ИОНИЗИРУЮЩИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ

Ионизирующие излучения — это электромагнитные излучения, кото­рые создаются при радиоактивном распаде, ядерных превращениях, тор­можении заряженных частиц в веществе и образуют при взаимодействии со средой ионы различных знаков.

Виды ионизирующих излучений.

В решении производственных задач имеют место разновидности ионизирующих излучений как (корпускулярные потоки альфа-частиц, электронов (бета-частиц), нейтронов) и фотонные (тормозное, рентгено­вское и гамма-излучение).

Альфа-излучение представляет собой поток ядер гелия, испускаемых главным образом естественным радионуклидом при радиоактивном рас­паде, имеют массу 4 у.е. и заряд +2. Энергия альфа-частиц составляет 4—7 Мэв. Пробег альфа-частиц в воздухе достигает 8—10 см, в биологи­ческой ткани нескольких десятков микрометров. Так как пробег аль­фа-частиц в веществе невелик, а энергия очень большая, то плотность ионизации на единицу длины пробега у них очень высока (на 1 см до де­сятка тысяч пар-ионов).

Бета-излучение — поток электронов или позитронов при радиоактив­ном распаде. Бета-частицы имеют массу, равную 1/1838 массы атома во­дорода, единичный отрицательный (бета-частица) или положительный (позитрон) заряды. Энергия бета-излучения не превышает нескольких Мэв. Пробег в воздухе составляет от 0,5 до 2 м, в живых тканях — 2— 3 см. Их ионизирующая способность ниже альфа-частиц (несколько де­сятков пар-ионов на 1  см пути).

Нейтроны — нейтральные частицы, имеющие массу атома водорода. Они при взаимодействии с веществом теряют свою энергию в упругих (по типу взаимодействия биллиардных шаров) и неупругих столкновени­ях (удар шарика в подушку).

Гамма-излучение — фотонное излучение, возникающее при измене­нии энергетического состояния атомных ядер, при ядерных превращени­ях или при аннигиляции частиц. Источники гамма-излучения, используемые в промышленности, имеют энергию от 0,01 до 3 Мэв. Гамма-излуче­ние обладает высокой проникающей способностью и малым ионизирую­щим действием (низкая плотность ионизации на единицу длины).

Рентгеновское излучение — фотонное излучение, состоящее из тор­мозного и (или) характеристического излучения, возникает в рентге­новских трубах, ускорителях электронов, с энергией фотонов не более 1 Мэв. Тормозное излучение — фотонное излучение с непрерывным энергетическим спектром, возникающее при уменьшении кинетической энергии заряженных частиц. Характеристическое излучение — это фо­тонное излучение с дискретным энергетическим спектром, возникающее при изменении энергетического состояния электронов атома. Рентгено­вское излучение, так же как и гамма-излучение, имеет высокую проника­ющую способность и малую плотность ионизации среды.

Дозы, мощность, нормирование.

Физические характеристики ионизирующего излучения.

Активность. Количество радионуклида принято называть активно­стью. Активность — число самопроизвольных распадов радионуклида за единицу времени.

Единицей измерения активности в системе СИ является беккерель (Бк). 1Бк = 1  распад/с.

Внесистемной единицей активности является ранее используемая ве­личина Кюри (Ки).1Ки = 3,7 *10¹⁰Бк.

Дозы излучения. Когда ионизирующее излучение проходит через ве­щество, то на него оказывает воздействие только та часть энергии излуче­ния, которая передается веществу, поглощается им. Порция энергии, пе­реданная излучением веществу, называется дозой.

Количественной характеристикой взаимодействия ионизирующего излучения с веществом является поглощенная доза.

Поглощенная дозаD„ — это отношение средней энергии АЕ, передан­ной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к еди­нице массы Am вещества в этом объеме

 

В системе СИ в качестве единицы поглощенной дозы принят грей (Гр), названный в честь английского физика и радиобиолога Л. Грея. 1 Гр соответствует поглощению в среднем 1 Дж энергии ионизирующего из­лучения в массе вещества, равной  1  кг * 1  Гр = 1  Дж/кг. 214

Экспозиционная доза. До последнего времени в качестве характери­стики поля фотонного излучения при его воздействии на среду использо­вали экспозиционную дозу Д_э, которая определяет ионизационную спо­собность только рентгеновского и у-излучений в единственном веществе, в воздухе.

Экспозиционная доза фотонного излучения — это отношение сум­марного заряда AQ всех ионов одного знака в воздухе при полном тормо­жении электронов и позитронов, которые были образованы фотонами в элементарном объеме воздуха и массе Am воздуха в этом объеме:

 

Единицей экспозиционной дозы в системе СИ является кулон на 1 кг воздуха.

Внесистемной единицей экспозиционной дозы является рентген (Р), при котором суммарный заряд AQ, образующийся в воздухе, равен одной электростатической единице количества электричества в 0,001293 г — атмосферного воздуха при 0° С и давлении 760 мм рт.ст. IP = 2,58 х 10" Кл/кг.

При переходе к СИ экспозиционная доза стала не совсем удобной единицей дозы и поэтому изъята из арсенала дозиметрических величин.

Доза эквивалентная Н— поглощенная доза в органе или ткани, умно­женная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного излучения Wr.

 

где       —средняя поглощенная доза в органе или ткани Т, W_R—взвешива­ющий коэффициент для излучения R.. Если поле излучения состоит из не­скольких излучений с различными величинами W_R,, то эквивалентная доза определяется в виде

Единицей измерения эквивалентной дозы является Дж • кг , имею­щий специальное название зиверт (Зв).

Доза эффективная Е—величина, используемая как мера возникнове­ния отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органе H     на соответствующий ко­эффициент для данного органа или ткани:

 

где  Н _Т — эквивалентная доза в ткани за время τ ,a W_T — взвешивающий коэффициент для ткани Т. Единица измерения эффективной дозы — Дж • кг ¹, которая имеет специальное название — зиверт (Зв).

Доза эффективная коллективная S — величина, определяющая пол­ное воздействие излучения на группу людей, определяется в виде

где Е, — средняя эффективная доза i-й подгруппы группы людей, N_t — число людей в подгруппе.

Единица измерения эффективной коллективной дозы — человеко-зи-верт (чел-Зв).

Нормирование воздействий ионизирующих излучений.

К основным правовым нормативам в области радиационной безопас­ности относятся Федеральный закон «О радиационной безопасности на­селения» №3-Ф3 от 09.01.96 г., Федеральный закон «О санитарно-эпиде­миологическом благополучии населения» № 52-ФЗ от 30.03.99 г., Феде­ральный закон «Об использовании атомной энергии» № 170-ФЗ от 21.11.95 г., а также Нормы радиационной безопасности (НРБ—99). Доку­мент относится к категории санитарных правил ( СП 2.6.1.758 — 99),утвержден Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации 2 июля 1999 года и введен в действие с 1 января 2000 года. Нормы радиационной безопасности включают в себя термины и опреде­ления, которые необходимо использовать в решении проблем радиацион­ной безопасности. Они также устанавливают три класса нормативов: ос­новные дозовые пределы; допустимые уровни, являющиеся производны­ми от дозовых пределов; пределы годового поступления, объемные допу­стимые среднегодовые поступления, удельные активности, допустимые уровни загрязнения рабочих поверхностей и т. д.; контрольные уровни.

Нормирование ионизирующих излучений определяется характером воздействия ионизирующей радиации на организм человека. При этом выделяются два вида эффектов, относящихся в медицинской практике к болезням: детерминированные пороговые эффекты (лучевая болезнь, лучевой ожог, лучевая катаракта, аномалии развития плода и др.) и стоха­стические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы, наследственные болезни).

Обеспечение радиационной безопасности определяется следующими основными принципами:

1. Принцип нормирования — непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирую­щего излучения.

2. Принцип обоснования — запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых по­лученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучения.

3. Принцип оптимизации — поддержание на возможно низком и до­стижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов инди­видуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения.

Индивидуальный и коллективный пожизненный риск возникновения стохастических эффектов определяется соответственно:

где r, R — индивидуальный и коллективный пожизненный риск соответ­ственно; Е — индивидуальная эффективная доза; Р, (E)dE — вероятность для i-го индивидуума получить годовую эффективную дозу от Е до Е + dE; r_Е — коэффициент пожизненного риска сокращения длительно­сти периода полноценной жизни в среднем на 15 лет на один стохастиче­ский эффект (от смертельного рака, серьезных наследственных эффектов и несмертельного рака, приведенного по вреду к последствиям от смер­тельного рака), равный

для производственного облучения:

r_Е = 5,6 х  10 ²  1/чел-Зв при Е < 200 мЗв/год;

r_Е =  1,1  х  10   1/чел-Зв при Е > 200 мЗв/год;

для облучения населения:

r_Е = 7,3 х  10 ²  1/чел-Зв при Е <200 мЗв/год;

r_Е =  1,5 х  10 ¹   1/чел-Зв при Е > 200 мЗв/год.

Для целей радиационной безопасности при облучении в течение года индивидуальный риск сокращения длительности периода полноценной жизни в результате возникновения тяжелых последствий от детермини­рованных эффектов консервативно принимается равным:

 

где Pi[D > Д] — вероятность для /-го индивидуума быть облученным с дозой больше Д при обращении с источником в течение года; Д— поро­говая доза для детерминированного эффекта.

Потенциальное облучение коллектива из N-индивидуумов оправда­но, если

где О_с — среднее сокращение длительности периода полноценной жизни в результате возникновения стохастических эффектов, равное 15 лет; O_Д — среднее сокращение длительности периода полноценной жизни в результате возникновения тяжелых последствий от детерминированных эффектов, равное 45 лет; с_Т — денежный эквивалент потери 1 чел-года

жизни населения; V— доход от производства; Р — затраты на основное производство, кроме ущерба от защиты; Y — ущерб от защиты.

НРБ—99 подчеркивают, что снижение риска до возможно-низкого уровня (оптимизацию) следует осуществлять с учетом двух обстоя­тельств:

—предел риска регламентирует потенциальное облучение от всех возможных источников. Поэтому для каждого источника при оптимиза­ции устанавливается граница риска;

—при снижении риска потенциального облучения существует мини­мальный уровень риска, ниже которого риск считается пренебрежимым и дальнейшее снижение риска нецелесообразно.

Предел индивидуального риска для техногенного облучения лиц из персонала принимается 1,0 * 10  ³ за 1 год, а для населения 5,0 • 10  ⁵ за 1 год.

Уровень пренебрежимого риска разделяет область оптимизации рис­ка и область безусловно приемлемого риска и составляет 10  ⁶ за 1 год.

НРБ—99 вводят следующие категории облучаемых лиц:

—персонал и 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 дозовых пределов представлены в табл. 4.35.

Основные дозовые пределы облучаемых лиц из персонала и населе­ния не включают в себя дозы от природных, медицинских источников ионизирующего излучении и дозу вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

НРБ—99 предусматривают, что при одновременном воздействии ис­точников внешнего и внутреннего облучения должно выполняться усло­вие, чтобы отношение дозы внешнего облучения к пределу дозы и отно­шение годовых поступлений нуклидов к их пределам в сумме не превы­шали  1.

Для женщин из персонала в возрасте до 45 лет эквивалентная доза в коже на поверхности нижней части живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в организм не должно превышать за год 1/20 предела годового поступления для персонала. При этом эквива­лентная доза облучения плода за 2 месяца невыявленной беременности не превышает  1  мЗв.

При установлении беременности женщин из персонала работодатели должны переводить их на другую работу, не связанную с излучением.

Для студентов в возрасте до 21 года, проходящих облучение с источ­никами ионизирующего излучения, годовые накопленные дозы не долж­ны превышать значений, установленных для лиц из населения.

При проведении профилактических медицинских рентгенологиче­ских, а также научных исследований практически здоровых лиц, не име­ющих медицинских противопоказаний, годовая эффективная доза облу­чения не должна превышать  1  мЗв.

НРБ—96 устанавливают также требования по ограничению облуче­ния населения в условиях радиационной аварии.

 

Биологическое действие ионизирующих излучений. Биологиче­ское действие радиации на живой организм начинается на клеточном уровне. Живой организм состоит из клеток. Клетка животного состоит из клеточной оболочки, окружающей студенистую массу — цитоплазму, в которой заключено более плотное ядро. Цитоплазма состоит из органиче­ских соединений белкового характера, образующих пространственную решетку, ячейки которой заполняют вода, растворенные в ней соли и от­носительно малые молекулы липидов — вещества, по свойствам подо­бные жирам. Ядро считается наиболее чувствительной жизненно важной частью клетки, а основными его структурными элементами являются хромосомы. В основе строения хромосом находится молекула диоксирибонуклеиновой кислоты (ДНК), в которой заключена наследственная информация организма. Отдельные участки ДНК, ответственные за формирование определенного элементарного признака, называются ге­нами или «кирпичиками наследственности». Гены расположены в хро­мосомах в строго определенном порядке и каждому организму соответ­ствует определенный набор хромосом в каждой клетке. У человека каж­дая клетка содержит 23 пары хромосом. При делении клетки (митозе) хромосомы удваиваются и в определенном порядке располагаются в до­черних клетках.

Ионизирующее излучение вызывает поломку хромосом (хромосом­ные аберрации), за которыми происходит соединение разорванных кон­цов в новые сочетания. Это и приводит к изменению генного аппарата и образованию дочерних клеток, неодинаковых с исходными. Если стойкие хромосомные аберрации происходят в половых клетках, то это ведет к мутациям, т. е. появлению у облученных особей потомства с другими признаками. Мутации полезны, если они приводят к повышению жизне­стойкости организма, и вредны, если проявляются в виде различных врожденных пороков. Практика показывает, что при действии ионизиру­ющих излучений вероятность возникновения полезных мутаций мала Однако в любой клетке обнаружены непрерывно действующие про­цессы исправления химических повреждений в молекулах ДНК. Оказа­лось также, что ДНК достаточно устойчива по отношению к разрывам, вызываемым радиацией. Необходимо произвести семь разрушений структуры ДНК, чтобы она уже не могла восстановиться, т. е. только в этом случае происходит мутация. При меньшем числе разрывов ДНК вос­станавливается в прежнем виде. Это указывает на высокую прочность ге­нов по отношению к внешним воздействиям, в том числе и ионизирую­щим излучениям.

Разрушение жизненно важных для организма молекул возможно не только при прямом их разрушении ионизирующим излучением (теория мишени), но и при косвенном действии, когда сама молекула не поглоща­ет непосредственно энергию излучения, а получает ее от другой молеку­лы (растворителя), которая первоначально поглотила эту энергию. В этом случае радиационный эффект обусловлен вторичным влиянием продук­тов радиолиза (разложения) растворителя на молекулы ДНК. Этот меха­низм объясняется теорией радикалов. Повторяющиеся прямые попада­ния ионизирующих частиц в молекулу ДНК, особенно в ее чувствитель­ные участки — гены, могут вызвать ее распад. Однако вероятность таких попаданий меньше, чем попаданий в молекулы воды, которая служит ос­новным растворителем в клетке. Поэтому радиолиз воды, т. е. распад при действии радиации на водородный (Н) и гидроксильный (ОН) радикалы с последующим образованием молекулярного водорода и пероксида водо­рода, имеет первостепенное значение в радиобиологических процессах. Наличие в системе кислорода усиливает эти процессы. На основании тео­рии радикалов главную роль в развитии биологических изменений игра­ют ионы и радикалы, которые образуются в воде вдоль траектории дви­жения ионизирующих частиц.

Высокая способность радикалов вступать в химические реакции обусловливает процессы их взаимодействия с биологически важными молекулами, находящимися в непосредственной близи от них. В таких реакциях разрушаются структуры биологических веществ, а это в свою очередь приводит к изменениям биологических процессов, включая про­цессы образования новых клеток.

Последствия облучения людей ионизирующим излучением. Ког­да мутация возникает в клетке, то она распространяется на все клетки но­вого организма, образовавшиеся путем деления. Помимо генетических эффектов, которые могут сказываться на последующих поколениях (врожденные уродства), наблюдаются и так называемые соматические (телесные) эффекты, которые опасны не только для самого данного орга­низма (соматическая мутация), но и его потомства. Соматическая мута­ция распространяется только на определенный круг клеток, образовавшихся путем обычного деления из первичной клетки, претерпевшей му­тацию.

Соматические повреждения организма ионизирующим излучением являются результатом воздействия излучения на большой комплекс — коллективы клеток, образующих определенные ткани или органы. Радиа­ция тормозит или даже полностью останавливает процесс деления кле­ток, в котором собственно и проявляется их жизнь, а достаточно сильное излучение в конце концов убивает клетки. Разрушительное действие из­лучения особенно заметно проявляется в молодых тканях. Это обстоя­тельство используется, в частности, для защиты организма от злокачест­венных (например, раковых опухолей) новообразований, которые разру­шаются под воздействием ионизирующих излучений значительно быст­рее доброкачественных клеток. К соматическим эффектам относят локальное повреждение кожи (лучевой ожог), катаракту глаз (помутне­ние хрусталика), повреждение половых органов (кратковременная или постоянная стерилизация) и др.

В отличие от соматических генетические эффекты действия радиации обнаружить трудно, так как они действуют на малое число клеток и име­ют длительный скрытый период, измеряемый десятками лет после облу­чения. Такая опасность существует даже при очень слабом облучении, которое хотя и не разрушает клетки, но способно вызвать мутации хромо­сом и изменить наследственные свойства. Большинство подобных мута­ций проявляется только в том случае, когда зародыш получает от обоих родителей хромосомы, поврежденные одинаковым образом. Результаты мутаций, в том числе и смертность от наследственных эффектов — так называемая генетическая смерть, наблюдались задолго до того, как люди начали строить ядерные реакторы и применять ядерное оружие. Мутации могут быть вызваны космическими лучами, а также естественным радиа­ционным фоном Земли, на долю которого по оценкам специалистов при­ходится  1  % мутаций человека.

Установлено, что не существует минимального уровня радиации, ни­же которого мутации не происходит. Общее количество мутаций, вызван­ных ионизирующим излучением, пропорционально численности населе­ния и средней дозе облучения. Проявление генетических эффектов мало зависит от мощности дозы, а определяется суммарной накопленной дозой независимо от того, получена она за 1 сутки или 50 лет. Полагают, что ге­нетические эффекты не имеют дозового порога. Генетические эффекты определяются только эффективной коллективной дозой человеко-зиверты (чел-Зв), а выявление эффекта у отдельного индивидуума практически непредсказуемо. В отличие от генетических эффектов, которые вызываются малыми дозами радиации, соматические эффекты всегда начинаются с опреде­ленной пороговой дозы: при меньших дозах повреждения организма не происходит. Другое отличие соматических повреждений от генетических заключается в том, что организм способен со временем преодолевать по­следствия облучения, тогда как клеточные повреждения необратимы.

 

Значения некоторых доз и эффектов воздействия излучения на орга­низм приведены в Таблица   4.34 Радиационное воздействие и соответствующие биологические эффекты. Воздействие

 

Доза, Зв	Мощность дозы или продолжи­тельность	Облучение*	Биологический эффект
0,003	В течение недели	О	Практически отсутствует
0,01	Ежедневно (в течение не­скольких лет)	о	Лейкемия
0,015	Единовременно	л	Хромосомные нарушения в опу­холевых клетках (культура соот­ветствующих тканей)
0,25	В течение недели	л	Практически отсутствует
0,5—1	Накопление малых доз	л	Удвоение мутагенных эффектов у одного поколения
2	Единовременно	о	Тошнота
3—5	—	о	СД50" для людей
4	—	л	Выпадение волос (обратимое)
4—5	0,1—0,5 Зв/сут	о	Возможно   излечение   в   ста­ционарных условиях
6—9	3 Зв/сут или накопление ма­лых доз	л	Радиационная катаракта
10—25	2—3 Зв/сут	л	Возникновение рака сильно ра­диочувствительных органов
25—60	2—3 Зв/сут	л	Возникновение рака умеренно радиочувствительных органов
40—50	2—3 Зв/сут	л	Дозовый предел для нервных тканей
50—60	2—3 Зв/сут	л	Дозовый предел для желудоч­но-кишечного тракта

Приборы контроля ионизирующих излучений. Все используемые в настоящее время приборы можно разбить на три основные группы: ра­диометры, дозиметры и спектрометры. Радиометры предназначены для измерения плотности потока ионизирующего излучения (альфа- или бе­та-), а также нейтронов. Эти приборы широко используются для измере­ния загрязнений рабочих поверхностей, оборудования, кожных покровов и одежды персонала. Дозиметры предназначены для изменения дозы и мощности дозы, получаемой персоналом при внешнем облучении глав­ным образом гамма-излучением. Спектрометры предназначены для иден­тификации загрязнений по их энергетическим характеристикам. В прак­тике применяются гамма-, бета- и альфа-спектрометры. В настоящее вре­мя отечественная приборная промышленность выпускает широкий спектр приборов, предназначенных для измерения ионизирующих излу­чений, которые при необходимости можно приобрести в объединении «Изотоп».

Обеспечение безопасности при работе с ионизирующими излуче­ниями.

Все работы с радионуклидами правила подразделяют на два вида: на работу с закрытыми источниками ионизирующих излучений и работу с открытыми радиоактивными источниками.

Закрытыми источниками ионизирующих излучений называются лю­бые источники, устройство которых исключает попадание радиоактив­ных веществ в воздух рабочей зоны. Открытые источники ионизирую­щих излучений способны загрязнять воздух рабочей зоны. Поэтому от­дельно разработаны требования к безопасной работе с закрытыми и от­крытыми источниками ионизирующих излучений на производстве.

Обеспечение радиационной безопасности требует комплекса много­образных защитных мероприятий, зависящих от конкретных условий ра­боты с источниками ионизирующих излучений, а также от типа источни­ка.

Главной опасностью закрытых источников ионизирующих излуче­ний является внешнее облучение, определяемое видом излучения, актив­ностью источника, плотностью потока излучения и создаваемой им дозой облучения и поглощенной дозой. Защитные мероприятия, позволяющие обеспечить условия радиационной безопасности при применении закры­тых источников, основаны на знании законов распространения ионизиру­ющих излучений и характера их взаимодействия с веществом. Главные из них следующие.

1. Доза внешнего облучения пропорциональна интенсивности излу­чения и времени действия.

2.Интенсивность излучения от точечного источника пропорциональ­на количеству квантов или частиц, возникающих в них в единицу време­ни, и обратно пропорциональна квадрату расстояния от источника.

3.Интенсивность излучения может быть уменьшена с помощью экранов.

Из этих закономерностей вытекают основные принципы обеспечения радиационной безопасности:

Уменьшение мощности источников до минимальных величин (защи­та количеством); сокращение времени работы с источниками (защита временем); увеличение расстояния от источника до работающих (защита расстоянием) и экранирование источников излучения материалами, по­глощающими ионизирующие излучения (защита экранами).

Защита количеством подразумевает проведение работы с минимальными количествами радиоактивных веществ, т.е. пропорционально со­кращает мощность излучения. Однако требования технологического процесса часто не позволяют сократить количество радиоактивного вещества в источнике, что ограничивает на практике применение этого метода защиты.

Защита временем основана на сокращении времени работы с источ­ником, что позволяет уменьшить дозы облучения персонала. Этот прин­цип особенно часто применяется при непосредственной работе персонала с малыми активностями.

Защита расстоянием — достаточно простой и надежный способ за­щиты. Это связано со способностью излучения терять свою энергию во взаимодействиях с веществом: чем больше расстояние от источника, тем больше процессов взаимодействия излучения с атомами и молекулами, что в конечном итоге приводит к снижению дозы облучения персонала.

Защита экранами — наиболее эффективный способ защиты от излу­чений. В зависимости от вида ионизирующих излучений для изготовле­ния экранов применяют различные материалы, а их толщина определяет­ся мощностью излучения. Лучшими экранами для защиты от рентгено­вского и гамма-излучений являются материалы с большим Z, например свинец, позволяющий добиться нужного эффекта по кратности ослабле­ния при наименьшей толщине экрана. Более дешевые экраны делаются из просвинцованного стекла, железа, бетона, барритобетона, железобетона и  воды.

По своему назначению защитные экраны условно разделяются на пять групп:

1. Защитные экраны-контейнеры, в которые помещаются радиоактив­ные препараты. Они широко используются при транспортировке радио­активных веществ и источников излучений.

2.Защитные экраны для оборудования. В этом случае экранами, пол­ностью окружают все рабочее оборудование при положении радиоактив­ного препарата в рабочем положении или при включении высокого (или ускоряющего) напряжения на источнике ионизирующей радиации.

3.Передвижные защитные экраны. Этот тип защитных экранов при­меняется для защиты рабочего места на различных участках рабочей зо­ны.

4.Защитные экраны, монтируемые как части строительных конструк­ций (стены, перекрытия полов и потолков, специальные двери и т. д.). Та­кой вид защитных экранов предназначается для защиты помещений, в ко­торых постоянно находится персонал, и прилегающей территории.

5. Экраны индивидуальных средств защиты (щиток из оргстекла,
смотровые стекла пневмокостюмов, просвинцованные перчатки и др.).

Защита от открытых источников ионизирующих излучений предусматривает как защиту от внешнего облучения, так и защиту персонала от внутреннего облучения, связанного с возможным проникновением ра­диоактивных веществ в организм через органы дыхания, пищеварения или через кожу. Все виды работ с открытыми источниками ионизирую­щих излучений разделены на 3 класса. Чем выше класс выполняемых ра­бот, тем жестче гигиенические требования по защите персонала от внут­реннего переоблучения.

Способы защиты персонала при этом следующие.

1. Использование принципов защиты, применяемых при работе с ис­точниками излучения в закрытом виде.

2. Герметизация производственного оборудования с целью изоляции процессов, которые могут явиться источниками поступления радиоак­тивных веществ во внешнюю среду.

3. Мероприятия планировочного характера. Планировка помещении предполагает максимальную изоляцию работ с радиоактивными вещест­вами от других помещений и участков, имеющих иное функциональное назначение. Помещения для работ I класса должны размещаться в отдель­ных зданиях или изолированной части здания, имеющей отдельный вход. Помещения для работ II класса должны размещаться изолированно от других помещений; работы III класса могут проводиться в отдельных, специально выделенных комнатах.

4. Применение санитарно-гигиенических устройств и оборудования, использование специальных защитных материалов.

5. Использование средств индивидуальной защиты персонала. Все средства индивидуальной защиты, используемые для работы с открыты­ми источниками, разделяются на пять видов: спецодежда, спецобувь, средства защиты органов дыхания, изолирующие костюмы, дополни­тельные защитные приспособления.

6. Выполнение правил личной гигиены. Эти правила предусматрива­ют личностные требования к работающим с источниками ионизирующих излучений: запрещение курения в рабочей зоне, тщательная очистка (дез­активация) кожных покровов после окончания работы, проведение дози­метрического контроля загрязнения спецодежды, спецобуви и кожных покровов. Все эти меры предполагают исключение возможности проник­новения радиоактивных веществ внутрь организма.

Службы радиационной безопасности. Безопасность работы с источ­никами ионизирующих излучений на предприятиях контролируют спе­циализированные службы — службы радиационной безопасности комп­лектуются из лиц, прошедших специальную подготовку в средних, высших учебных заведениях или специализированных курсах Минатом,! РФ. Эти службы оснащены необходимыми приборами и оборудованием, позволяющими решать поставленные перед ними задачи. Службы выпол­няют все виды контроля на основании действующих методик, которые постоянно совершенствуются по мере выпуска новых видов приборов радиационного контроля. Важной системой профилактических мероприя­тий при работе с источниками ионизирующих излучений является прове­дение радиационного контроля.

Основные задачи, определяемые национальным законодательством по контролю радиационной обстановки в зависимости от характера про­водимых работ, следующие:

—контроль мощности дозы рентгеновского и гамма-излучений, по­токов бета-частиц, нитронов, корпускулярных излучений на рабочих мес­тах, смежных помещениях и на территории предприятия и наблюдаемой зоны;

—контроль за содержанием радиоактивных газов и аэрозолей в воз­духе рабочих и других помещений предприятия;

—контроль индивидуального облучения в зависимости от характера работ: индивидуальный контроль внешнего облучения, контроль за со­держанием радиоактивных веществ в организме или в отдельном крити­ческом органе;

—контроль за величиной выброса радиоактивных веществ в атмос­феру;

—контроль за содержанием радиоактивных веществ в сточных во­дах, сбрасываемых непосредственно в канализацию;

—контроль за сбором, удалением и обезвреживанием радиоактивных твердых и жидких отходов;

—          контроль уровня загрязнения объектов внешней среды за предела­
ми предприятия.