Відповідно до постанови головного Державного санітарного лікаря України № 62
від 01.12.97 р. з 01.01.98 р. Введені в дію нові Державні гігієнічні нормативи
“Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97)”.
Зокрема встановлені наступні нормативи:
1 – ліміт ефективної дози за рікдля категорії А (особи, які постійно або тимчасово працюють безпосередньо з джерелами іонізуючих випромінювань) – 20 мЗв/рік (2 бер);
2 – для категорії Б (особи, які безпосередньо не зайняті роботою з джерелами іонізуючих випромінювань, проте можуть отримати додаткове опромінення) – 2 мЗв/рік (0,2 бер);
3 – для категорії В ( все населення) – 1 мЗв/рік (0,1 бер);
4 – річна ефективна доза, яку людина може отримати під час проведення профілактичного рентгенівського обстеження, не повинна перевищувати 1 мЗв;
5 – питома активність природних радіонуклідів для будівельних матеріалів та мінеральної сировини, повинна становити не вище 370 Бк/кг (I клас);
від 370 до 740 Бк/кг (II клас);
від 720 до 1350 Бк/кг (III клас);
6 – потужність поглиненої в повітрі дозиповинна становити:
6.1 – для об’єктів, які проектуються, будуються або реконструюються для експлуатації з постійним перебуванням людей (житлові, дитячі заклади, санаторно-курортні та лікувально-оздоровчі заклади) – 30 мкР/год;
6.2 – для об’єктів, які експлуатуються для постійного перебування людей – 50 мкР/год;
6.3 – для дитячих закладів, санаторно-курортних та лікувально-оздоровчих закладів, незалежно від того, чи вони будуються (реконструюються), чи експлуатуються – 30 мкР/год;
7 – питома активність природних радіонуклідів у мінеральних добривах – 1,9 кБк/кг;
8 – активність природних радіонуклідів (радій, торій, калій) у глиняному, порцелярно-фаянсовому та скляному посуді побутового призначення – не більше 370 Бк/кг;
9 – питома активність природних радіонуклідів у мінеральних барвниках – 1400 Бк/кг.
Визначення доз згідно з пунктами 1, 2, 3, 4 може бути проведено шляхом індивідуальної дозиметрії або розрахунковими методами, відповідно до пункту 6 – дозиметричними приладами (типу ДРГ), за всіма іншими пунктами – за допомогою спектрометричних установок.
ТЕМА №43. РОЗРАХУНКОВІ МЕТОДИ ОЦІНКИ РАДІАЦІЙНОЇ БЕЗПЕКИ ТА ПАРАМЕТРІВ ЗАХИСТУ ВІД ЗОВНІШНЬОГО ОПРОМІНЕННЯ
МЕТА ЗАНЯТТЯ: систематизувати і закріпити знання про принципи та заходи протирадіаційного захисту персоналу під час роботи з радіонуклідами та іншими джерелами іонізуючого випромінювання, оволодіти розрахунковими методами оцінки радіаційної небезпеки та параметрів захисту від зовнішнього опромінення в ході роботи з джерелами b—, g— та рентгенівського випромінювання.
ПИТАННЯ ТЕОРЕТИЧНОЇ ПІДГОТОВКИ:
1. Провідні засоби застосування радіонуклідів та особливості радіаційної небезпеки під час роботи з ними.
2. Умови та фактори, що визначають ступінь радіаційної безпеки та дозу зовнішнього опромінення.
3. Поняття про протирадіаційний захист.
4. Заходи протирадіаційного захисту, що засновані на фізичних законах послаблення впливу іонізуючого випромінювання (захист кількістю, часом, відстанню, екрануванням).
5. Параметри радіаційної небезпеки протирадіаційного захисту, що визначають за допомогою розрахункових методів.
6. Принципи, які знаходяться в основі вибору матеріалу та розрахунку товщини захисних екранів в умовах опромінення b—, g— та рентгенівським випромінюванням.
7. Радіаційний контроль в радіологічному та рентгенологічному відділеннях лікарні.
ЗАВДАННЯ:
1. На підставі використання формул і таблиць для розрахунку рівня зовнішнього опромінення та параметрів захисту від іонізуючого випромінювання, розв'язати ситуаційні задачі, що передбачають гігієнічну оцінку умов праці персоналу, під час застосування радіонуклідів.
2. Скласти гігієнічний висновок та обґрунтувати необхідні рекомендації за результатами проведених розрахунків.
ЛІТЕРАТУРА:
1. Гігієна та екологія. Підручник / За ред. В.Г. Бардова. — Вінниця: Нова книга. 2006. — С. 513 — 524.
2. 3. Загальна гігієна: пропедевтика гігієни // Є.Г.Гончарук, Ю.І.Кундієв, В.Г.Бардов та ін.: За ред. Є.Г.Гончарука. — К.: Вища школа, 1995. — С. 252 —257.
МЕТОДИКА ВИКОНАННЯ САМОСТІЙНОЇ РОБОТИ
В ході практичного заняття після контролю вихідного рівня знань студенти на підставі використання розрахункових методів щодо визначення рівня зовнішнього опромінення та параметрів протирадіаційного захисту, розв'язують ситуаційні задачі з гігієнічної оцінки умов праці персоналу, який працює з радіонуклідами і, у разі необхідності, визначають та обґрунтовують відповідні рекомендації.
РОЗРАХУНОК ДОЗИ ЗОВНІШНЬОГО g—ОПРОМІНЕННЯ
Розрахунок дози опромінювання (D), що отримана від точкового джерела іонізуючого випромінювання, проводиться за формулою (1):
8,4•А•t
D = ———; (1)
r2
де:
D — доза опромінення, що отримана, Р;
А — g—активність джерела опромінення, мг—екв радію;
8,4 — потужність дози, яка створена 1 мг радію або іншим ізотопом з активністю 1 мг—екв радію на відстані 1 см;
T — час опромінення, год;
r — відстань від джерела опромінення, см.
Отже, величина дози зовнішнього опромінення, що отримана, прямо пропорційна активності джерела випромінювання та часу опромінення і обернено пропорційна квадрату відстані від джерела випромінювання.
РОЗРАХУНОК ОСНОВНИХ ПАРАМЕТРІВ ЗАХИСТУ
ВІД ЗОВНІШНЬОГО ОПРОМІНЕННЯ
До основних параметрів захисту, що визначаються за допомогою розрахункових методів, відносяться: захист кількістю, захист часом, захист відстанню і захист екрануванням.
Тому для визначення умов безпеки в ході роботи з радіоактивними речовинами при відсутності екрану слід використовувати універсальні формули (2) та (3):
А•t
——— = 8 (за день); (2)
r2
А•t
або ——— = 48 (за тиждень); (3)
r2
де:
А — g—активність джерела опромінення, мг-екв радію;
t — час опромінення за год;
r — відстань від джерела випромінювання, м;
8 (48) — постійний коефіцієнт для розрахунків за тиждень (за робочий день).
Ураховуючи те, що ця формула відображає співвідношення між активністю джерела, відстанню та часом опромінення в умовах застосування джерел іонізуючого випромінювання, її можна використовувати для розрахунку основних параметрів захисту.
Для розрахунку допустимої активності джерела випромінювання формула в результаті перетворень набуває вигляду (4):
48•r2
А = ——— ; (4)
t
Приклад: оператор впродовж робочого тижня, що складає 41 годину, працює з джерелом g—випромінювання, що розташоване на відстані 1 м від його робочого місця. Укажіть, з якою допустимою активністю джерела випромінювання він може працювати без захисту.
48•r2 48•1
А = ——— = ——— = 1,17 мг-екв радію
t 41
Для розрахунку допустимого часу роботи із джерелом іонізуючого випромінювання — формула набуває такого вигляду (5):
48•r2
t = ——— ; (5)
A
Приклад: В лабораторії радіоізотопної діагностики технологічний процес передбачає використання джерела g—випромінювання, що має активність 100 мг-екв радію та розташоване на відстані 2 м від оператора. Визначити допустимий робочий час роботи із джерелом за тиждень.
48•r2 48•22 192
t = ——— = ——— = ——— = 1,92 години на тиждень.
А 100 100
Для розрахунку допустимої відстані до джерела випромінювання формула набуває такого вигляду (6):
А•t
r = Ö ——; (6)
Приклад: Медична сестра радіологічного відділення протягом 36 годин працює з джерелом g—випромінювання, активність якого складає 5 мг-екв радію. Визначте допустиму безпечну відстань, на якій може знаходитися сестра впродовж часу, що вказаний.
А • t 5 • 36 180
r = Ö —— = Ö ——— = Ö ——— = 3,75 м.
48 48 48
РОЗРАХУНОК ПАРАМЕТРІВ ЗАХИСТУ ПРИ ВИКОРИСТАННІ
ЗАХИСНИХ ЕКРАНІВ
Захист за допомогою екранування заснований на здібності матеріалів поглинати радіоактивне випромінювання. Інтенсивність поглинання g—випромінювання прямо пропорційна питомій вазі матеріалів та їх товщині і обернено пропорційна енергії випромінювання.
В умовах зовнішнього опромінення a—частинками в екрануванні немає потреби так як a—частинки мають невеликий пробіг у повітрі та добре затримуються будь якими матеріалами, наприклад, листок паперу.
Для захисту від b—випромінювання слід передусім застосувати легкі матеріали; наприклад: алюміній, скло, пластмаси тощо. Зокрема, шар алюмінію товщиною 0,5 см повністю затримує b—частинки.
Для захисту від g—випромінювання слід застосовувати екрани з важких металів: свинцю, чавуну, бетону тощо, або використовувати грунт або воду.
Товщину захисного екрану, що зменшує потужність g—випромінювання до гранично—допустимих рівнів, можна розрахувати двома способами:
1) за таблицями (з урахуванням енергії та кратності послаблення дози випромінювання);
2) за числом шарів половинного послаблення (без врахування енергії випромінювання).