Произведен прогнозный расчет доз внутреннего облучения человека, получаемых за счет потребления капусты, молока и мяса при заданных условиях. Установлено, что годовая дозовая нагрузка за счет внутреннего облучения при употреблении этих продуктов, выращенных на черноземной выщелоченной почве, не превышает допустимый уровень.

Прогноз общей дозовой нагрузки на человека.

Общая дозовая нагрузка на население складывается из внешней и внутренней дозовой нагрузки. Кроме того, определенную долю в формирование дозовой нагрузки вносят источники питьевой воды. Использование для питья воды из местных естественных источников не увеличит существенно дозу внутреннего облучения, если используются грунтовые воды, которые при их глубоком залегании практически не загрязнены радионуклидами.

Расчет выполнен для условий выщелоченных черноземов, т.е. лесостепной зоны, в которой, как правило, наблюдается глубокое залегание грунтовых вод.

Современные нормы содержания радионуклидов в питьевой воде достаточно жесткие и составляют для суммы в-излучателей 1 Бк/л (СанПиН-01). При годовой норме потребления питьевой воды 1000л, даже если все загрязнение будет представлено ⁹⁰Sr, доза внутреннего облучения за счет воды (D_воды) не превысит 80 мкЗв/год (экспериментальные данные).

При а_s = 10 Ки/км ² по ¹³⁷Сs:

D_внутр = D_внутр + D_воды = 336,27 мкЗв/год + 80 мкЗв/год = 416,27 мкЗв/год;

D_внешн (мЗв/год) = 0,1•а_s (¹³⁷Сs, Ки/км 2) = 0,1•10 = 1 мЗв/год = 1000 мкЗв/год;

D_общ = D_внеш + D_внутр = 416,27 + 1000 = 1416,27 мкЗв/год (при норме для населения 1000 мкЗв/год).

Вывод:

Таким образом, из расчетных данных следует, что суммарная дозовая нагрузка с учетом внешнего облучения превышает допустимый уровень, при этом основной вклад в превышение вносит доза внешнего облучения (1000 мЗв/год).



Выводы

1. Источниками ионизирующих излучений являются радиоактивных элементы и их изотопы, ядерные реакторы, ускорители заряженными частиц и др. рентгеновские установки и высоковольтные источники постоянного тока относятся к источникам излучения. Различают открытый и закрытый источники ионизирующего излучения. Закрытый ИИИ - радионуклидный источник излучения, в котором радиоактивный материал заключён в оболочку (ампулу или защитное покрытие), предотвращающую контакт персонала с радиоактивным материалом и его поступление в окружающую среду свыше допустимых уровней в условиях применения и износа, на которые он рассчитан. Открытый ИИИ - радионуклидный источник излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нём радиоактивных веществ в окружающую среду.

2. Радиационная безопасность при работе с закрытыми источниками ионизирующих излучений и устройствами, генерирующими ионизирующее излучение, обеспечивается выполнением требований, установленных СП 2.6.1.2612-10. Большая часть этих требований направлена на уменьшение и исключение необоснованного облучения персонала ионизирующими излучениями. Важное значение в этом деле имеют правильное хранение источников ионизирующих излучений, надлежащая организация работ, при которой минимально время, в течение которого персонал подвергается облучению, применение средств коллективной и индивидуальной защиты, соблюдение требований личной гигиены труда и др.

Следует отметить, что при нормальном режиме закрытых источников ионизирующего излучения их эксплуатации радиационная опасность незначительна. Она наступает при возникновении аварийного режима и может долго проявлять себя при радиоактивном заражении местности.

3. Произведен прогнозный расчет доз внутреннего облучения человека, получаемых за счет потребления капусты, молока и мяса, произведенных на черноземной выщелоченной почве при плотности загрязнения по ¹³⁷Сs = 10 Ки/км ², по ⁹⁰Sr = 1 Ки/км ², при условии стойлового содержания животных. Установлено, что годовая дозовая нагрузка за счет внутреннего облучения при употреблении этих продуктов превышает допустимый уровень.



Список литературы

1. Лукина Л.И., Ленивенко Н.Н., Щекатурина Т.Л. Оценка радионуклидного загрязнения сельскохозяйственной продукции, расчет и прогноз дозовых нагрузок на человека - Севастополь: СевГУ, 2018. - 51 с.

2. Пономаренко П.А., Фролова М.А., Лукина Л.И. Справочник ядерно-физических и радиобиологических констант // П.А. Пономаренко, М.А. Фролова, Л.И. Лукина - Севастополь: СНУЯЭиП, 2016 г. - 126 с.

3. Абрамов А.А., Бадун Г.А. Методическое руководство к курсу "Основы радиохимии и радиоэкологии". Баку: Филиал Химического факультета МГУ имени М.В. Ломоносова, 2011. -138 с.

4. Биологическое действие ионизирующих излучений. - Текст: электронный // Studfile: [сайт]. - URL: https://studfile.net/preview/5018307/

5. Нормы радиационной безопасности РФ (НРБ -99) М., 1999 г.

6. СП 2.6.1.2612-10 "Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)"

7. Гигиенические требования безопасности и пищевой ценности пищевых продуктов" СанПиН 2.3.2.1078-01.

8. Выращивание животных разных видов на загрязненных радионуклидами территориях. - Текст: электронный // Allbest: [сайт]. - URL: https://revolution.allbest.ru/agriculture/00745596_0.html

9. Влияние радиоактивного загрязнения на сельское хозяйство. - Текст: электронный // СтудИзба: [сайт]. - URL: https://studizba.com/files/show/doc/82150-1-radioakt.html

10. Яременко С.П. - Радиобиология животных и человека - М.: Высш. шк., 1984 . - 375 с.

11. Пекарская Н.П., Тушина А.Д., Любин Н.А. Дезактивация продуктов животноводства и их переработки // Научно-методический электронный журнал "Концепт". - 2016. - Т. 17.

Размещено на Allbest.ru

...