Руководство к лабораторным занятиям по коммунальной гигиене (стр. 17 )

Заключение: 1) Житель относится к населению категории В, ПД для которого составляет 1 мЗв/год сверх естественного фона. Известно, что доза облучения от пребывания в жилом помещении составляет в среднем 1600 мкЗв/год=4,38 мкЗв/сутки. Доза, полученная жителем за 21 час пребывания в жилом помещении – около 4,38:24∙21=3,8 мкЗв. 2) Доза, полученная указанным человеком на улице и связанная в определенной степени с облучением от АЭС, составляет 5,8 – 3,8 = 2 мкЗв за сутки (с учетом пребывания на улице не более 3-х часов в сутки), т. е. 2Ч365=730 мкЗв/год, что является допустимой, поскольку ниже ПД для лиц категории В (1 мЗв/год=1000 мкЗв/год=2,7 мкЗв/сут.). Населению микрорайона можно рекомендовать больше времени проводить вне помещений, но не более 4-х часов (4 часа дадут 2,7 мкЗв, т. е. ПД в сутки).

Задача №2.Весной в период сева тракторист в течение 6 дней работал в поле, производя обработку земли комплексным минеральным удобрением, а затем в течение 14 дней работал на комбайне, занимаясь севом зерновых и посадкой овощей на обработанных удобрением полях. Имевшийся у него индивидуальный дозиметр зафиксировал общую дозу облучения за время работы на уровне 800 мкЗв. Осенью он работал в общей сложности 10 дней на тех же полях и получил общую дозу облучения 200 мкЗв. Допустима ли полученная трактористом за год доза для лиц категории В?

Заключение. Доза облучения, полученная трактористом за год составила 800+200 = 1000 мкЗв = 1мЗв. Однако, в измеренную дозиметром дозу вошел и естественный радиационный фон, который за 30 дней (т. е. 1 месяц) работы составил 900:12 = 75 мкЗв, а на долю радиации от удобрений приходится не более 1000 -75 = 925 мкЗв. При средней для лиц из населения дозе облучения от удобрений 0,13 мкЗв/год эта доза чрезвычайно велика. Несмотря на то, что общая доза облучения тракториста за год не превышает ПД, необходимо изменить режим и условия работы тракториста, обеспечить его индивидуальными средствами защиты для предупреждения попадания аэрозоля удобрений внутрь организма.

Тема 3. Принципы радиационной защиты населения

Цель занятия: изучение научных основ и современных практических мер и правил защиты населения от внешнего и внутреннего, природного и техногенного воздействия ионизирующей радиации, освоение способов расчета параметров защиты при внешнем облучении.

Вопросы теории: открытые, закрытые и смешанные источники ионизирующего излучения; принципы защиты от внешнего облучения, основанные на закономерностях зависимости уровня полученной человеком дозы гамма - или рентгеновского облучения от свойств источника и сопутствующих условий; радиотоксичность, ее зависимость от органотропности, эффективного периода и физико-химических свойств радионуклидов; ограничение облучения населения природными и техногенными источниками; способы удаления и захоронения радиоактивных отходов; ограничение медицинского облучения населения.

Студент должен:

знать: основные принципы защиты населения от ионизирующего облучения природного и антропотехногенного происхождения, в т. ч. от источников, применяемых в медицинской практике; принципы обеззараживания радиоактивных отходов;

уметь: рассчитывать безопасные параметры защиты от внешнего облучения; рекомендовать населению наименее радиоактивные продукты питания.

Учебный материал для выполнения задания

Цель радиационной защиты населения – обеспечение его радиационной безопасности.

Основные принципы защиты населения от ионизирующего облучения (ОСПОРБ-99):

- непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения населения от всех источников излучения (принцип нормирования);

- запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением (принцип обоснования);

- поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения (принцип оптимизации).

Годовая доза облучения населения от природных, техногенных и медицинских источников не должна превышать основные пределы доз (табл. 24).

Организация защиты населения от радиационного поражения во многом определяется видом облучения (внешнее, внутреннее или смешанное), которое зависит от типа источника. Источники ионизирующего излучения могут быть открытыми или закрытыми. 

Классификация источников излучения:

Открытыми источниками называют радиоактивные вещества в таком агрегатном состоянии или оболочке, которые не исключают возможности его распространения в окружающей среде и попадания внутрь организма. При этом возможно как внешнее, так и внутреннее облучение тела человека.

Закрытые источники не создают опасности загрязнения окружающей среды радионуклидами. Человек может подвергаться только внешнему облучению. По режиму действия закрытые источники подразделяют на а) источники непрерывного излучения (к ним относятся γ-, β- и нейтронные излучатели в виде изолированных от окружающей среды радиоактивных веществ или установок непрерывного действия) и б) источники прерывистого действия, испускающие излучение периодически при включении генераторов (рентгеновские аппараты, ускорители заряженных частиц). В качестве γ-излучателей используют искусственные изотопы: 60Co, 75Se, 109Cd, 104Cs, 107Cs и другие. К β-излучателям относятся 32P, 90Sr, 134Ce, 198Au  и другие. В качестве излучателей нейтронов могут служить Ra+Be, Po+Be, Po+B. 

Принципы защиты от внешнего облучения в производственных и бытовых условиях 

«Защита количеством» основывается на прямо пропорциональной зависимости полученной дозы от радиоактивности (количества) вещества - источника излучения или от мощности дозы генератора рентгеновских лучей; на практике это означает отсутствие в зоне пребывания населения источников излучения высокой активности и мощности или замена источников в производственных условиях на менее активные; «Защита временем» основывается на прямо пропорциональной зависимости полученной дозы от времени облучения, что осуществляется путем ограничения времени пребывания лиц из населения в зоне повышенного излучения; «Защита расстоянием» основывается на обратно пропорциональной зависимости полученной дозы от квадрата расстояния от источника, что достигается удалением жилых районов или мест длительного пребывания лиц из населения от источников ионизирующей радиации; «Защита экранами» предполагает наличие поглощающих ионизирующие излучения материалов между источником и населением (стен зданий, специальных экранирующих прослоек из свинца и пр.).

В качестве экранов для защиты от γ- или R-излучения применяются тяжелые металлы (свинец, железо, железобетон и другие материалы). Экраны для защиты от внешнего β-излучения делают из легких материалов (алюминия, стекла, пластмасс, резины); экраны из тяжелых металлов применяться не могут, т. к. электроны и позитроны, нарушая равновесие электронных оболочек атомов этих металлов, возбуждают их и вызывают выброс энергии в виде тормозного рентгеновского излучения. Экраны для защиты от нейтронного излучения призваны замедлить быстрые нейтроны, способные создавать наведенную радиоактивность. Для этого используются материалы, в составе которых много атомов водорода - вода, парафин, бетон. Тепловые нейтроны хорошо поглощаются кадмием и бором, которые также используются как материалы для экранов. α-Излучатели как источники внешнего облучения не требуют специальных мер защиты, поскольку проникающая способность α-частиц ничтожно мала.

Степень необходимой защиты от открытых радиоактивных веществ зависит от их радиотоксичности.

Радиотоксичность - свойство радиоактивных веществ вызывать определенные патологические изменения при попадании их внутрь организма как в результате воздействия ионизирующих излучений, так и от их химической токсичности.

Факторы, определяющие радиотоксичность веществ:

вида радиоактивного распада и WR излучения; средней энергии одного распада; пути поступления радионуклида в организм (наиболее опасен ингаляционный путь, затем резорбция из желудочно-кишечного тракта; резорбция через неповрежденную кожу в 200-300 раз меньше);   характера распределения радионуклидов в организме (табл. 26): изотопы могут быть остеотропными (кальций, стронций, барий, радий), гепатотропными (церий, лантан, прометий, нитрат плутония), равномерно распределяющимися по органам и системам (калий, тритий, углерод, цезий, инертные газы), в т. ч. с тенденцией накопления в мышцах (рубидий), в селезенке, лимфатических узлах и надпочечниках (ниобий, рутений); времени пребывания радионуклида в организме (эффективного периода - Тэфф). Эффективный период (Тэфф) - время, в течение которого активность инкорпорированного изотопа в организме снижается в 2 раза как за счет распада ядер атомов («физический» период полураспада - Тф), так и за счет выведения из организма («биологический» период полувыведения - Тб):  Тэфф = Тф· Тб / (Тф + Тб).

Таблица 26. Распределение радионуклидов в организме человека

Органы, ткани	Радионуклиды
Щитовидная железа	129I, 131I, 99Tc.
Легкие	85Kr, 238Pt, 239Pt, 222Rd, 233U, 133Xe, 135Xe.
Печень	137Cs, 58Co, 60Co, 239Ne, 238Pt, 239Pt, 241Pt.
Кости	140Ba, 14C, 154Er, 155Er, 32P, 238Pt, 239Pt, 241Pt, 147Pr, 226Ra, 89Sr, 90Sr, 234Th, 233U, 90Y, 65Zn.
Селезенка	210Po.
Почки	134Cs, 137Cs, 106Rt.
Яичники	140Ba, 134Cs, 137Cs, 58Ko, 60Ko, 131I, 85Kr, 239Pt, 40K, 42K, 106Rt, 90Y, 65Zn.
Мышцы	134Cs, 137Cs, 154Er, 155Er, 40K, 42K.
Кожа	35S

В отношении всех источников облучения населения следует принимать меры как по снижению дозы облучения отдельных лиц, так и по уменьшению числа лиц, подвергающихся облучению, в соответствии с принципом оптимизации.