лучевая болезнь очень тяжелой формы (без лечения DL100)

Основными принципами противорадиационной защиты следуют считать:

• 
  гигиеническое нормирование;
  
• 
  проведение предупредительного и текущего санитарного надзора;
  
• 
  производственное обучение;
  
• 
  санитарное образование;
  
• 
  радиационный контроль;
  
• 
  медицинский контроль.
  

• 
  защита количеством – расчет допустимой активности источника излучения;
  
• 
  защита расстоянием – расчет допустимого расстояния к источнику излучения;
  
• 
  защита временем – расчет допустимого времени работы с источником ионизирующего излучения;
  
• 
  защита с помощью экранирования – расчет необходимой толщины защитного экрана;
  
• 
  химические методы защиты – использование специальных фармацевтических препаратов и соединений: радиопротекторов и радиоингибиторов;
  
• 
  защита культурой труда – соблюдение правил техники безопасности и личной гигиены.
  

где:

t –время облучения, час;

r – расстояние от источника излучения к объекту, м;

8 (48) – постоянный коэффициент для расчетов за 1 рабочий день (за рабочую неделю).

Учитывая тот факт, что эта формула отражает соотношение между активностью источника, расстоянием и временем облучения в условиях применения источников ионизирующего излучения, ее можно использовать для расчета основных параметров защиты.

Для расчета допустимой активности источника излучения формула в результате преобразований приобретает вид (3):

Для расчета допустимого времени работы с источником ионизирующего излучения формула приобретает такой вид (4):

Для расчета допустимого расстояния от объекта к источнику излучения формула имеет такой вид (5):

В условиях внешнего облучения -частичками в экранировании нет надобности, так как -частички имеют небольшую длину пробег, а в воздухе и хорошо задерживаются любыми материалами, например, листком бумаги.

Для защиты от β-излучения следует, прежде всего, применить легкие материалы, например: алюминий, стекло, пластмасса и т.д. В данном случае, пласт алюминия толщиной 0,5 см полностью задерживает β-частицы.

Интенсивность поглощения -излучения прямо пропорциональна удельному весу материалов и их толщине и обратно пропорциональна энергии излучения. Для защиты от -излучения следует применять экраны из тяжелых металлов: свинца, чугуна, железа, бетона и т.д. Кроме того, возможным является использование почвы или воды.

Толщину защитного экрана, уменьшающего мощность -излучения до предельно допустимых уровней, можно рассчитать двумя способами:

1) по таблицам (с учетом энергии и необходимой кратности ослабления дозы излучения);

2) по числу пластов половинного ослабления (без учета энергии излучения).
Расчет толщины защитного экрана по таблицам

Определение толщины защитного экрана по кратности ослабления дозы излучения предусматривает расчет кратности ослабления в результате сопоставления фактической мощности источника излучения с максимально допустимой и нахождение толщины экрана с помощью специальных таблиц — искомая величина расположена на пересечении значений энергии излучения и кратности ослабления.

При несовпадении данных кратности ослабления и энергии излучения с указанными в таблице результатами, толщину экрана находят при помощи интерполяции или используют большее число, обеспечивая тем самым более надежную защиту. Величина коэффициента ослабления (кратность ослабления) определяется по формуле (6):

; (6)

где:

Р — полученная доза;

Ро — предельно допустимая доза.
С целью создания безопасных условий при постоянной работе используют лимиты предельно допустимых доз облучения, рассчитанные на основании предельно допустимой годовой дозы.

Пример: лаборант, который фасует радиоактивное золото 198 Au, энергия излучения которого составляет 0,5 МэВ, без защиты за час облучения получает дозу облучения 5 мбер. Укажите, какой толщины должен быть экран из свинца, который предполагается применить для создания безопасных условий труда лаборанта:

В нашем случае:

В приложении 2 на пересечении линий, которые отвечают кратности ослабления 5 и энергии излучения 0,5 МэВ, находим, что необходимая толщина свинцового экрана должна быть 11 мм.

Определение толщины защитного экрана с использованием этого метода предусматривает расчет количества шаров половинного ослабления, которое необходимо для уменьшения энергии излучения в соответствующее количество раз.

В приложении 6 находим, что для ослабления в 1000 раз необходимо использовать 10 шаров половинного ослабления. Толщина 1 шара половинного ослабления из железа составляет 2,4 см. Итак, общая толщина экрана из железа равна 2,4 х 10 = 24 см.

Различают 4 вида радиационного контроля:

• 
  дозиметрический;
  
• 
  радиометрический;
  
• 
  индивидуально-дозиметрический;
  
• 
  спектрометрический.
  

• 
  дозиметрические приборы — предназначены для измерения мощности дозы (уровня радиации), которую иногда называют фоном. Кроме того, к этой группе относятся такие приборы, как индикаторы-сигнализаторы, т.е. простейшие приборы для установления наличия ионизирующего излучения или сигнализации о превышении заданного порога радиации;
  

• 
  радиометрические приборы, с помощью которых определяют уровень радиоактивного загрязнения разных предметов;
  
• 
  индивидуально-дозиметрическое портативное оборудование, прежде всего, миниатюрные переносные приборы, предназначенные для проведения индивидуального контроля и определения дозы облучения за определенный промежуток времени;
  
• 
  спектрометрические установки, которые предоставляют возможность установить спектральные характеристики радионуклидов и определить их содержание в любом радиоактивно загрязненном объекте.
  

а) для измерения степени загрязнения радионуклидами рабочих поверхностей в имп/сек, для чего переключатель (слева сверху) переводится на шкалу С^-1;

б) для измерения мощности дозы в воздухе в мкР/ч, для чего этот переключатель переводят на шкалу мкR/h.

10. Прибор КДТ-02 - термолюминесцентный дозиметр — его модификации и аналоги предназначены для измерения поглощенной в воздухе дозы рентгеновского и γ-излучения с энергией свыше 10 кэВ. Диапазон измеряемых величин от 0,05 до 1 000 рентген.

11. Прибор ИФК-2,3 – индивидуальный фото дозиметр предназначен для измерения индивидуальных доз облучения при работе с источниками ионизирующего излучения в диапазоне энергии 0,1-0,3 МэВ.

12. Прибор СЗБ-03 (0,4) - сигнализатор загрязнения поверхности, используется в практике дозиметрического и технологического контроля, как сигнализатор загрязнения поверхностей -излучаемыми радионуклидами.

13. Прибор УИМ 2-2 – универсальный импульсивный измеритель радиоактивного загрязнения, предназначен для измерения средней скорости счета импульсов и сигнализации о превышении установленных пороговых значений скорости счета импульсов. Измеритель применяется в лабораториях дозиметрического, радиометрического и технологического контроля объектов, где используются источники ионизирующей радиации.

14. Прибор ДП-100 – радиометр, позволяет определить радиоактивность объектов окружающей среды

15. Прибор РУГ-90 “АДАН” – радиометр универсальный для -излучения, позволяет определить радиоактивность образцов продуктов и воды в толстом слое.
Инструкция

по работе с прибором радиометром-дозиметром АНРИ–01–02 “Сосна”
Определение мощности экспозиционной дозы γ-излучения:

В ходе исследований используют четыре режима работы прибора. Три режима для проведения точных измерений и четвертый режим "Поиск" — для экспресс-оценки радиационной обстановки по частоте последовательных звуковых сигналов.

Порядок подготовки к работе и включение прибора:

• 
  Переключатель режима работы (левый рычажок) перевести в положение "МД" (крайнее левое положение).
  
• 
  Переключателем питания (правый рычажок) включить прибор.
  
• 
  Кратковременно нажать кнопку "Пуск" — на цифровом табло должны появиться точки и начаться подсчет импульсов.
  
• 
  Через 20 секунд измерение автоматически прекращается, что сопровождается звуковым сигналом.
  
• 
  На цифровом табло фиксируется величина экспозиционной дозы γ-излучения в мР/час.
  
• 
  Показатели на цифровом табло сохраняются до повторного нажатия на кнопку "Пуск". Для выполнения последующих 3—4 измерений достаточно кратковременно нажать на кнопку "Пуск".
  
• 
  После выполнения задания малый рычажок (переключатель режима работы) перевести в среднее положение, а правый рычажок (переключатель питания) в крайнее правое положение.
  

• 
  Подготовить прибор к работе согласно выше представленной инструкции. Проверить, закрыта ли задняя крышка прибора, и при необходимости плотно закрыть ее.
  
• 
  Перевести переключатель режима работы в положение "МД" и включить прибор.
  
• 
  Поднести прибор плоскостью задней крышки к исследуемой поверхности на расстояние 0,5 см и кратковременно нажать кнопку "Пуск". Выполнить измерения и записать показания прибора (Nγ).
  
• 
  Открыть заднюю крышку прибора.
  
• 
  Выполнить измерения с открытой задней крышкой и записать показания прибора (Nγ + β).
  
• 
  Закрыть заднюю крышку и выключить прибор.
  

Величина плотности потока β-излучений вычисляется по формуле.

q = Ks (N_γ + β — N_γ ),

где q —плотность потока β-излучения (част/см² мин);

Коэффициент счета прибора “Анри–01–02–Сосна” составляет 0,5 част/см² мин · импульс.

Для изучения естественного фона прибора зонд с датчиком устанавливают в положение для измерения γ-излучения, а переключатель диапазонов переводят в положение “01” или какое-либо другое, если стрелка отклоняется до конца шкалы. Через 1 — 2 минуты регистрируют показания шкалы, умножая их величины на значение конкретного диапазона.

Для измерения уровня загрязнения продовольствия и воды радиоактивными веществами датчик размещают на расстоянии 1 см от исследуемой пробы. Перемещая его вдоль поверхности, находят наибольшее загрязнение и через 1-2 минуты регистрируют результаты измерения, умножая их величину на значение диапазона и отнимая величину естественного фона прибора.

После исследования прибор переводят в исходное положение.

Затем переключатель режима работы прибора устанавливают на постоянную времени измерения, составляющую 2,5 сек. или 5 сек., а переключатель диапазонов   в положение, при котором показание стрелочного прибора составляло бы не менее 30 % всей шкалы. Детектор излучения размещают на рабочем месте таким образом, чтобы условия его облучения отвечали условиям облучения персонала, а также человека, находящегося за защитными экранами или за стенами в сопредельных помещениях.

Показания, учитывая диапазон, снимают с верхней (0-100) или нижней (0-30) шкалы прибора. При этом делают 5-10 измерений на протяжении минуты и рассчитывают среднее арифметическое.

Результаты измерения мощности дозы в воздухе оценивают согласно нормативным документам:

а) для рентгенологических объектов: на рабочем месте (персонал категории А)   до 1,7 мР/час; за стенами в сопредельных помещениях (персонал категории Б)   до 0,12 мР/час; для категории В (палаты, за пределами корпуса)   до 0,03 мР/час.

Примечание: для существующих рентгенологических объектов старой постройки эти величины больше в 2 раза.

б) для объектов с гамма-излучениями: в помещениях постоянного пребывания персонала категории А   до 1,4 мР/час; пребывание половины рабочего времени   до 2,9 мР/час. Для персонала категории Б (в сопредельных помещениях, на территории санитарно-защитных зон)   до 0,12 мР/час; для категории В   до 0,03 мР/час.

Детектором излучения в дозиметрах типа ИФК является фотопленка, которой заряжаются кассеты.

На передней панели измерительного блока находятся: прямопоказывающий стрелочный прибор, шкала которого проградуирована в рентгенах, тумблеры включения питания и переключения диапазона измерения, сигнальная лампочка, окно с механизмом удержания крышки кассеты и два переключателя для регуляции режима работы.

Кассета состоит из двух частей   собственно кассеты и ее крышки, которая одновременно является и фиксатором пленки.

Для зарядки кассет используется рентгеновская пленка отечественного производства типа РМ-5-1, РМ-5-4, а также импортная пленка типа “АГФА” в виде полосок размером 2 × 6 см.

Измерение индивидуальных доз облучения состоит из пяти этапов:

1. Зарядки кассет рентгеновской пленкой.

2. Экспозиции пленки в процессе производственной деятельности персонала.

3. Обработки пленки (проявления, фиксации, промывки, сушки).

4. Измерение дозы. Для измерения дозы крышку кассеты с фиксированной в ней пленкой вставляют в гнездо измерительного блока. Стрелка прямопоказывающего прибора отклонится вправо и покажет величину дозы в рентгенах.

5. Перерасчет показания прибора в единицы эффективной дозы   зиверт. Для этого дозу в рентгенах умножают на коэффициент 0,93 (для биологической ткани), а потом на радиационный взвешивающий фактор,
Инструкция

по определению радиоактивности образцов продуктов и воды в толстом слое

на радиометре универсальном для -излучения РУГ-90 “АДАН”
1. Включают вилку шнура прибора в розетку электросети. Нажимают кнопку “сеть” (слева под цифровым табло), прогревают прибор 30 мин., после чего услышите звуковой сигнал, а на табло засветятся нули.

ИЗМЕРЕНИЕ ФОНА

2. Помещают пустую кювету для пробы в гнездо свинцового экрана (если продукт, который будет измеряться, – сухой, легкий) или с налитой в нее дистиллированной водой (если продукт плотен, тяжелый).

3. Нажимают кнопку “фон” (звучит звуковой сигнал), а затем кнопку “2 мин.” или “20 мин”. На табло индуктируется обратный счет времени измерения. В конце измерения нажимается по очереди кнопка К⁴⁰, Сs137 – на табло высветится значение фона для того или другого радионуклида (значение фона автоматически фиксируется в памяти -радиометра).

4. Заполняют кювету продуктом, который подлежит анализу, помещают ее в свинцовый экран, закрывают крышкой.

5. Нажимают кнопку “проба”, а затем кнопку “2 мин” или “20 мин”.

6. После конца измерения нажимают поочередно кнопку Сs¹³⁷, К⁴⁰ и снимают значение объемной активности в кБк/л.

7. Результат измерения 0,5 или 0,25 л пробы отвечает объёмной активности в кБк/л, что при плотности продукта, близкой к единице, отвечает удельной активности у кБк/кг продукта.

Если удельный вес образца отличается от единицы, образец нужно взвесить и сделать перерасчет. Например, объем образца 500 мл, его вес 400 г. Удельный вес образца = 400 : 500 = 0,8 кг/л. Полученная объёмная активность 1,6 кБк/л.

Отсюда удельная активность = объемная активность (кБк/л) / удельный вес = 1,6 / 0,8 = 2,0 кБк/кг.

Если объем пробы меньше, чем 0,5 или 0,25, то результат измерения следуют умножить на коэффициент:

• 
  для 400 мл – на 1,2
  
• 
  для 300 мл – на 1,6
  
• 
  для 200 мл – на 2,9.
  

В соответствии с Постановлением главного Государственного санитарного врача Украины № 62 от 01.12.97 г. с 01.01.98 г. введены в действие новые Государственные гигиенические нормативы “Нормы радиационной безопасности Украины (НРБУ-97)”.

Установлены следующие нормативы:

1 — лимит эффективной дозы за год для категории А (лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений) — 20 мЗв/год (2 бер);

2 — лимит эффективной дозы для категории Б (лица, которые непосредственно не заняты работой с источниками ионизирующих излучений, но могут получить дополнительное облучение) — 2 мЗв/год (0,2 бер);

3 — лимит эффективной дозы для категории В ( все население) — 1 мЗв/год (0,1 бер);

4 — годовая эффективная доза, которую человек может получить во время проведения профилактического рентгенологического обследования не должна превышать 1 мЗв;

5 — удельная активность радионуклидов естественного происхождения для строительных материалов и минеральных веществ должна составлять не более 370 Бк/кг (I класс);

от 370 до 740 Бк/кг (II класс);

от 720 до 1350 Бк/кг (III класс);

6 — мощность поглощенной в воздухе дозы должна составлять:

6.1 — для объектов, которые проектируются, строятся либо реконструируются для эксплуатации с постоянным пребыванием людей (жилищные, детские, санаторно-курортные и лечебно—оздоровительные учреждения) — 30 мкР/час;

6.2 — для объектов, которые предполагается эксплуатировать для постоянного пребывания людей — 50 мкР/час;

6.3 — для детских учреждений, санаторно-курортных и лечебно—оздоровительных учреждений, независимо от того, строятся ли они (реконструируются) или эксплуатируются — 30 мкР/час;

Определение доз в соответствии с пунктами 1, 2, 3, 4 может быть проведено с использованием индивидуальной дозиметрии или расчетными методами, относительно пункта 6 — дозиметрическими приборами (типа ДРГ), для всех других пунктов — при помощи спектрального оборудования.