Современные средства защиты от ионизирующих излучений. Биологическое действие ионизирующих излучений и способы защиты от них. Где встречаются различные виды излучения

Вредное воздействие ионизирующих излучений на организм человека, воз­можное при рентгеновском или гамма-контроле качества сварных швов, при работе электронно-лучевых установок, а также при использовании торированных воль­фрамовых электродов, зависит от вида и интенсивности излучения, расстояния от его источника, времени воздействия и индивидуальных особенностей организма.

Энергия излучения, поглощенная единицей массы облучаемого вещества, на­зывается поглощенной дозой излучения Дпогл- Внесистемной единицей поглощен­ной дозы излучения служит рад (1 рад = 10-2 Дж/кг).

В связи с тем, что одинаковая поглощенная доза различных видов излучения вызывает в живой ткани различное биологическое действие, для оценки радиа­ционной опасности хронического облучения излучениями различных видов введе­ны понятия коэффициента качества (КК) и эквивалентной дозы Дьш. Последняя характеризует биологическое воздействие облучения с учетом как поглощенной энергии, так и характера излучения:

Дэкв ~Дпогл ■ КК ’ КР <

где КК - коэффициент качества, показывающий отношение биологической эффек­тивности данного вида излучения и рентгеновых лучей с энергией 250 кэВ нри одинаковой поглощенной дозе; КР - коэффициент распределения дозы, учиты­вающий влияние неоднородности распределения радиоактивных изотопов на их канцерогенную эффективность по отношению к радию-226.

Единицей измерения эквивалентной дозы служит биологический эквивалент рада - бэр. За 1 бэр принимается такая поглощенная доза любого вида излучения, которая при хроническом облучении вызывает такой же биологический эффект, что и 1 рад рентгеновского или гамма-излучения. Дозы, создаваемые различными видами излучения, выраженные одинаковым числом единиц бэр, при одинаковых условиях облучения будут эквивалентны по биологическому действию.

Действующими нормами установлены предельно допустимые дозы (ПДД) облучения людей. В качестве ПДД принят годовой уровень облучения персонала не вызывающий при равномерном накоплении дозы в течение 50 лет обнаруживав* мых современными методами неблагоприятных изменений в состоянии здоровья самого облучаемого и его потомства.

В соответствии с возможными последствиями воздействия ионизирующих излу­чений на организм установлены следующие категории облучаемых лиц: А - пер­сонал; Б - отдельные лица из населения; В - население в целом. ПДД внешнего и внутреннего облучения установлены для четырех групп критических органов и тканей.

Предельно допустимая доза (бэр) для лиц категории А в группе I (все тело) за ряд лет должна быть не более

где N - возраст в годах.

Во всех случаях доза, накопленная в возрасте 30 лет, не должна превышать 60 бэр.

Отдельные лица из персонала, за исключением женщин в возрасте до 30 лет, могут получить однократно в течение одного квартала дозу для всего организма, не превышающую 3 бэр. Для женщин в возрасте до 30 лет однократная доза в тече­ние одного квартала не должна превышать 1,3 бэр.

Для обеспечения безопасности работ необходимо строго соблюдать «Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений» ОСП-72 .

Задача защиты от ионизирующих излучений, в конечном счете, сводится к уменьшению поглощенной дозы. Этого можно добиться удалением облучаемого персонала на безопасное расстояние от источника излучения или сокращением времени облучения.

При точечном источнике излучения экспозиционная доза (в рентгенах) на

рабочем месте, п….

Даксп~ ^2 = £>2 >

где a - активность источника, мКи; Ку - гамма-постоянная изотопа; М - гамма — эквивалент препарата, мг-экв Ra t - время облучения, ч; R - расстояние, см.

В тех случаях, когда «защиту расстоянием» или «защиту временем» обеспечить невозможно, прибегают к сооружению экранов или других ограждений из различ­ных материалов. Передвижные экраны для защиты от рентгеновского или гамма — излучения часто делают из свинца; при создании стационарной защиты удобно ис­пользовать бетон с добавлением в него барита или применением баритовой шту­катурки. Расчет толщины экранов и ограждений в зависимости от энергии излу­чения обычно производят по специальным таблицам или номограммам .

С целью проверки соблюдения норм радиационной безопасности и получения информации о дозе облучения персонала согласно действующим правилам должен быть организован радиационный контроль с использованием стационарных и переносных приборов, а также индивидуальных дозиметров.

Электронно-лучевые установки, работающие при напряжении от 10 до 100 кВ, относятся к группе источников рентгеновского излучения, не используемого для технологических целей.

Толщину защиты электронной пушки элекгронно-лучевых установок с фоку­сирующей и отклоняющей системами плавильной и сварочной камер рассчиты­вают в соответствии с рабочим напряжением установки и максимальной силой тока. Смотровые окна должны быть снабжены свинцовыми стеклами с толщиной, эквивалентной защите камеры, а для плавильных установок оборудованы периско­пическими устройствами.

Установки, предназначенные для сварки должны размещаться в отдельных помещениях на первом этаже. Подвальные помещения, над которыми размещены электронно-лучевые установки, использовать под служебные помещения с местами постоянного пребывания людей запрещается.

Расположение электронно-лучевых установок в отведенных для них помеще­ниях должно удовлетворять следующим основным требованиям:

а) свободная площадь, не занятая электронно-лучевыми установками, долж­на составлять не менее половины общей площади помещений;

б) расстояние от верха установок до потолка должно быть не менее 1 м;

в) пульт управления должен размещаться на расстоянии не более 1,5 м от установки; на сварочных установках допустимо иметь дублирующее управление на камере.

Дозиметрический контроль защиты должен проводиться не реже 1 раза в год, а также после монтажа или внесения изменений в конструкцию действующих уста­новок и выполняться ответственным лицом, выделенным администрацией пред­приятия .

Использование тарированных вольфрамовых электродов при сварке в среде защитных газов потенциально может быть связано с выделением в воздух произ­водственных помещений тория и продуктов его распада.

Порядок получения тарированных вольфрамовых электродов и перевозка их всеми видами транспорта регламентируется действующими санитарными пра­вилами ОСП-72 и правилами безопасной перевозки радиоактивных веществ. Большинство видов работ с тарированными вольфрамовыми электродами (из сплавов марок ВТ10, ВТ15 и др.) радиационной опасности не представляет. Условная радиационная опасность может возникать при транспортировке и хра­нении электродов общей массой более 5 кг, а также при заточке вольфрамовых электродов и при одновременной сварке более чем на пяти рабочих постах, рас­положенных в одном цехе. Однако условно опасная работа перестает быть радиа — циоино опасной при соблюдении санитарных правил и требований техники безо­пасности. На предприятиях и в учреждениях, использующих тарированные воль­фрамовые электроды, запас электродов не должен превышать годовой потребности в них. Этот запас следует хранить на центральном складе предприятия.

Электроды, необходимые для месячной работы, и квартальные запасы, если их общая масса не превышает 5 кг, разрешается хранить в подсобных складах цехов или участков, не отделяя их от остальных хранящихся материалов, за исклю­чением фоточувствительных. К хранению тарированных вольфрамовых электро­дов непосредственно на рабочих местах (до 1 кг) особых требований не предъяв­ляется. Операции по заточке тарированных вольфрамовых электродов следует производить на специально выделенном заточном станке, установленном в любом близлежащем к сварочным постам помещении, отвечающем санитарным и гигиени­ческим требованиям. Заточной станок должен быть оборудован механической вытяжкой. Пыль должна собираться и помещаться в сборник твердых радиоактив­ных отходов. Лица, производящие заточку электродов, дсяжны дополнительно обеспечиваться рукавицами. Сварку тарированными вольфрамовыми электродами (одновременно более чем на пяти рабочих постах в одном и том же помещении), а также заточку электродов и уборку пьт»іи от заточного станка следует произво­дить в респираторе. Дозиметрический контроль при работе с тарированными воль­фрамовыми электродами должен выполняться промышленными лабораториями предприятий и радиологическими группами санитарно-эпидемиологических стан­ций (СЭС) в виде текущего санитарного надзора.

«ИНСТИТУТ УПРАВЛЕНИЯ»

(г. Архангельск)

Волгоградский филиал

Кафедра «_______________________________»

Контрольная работа

по дисциплине: « безопасность жизнедеятельности »

тема: «ионизирующее излучение и защита от них »

Выполнил студент

гр. ФК – 3 – 2008

Зверков А. В.

(Ф.И.О.)

Проверил преподаватель:

_________________________

Волгоград 2010

Введение 3

1.Понятие ионизирующего излучения 4

2. Основные методы обнаружения ИИ 7

3. Дозы излучения и единицы измерения 8

4. Источники ионизирующего излучения 9

5. Средства защиты населения 11

Заключение 16

Список используемой литературы 17

С ионизирующим излучением и его особенностями человечество познакомилось совсем недавно: в 1895 году немецкий физик В.К. Рентген обнаружил лучи высокой проникающей способности, возникающие при бомбардировке металлов энергетическими электронами (Нобелевская премия, 1901 г.), а в 1896 г. А.А. Беккерель обнаружил естественную радиоактивность солей урана. Вскоре этим явлением заинтересовалась Мария Кюри, молодой химик, полька по происхождению, которая и ввела в обиход слова «радиоактивность». В 1898 году она и ее муж Пьер Кюри обнаружили, что уран после излучения превращается в другие химические элементы. Один из этих элементов супруги назвали полонием в память о родине Марии Кюри, а еще один – радием, поскольку по-латыни это слово обозначает «испускающий лучи». Хотя новизна знакомства состоит лишь в том, как люди пытались ионизирующее излучение использовать, а радиоактивность, и сопутствующие ей ионизирующие излучения существовали на Земле задолго до зарождения на ней жизни и присутствовали в космосе до возникновения самой Земли.

Нет необходимости говорить о том положительном, что внесло в нашу жизнь проникновение в структуру ядра, высвобождение таившихся там сил. Но как всякое сильнодействующее средство, особенно такого масштаба, радиоактивность внесла в среду обитания человека вклад, который к благотворным никак не отнесёшь.

Появилось также число пострадавших от ионизирующей радиации, а сама она начала осознаваться как опасность, способная привести среду обитания человека в состояние, не пригодное для дальнейшего существования.

Причина не только в тех разрушениях, которые производит ионизирующее излучение. Хуже то, что оно не воспринимается нами: ни один из органов чувств человека не предупредит его о приближении или сближением с источником радиации. Человек может находиться в поле смертельно опасного для него излучения и не иметь об этом ни малейшего представления.

Такими опасными элементами, в которых соотношение числа протонов и нейтронов превышает 1…1,6. В настоящее время из всех элементов таблицы Д.И. Менделеева известно более 1500 изотопов. Из этого количества изотопов лишь около 300 стабильных и около 90 являются естественными радиоактивными элементами.

Продукты ядерного взрыва содержат более 100 нестабильных первичных изотопов. Большое количество радиоактивных изотопов содержится в продуктах деления ядерного горючего в ядерных реакторах АЭС.

Таким образом, источниками ионизирующего излучения являются искусственные радиоактивные вещества, изготовленные на их основе медицинские и научные препараты, продукты ядерных взрывов при применении ядерного оружия, отходы атомных электростанций при авариях на них.

Радиационная опасность для населения и всей окружающей среды связана с появлением ионизирующих излучений (ИИ), источником которых являются искусственные радиоактивные химические элементы (радионуклиды), которые образуются в ядерных реакторах или при ядерных взрывах (ЯВ). Радионуклиды могут попадать в окружающую среду в результате аварий на радиационно-опасных объектах (АЭС и др. объектах ядерного топливного цикла – ЯТЦ), усиливая радиационный фон земли.

Ионизирующими излучениями называют излучения, которые прямо или косвенно способны ионизировать среду (создавать раздельные электрические заряды). Все ионизирующие излучения по своей природе делятся на фотонные (квантовые) и корпускулярные. К фотонному (квантовому) ионизирующему излучению относятся гамма-излучение, возникающее при изменении энергетического состояния атомных ядер или аннигиляции частиц, тормозное излучение, возникающее при уменьшении кинетической энергии заряженных частиц, характеристическое излучение с дискретным энергетическим спектром, возникающее при изменении энергетического состояния электронов атома и рентгеновское излучение, состоящее из тормозного и/или характеристического излучений. К корпускулярному ионизирующему излучению относят α-излучение, электронное, протонное, нейтронное и мезонное излучения. Корпускулярное излучение, состоящее из потока заряженных частиц (α-, β-частиц, протонов, электронов), кинетическая энергия которых достаточна для ионизации атомов при столкновении, относится к классу непосредственно ионизирующего излучения. Нейтроны и другие элементарные частицы непосредственно не производят ионизацию, но в процессе взаимодействия со средой высвобождают заряженные частицы (электроны, протоны), способные ионизировать атомы и молекулы среды, через которую проходят. Соответственно, корпускулярное излучение, состоящее из потока незаряженных частиц, называют косвенно ионизирующим излучением.

Нейтронное и гамма излучение принято называть проникающеё радиацией или проникающим излучением.

Ионизирующие излучения по своему энергетическому составу делятся на моноэнергетические (монохроматические) и немоноэнергетические (немонохроматические). Моноэнергетическое (однородное) излучение – это излучение, состоящее из частиц одного вида с одинаковой кинетической энергией или из квантов одинаковой энергии. Немоноэнергетическое (неоднородное) излучение – это излучение, состоящее из частиц одного вида с разной кинетической энергией или из квантов различной энергии. Ионизирующее излучение, состоящее из частиц различного вида или частиц и квантов, называется смешанным излучением.

При авариях реакторов образуются a + ,b ± частицы и g-излучение. При ЯВ дополнительно образуются нейтроны -n ° .

Рентгеновское и g-излучение обладают высокой проникающей и достаточно ионизирующей способностью (g в воздухе может распространяться до 100м и косвенно создать 2-3 пары ионов за счёт фотоэффекта на 1 см пути в воздухе). Они представляют собой основную опасность как источники внешнего облучения. Для ослабления g-излучения требуются значительные толщи материалов.

Бета- частицы (электроны b - и позитроны b +) краткобежны в воздухе (до 3,8м/МэВ), а в биоткани – до несколько миллиметров. Их ионизирующая способность в воздухе 100-300 пар ионов на 1 см пути. Эти частицы могут действовать на кожу дистанционно и контактным путём (при загрязнении одежды и тела), вызывая «лучевые ожоги». Опасны при попадании внутрь организма.

Альфа – частицы (ядра гелия) a + краткобежны в воздухе (до 11 см), в биоткани до 0,1 мм. Они обладают большой ионизирующей способностью (до 65000 пар ионов на 1 см пути в воздухе) и особо опасны при попадании внутрь организма с воздухом и пищей. Облучение внутренних органов значительно опаснее наружного облучения.

Последствия облучения для людей могут быть самыми различными. Они во многом определяются величиной дозы облучения и временем её накопления. Возможные последствия облучения людей при длительном хроническом облучении, зависимость эффектов от дозы однократного облучения приведены в таблице.

Таблица 1. Последствия облучения людей.

Таблица 1.
Радиационные эффекты облучения
1	2	3
Телесные (соматические)	Вероятностные телесные (соматические - стохастические)	Гинетические
1	2	3
Воздействуют на облучаемого.Имеют дозовый порог.		Условно не имеют дозового порога.
Острая лучевая болезнь	Сокращение продолжительности жизни.	Доминантные генные мутации.
Хроническая лучевая болезнь.	Лейкозы (скрытый период 7-12 лет).	Рецессивные генные мутации.
Локальные лучевые повреждения.	Опухоли разных органов (скрытый период до 25 лет и более).	Хромосомные абберации.

2. Основные методы обнаружения ИИ

Чтобы избежать ужасных последствий ИИ, необходимо производить строгий контроль служб радиационной безопасности с применением приборов и различных методик. Для принятия мер защиты от воздействия ИИ их необходимо своевременно обнаружить и количественно оценить. Воздействуя на различные среды ИИ вызывают в них определенные физико-химические изменения, которые можно зарегистрировать. На этом основаны различные методы обнаружения ИИ.

К основным относятся: 1) ионизационный, в котором используется эффект ионизации газовой среды, вызываемой воздействием на неё ИИ, и как следствие – изменение ее электропроводности; 2) сцинтилляционный, заключающийся в том, что в некоторых веществах под воздействием ИИ образуются вспышки света, регистрируемые непосредственным наблюдением или с помощью фотоумножителей; 3) химический, в котором ИИ обнаруживаются с помощью химических реакций, изменения кислотности и проводимости, происходящих при облучении жидкостных химических систем; 4) фотографический, заключающийся в том, что при воздействии ИИ на фотопленку на ней в фотослое происходит выделение зерен серебра вдоль траектории частиц; 5) метод, основанный на проводимости кристаллов, т.е. когда под воздействием ИИ возникает ток в кристаллах, изготовленных из диэлектрических материалов и изменяется проводимость кристаллов из полупроводников и др.

Интенсивность у-излучения, его способность что-либо ионизировать ослабляется как 1/г2, где г - расстояние между у-источником и облучаемым объектом. То есть с удалением от источника радиации опасность подвергнуться его облучению довольно быстро убывает.
Еще в большей мере это относится к источникам (3-излучения, которое не только ослабляется с расстоянием, но и интенсивно поглощается «по дороге». Так, p-излучение даже родия-106 (Ер = 3,54 МэВ) будет полностью поглощено воздушной «подушкой» толщиной 16 м.
Ho особенно резко ослабляется a-излучение. Даже а-частицы полония-216, имеющие энергию Ea = 6,78 МэВ (самые энергичные из попавших в приложение I), будут полностью поглощены 6-сантиметровым слоем воздуха. Хотя в безвоздушном пространстве космоса a-частица может пропутешествовать миллионы лет и покрыть миллионы километров.
Итак, очевидная защита от радиации - удаление от ее источника. Так что один из основополагающих поведенческих рефлексов, рекомендующий человеку (и не только человеку) держаться подальше от чего-то неясного, потенциально опасного, не обманывает его и здесь...
Однако власть, мысляшая иными категориями, относится к такому поведению человека неодобрительно. Ибо нет в нем ни самопожертвования (затыкания амбразур подручными средствами), ни самоотверженного труда (и экономии на его оплате)... А если человек уходил от опасности не только быстро, но и не спрашивая разрешения, то это называлось паническим бегством.
Фольклор не заставил себя ждать: При атомной бомбардировке нужно завернуться в белое и тихо ползти на кладбище... В белое - понятно, на кладбище - тоже... А почему тихо? Чтобы не было паники...
Однако воспользоваться методом «дистанционного» ослабления радиации удается не всегда. В первую очередь это относится, конечно, к профессионалам, вынужденным оставаться на своих рабочих местах. И тогда остается лишь одно - установить между человеком и источником радиации защитный экран.

И здесь основная проблема - защита от у-излучения. И хотя полностью оно не поглощается ничем, его интенсивность может быть снижена до приемлемой величины защитным экраном, изготовленным из подходящего матер пат а и имеющего достаточную толщину. В приложении 7 приведены таблицы (П7.1-П7.3), в которых связаны жесткость у-излучения, кратность его ослабления и нужная для такого ослабления толщина экрана .
В отличие от у-, p-излучение может быть полностью поглощено в слое вещества достаточной толщины. В приложении 7 (табл. П7.4, П7.5) приведены величины максимального пробега электронов с энергией Ep в воде, в воздухе, в биологической ткани и в некоторых металлах.
Лишь у немногих р-излучающих радионуклидов, вошедших в приложение I, энергия излучения превышает 3 МэВ (самые энер- гичные электроны излучает родий-106: Ep тах = 3,54 МэВ). А это значит, что практически 100%-ную защиту от p-излучения радионуклидов, с которыми мы можем встретиться, обеспечит железный лист толщиной 3...3,5 мм.
Такой экран может быть полезен и в другом качестве - при экспресс-анализе обнаруженного. Так, если показания прикрытого им дозиметра уменьшаются до обычных фоновых, то это значит, что мы, скорее всего, имеем дело с каким-то из р-излучателей. А излучение стронций-иттриевого источника (Epmax =2,27 МэВ), самого массового из «чистых» р-излучателей, будет «отрезано» листом железа толщиной лишь 2 мм.
Поглотителем p-излучения и своего рода экраном, защищающим внутренние органы человека, может быть и сама биологическая ткань: следствием мощного электронного облучения бывает обычно лишь ожог кожи и подкожных тканей. Если это «свежевыпавший» стронций-90, то ожог будет поверхностным (глубина 15...0,2 мм), если уже полежавший (и накопивший иттрий-90), ожог затронет ткани на глубину до 5... 10 мм.
Конечно, при определении толщины экрана, полностью поглощающего электронное излучение, ориентируются на Ep тах - самые энергичные электроны спектра".
1 В p-спектре радионуклида принято отмечать Ep ср - среднюю энергию р-час- тиц - и Ep тgt;,х - их максимальную энергию. Обычно Ep ma*/Ep Ср = 2,5...4. Ho это отношение может быть и значительно большим. Так, для кобальта-60 Ep тах/ЕРср= 16, а для европия-158 - Ep max/Epcps44 :
«...Другой группе летчиков предполагалось назначить бывший на снабжении MO СССР табельный препарат противорадиационной защиты - цистамин. Тем не менее от этой акции военные медики вскоре отказались, так как после приема цистамина у летчиков возникала тошнота и рвота - характерные для большинства радиопротекторов осложнения...»
И еще об одном «радиопротекторе»...
...Говорят, что «Столичная» очень хороша от стронция... Этот невеселый юмор Галича возник не на пустом месте. Вот что пишут по этому поводу командиры наших атомных подводных лодок : Основным лекарством считалось (и считается до сих пор) спиртное. Утверждалось, что 150 граммов водки после работы снимает всю полученную радиацию и улучшает обмен веществ.
И там же: При серьезных авариях сварщик из заключенных знал, что дозу он получит огромную. Он имел право отказаться - и отказывался. Убедить его можно было только таким аргументом: «Получишь стакан спирта! Половину - до начала работы и половину - после».
Ho спиртом «лечились» от радиации не только на флоте: Мне привозили контейнеры с радиоактивными изотопами... сотрудники Министерства госбезопасности. Им нравилась эта работа потому, что к этому времени распространилось мнение, воплощенное в служебную инструкцию, что против излучения помогает спирт. Им полагалась бутылка водки на двоих... (Шноль С.Э. Герои, злодеи, конформисты российской науки. - 2-е изд. М.: Крон-пресс. 2001. С. 592).
...Методы «работы с населением» могут быть самыми разными. Ho описанный может быть отнесен к самым эффективным в России: пить не только можно, но и нужно, и притом за казенный счет... Это вершина творчества атомного Агитпропа...
Хотя способность стакана водки ликвидировать последствия ионизирующего облучения любого уровня, то есть независимость спиртовой дозы от радиационной, должна была бы вызывать сомнения. Ho, похоже, зависимость все же есть...
А. Яковлев в своей книге (Омут памяти. Вагриус. М.: 2000. С. 254), касаясь обсуждения на Политбюро событий в Чернобыле, воспроизводит разговор между президентом АН СССР А.П. Александровом и министром Средмаша Е.П. Славским: Ты помнишь, Ефим, сколько рентген мы с тобой схватили на Новой Земле? И вот ничего, живем. Помню, конечно. Ho мы тогда по литру водки оприходовали...

Первые работы по противолучевой химической защите относятся к началу 40-х годов и связаны они с развиваемой в те годы идеей непрямого механизма действия ионизирующего излучения, изучением возможной роли перекисей водной среды в первичных лучевых процессах и лучевой инактивации сульфгидрильных групп. При изучении роли различных химических примесей в процессах радиолиза растворов было обнаружено, что некоторые из них способны снижать эффект радиации. Так возникло представление о «химической противолучевой защите». В 1948 г. Р. Латарже и Е. Ефрати описали радиозащитное действие цистеина, глутатиона, триптофана и других веществ в опытах с бактериофагом. На животных эффект химической противолучевой защиты был открыт в 1949 г., когда X. Патт и др. показали, что цистеин защищает крыс от лучевого поражения, а А. Эрве и 3. Бак установили на мышах радиозащитное действие цианида. В 1950 г. Г. Лимперс и В. Мошер получили данные о защите мышей тиомочевиной от действия ионизирующего излучения. В начале 50-х годов появляются работы 3. Бака и др. о высоком противолучевом действии на животных цистеамина, серотонина, гистамина, триптамина, норадреналина, тирамина. Все исследованные препараты были эффективными только при введении в организм незадолго (10-15 мин) до облучения, поэтому они получили название радиопротекторов, а противолучевая защита -- радиопрофилактической.

Последующие годы характеризуются интенсивным поиском радиопротекторов среди различных классов химических соединений. Так, уже к 1965 г. было изучено более трех тысяч различных противолучевых препаратов, однако наибольший радиопрофилактический эффект вызывали представители лишь двух классов: аминотиолов и индолилалкиламинов. В основу многочисленных представлений о механизмах защиты неизменно привлекалась идея о снижении радиопротекторами первичных биофизических процессов лучевого поражения, т. е. процесса радиолиза молекул в период, когда патологические изменения в организме еще не успевают развиться. Выяснение механизмов радиопрофилактического эффекта необходимо было для направленного поиска радиозащитных препаратов, однако обилие существовавших гипотез затрудняло выбор пути синтеза новых противолучевых соединений и свидетельствовало о множественности способов реализации химической защиты облучаемых биологических систем.

В последующие годы много внимания уделялось не только поиску новых радиопротекторов, но и модификации уже известных препаратов с целью повышения их противолучевой активности. Усилия радиобиологов и химиков направляются на увеличение эффективности действия препаратов, устранение вредных побочных эффектов (в первую очередь токсических), на изыскание путей пролонгированного противолучевого действия, изучение влияния протекторов при местном и фракционированном облучении и др. Интенсифицируются работы по комбинированному применению защитных препаратов с различным биологическим действием.

Современные представления о процессах лучевого поражения послужили основанием для появления различных гипотез об опосредованном механизме радиопрофилактического эффекта. Имеющийся фактический материал свидетельствует о том, что внутриклеточное содержание введенных радиопротекторов недостаточно для защиты систем от ионизирующего излучения, количество вводимых препаратов меньше, чем их эффективные концентрации в облучаемых растворах, а способность введенного протектора реагировать с внутриклеточными молекулами или их радикалами едва ли выше, чем у ряда эндогенных веществ.

К настоящему времени изучено огромное количество веществ природного происхождения в качестве возможных противолучевых средств. Часто исследовались различные вытяжки из растений, микроорганизмов и других биологических объектов без выделения активных веществ, а порой и без контроля за чистотой препаратов. Многие из них, химически не идентифицированные, обладали весьма слабым и плохо воспроизводимым на животных противолучевым эффектом.

Для радиопрофилактики применялись также сильнодействующие биологически активные вещества в малых концентрациях: яд змей, пчелиный яд, бактериальные эндотоксины, эстрогены.

Выраженным, статистически достоверным радиопрофилактическим действием как при кратковременном, так и при пролонгированном облучении (с малой мощностью дозы -- около 0,1 Гр/мин) обладает мелиттин (полипептид из пчелиного яда, состоящий из 26 аминокислотных остатков, М-2840). Эффект защиты проявляется при введении препарата за 10-60 мин до облучения, однако наилучший эффект наблюдается при подкожном введении его мышам в дозе 5 мг/кг за 24 ч до лучевого воздействия (выживаемость возрастает вдвое по сравнению с облученным контролем).

В качестве противолучевых средств и препаратов, применяемых в комбинациях с эффективными радиопротекторами, часто используют следующие продукты метаболизма: нуклеиновые кислоты и их производные, витамины и коферменты, углеводы, липиды, флавоноиды, аминокислоты, промежуточные продукты обмена.

К числу противолучевых препаратов природного происхождения относят также адаптогены; в отличие от радиопротекторов они обладают неспецифическим действием, повышая общую сопротивляемость организма к различным неблагоприятным факторам (физической, химической и биологической природы). В отличие от радиопротекторов, адаптогены проявляют раднозащитную способность, если вводятся многократно за много дней (или недель) до облучения в дозах, ниже абсолютно смертельных. Они эффективны при остром, пролонгированном и фракционированном облучениях. Отмечается также отсутствие побочных эффектов при использовании радиозащитных доз адаптогенов. Наиболее эффективными препаратами этой группы считаются экстракты женьшеня, элеутерококка, лимонника (китайского). Радиозащитная эффективность их невелика. Так, например, при действии элеутерококка (препарат давался за 15 дней до облучения) выживаемость повышалась по сравнению с облученным контролем (дозы 5-- 6Гр) на 30%.

Механизм радиозащитного действия этих веществ на организм пока не выяснен. Некоторые авторы к адаптогенам причисляют АТФ и АДФ, которые оказываются эффективными не только при кратковременном (мощность -- 1-2,7 Гр/мин), но и при пролонгированном -- с малой мощностью -- облучении (0,0096 Гр/мин); в последнем случае применение классических радопротекторов-- аминотиолов и индолилалкиламинов -- оказывается безрезультатным. Отмечается необходимость больших доз адениннуклеотидов (до 200-250 мг/кг) для условий пролонгированного облучения.

Противолучевой эффект адениннуклеотидов связывают с их нормализующим влиянием на энергетический и генетический аппараты клеток. Ряд веществ природного происхождения обладает умеренным терапевтическим действием.

ионизирующий излучение защита радиация

Электромагнитные излучения с различной длиной волны сильно отличаются друг от друга по интенсивности и степени поглощения их веществом. Наиболее интенсивное ионизирующее излучение - это гамма-излучение. Гамма-излучение имеет длину волны КГ 13 ...КГ 10 м, что соответствует частоте 3-10 2| ...3-10 18 Гц. Высокая проникающая и ионизирующая способность гамма-квантов объясняется их большой энергией, которая изменяется от 12,4 до 0,012 МэВ.

Обеспечение радиационной безопасности определяются следующими принципами:

• 1) принципом нормирования - не превышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения;
• 2) принципом обоснования - запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда;
• 3) принципом оптимизации - поддержание на возможно низком и достижимом уровне индивидуальных доз облучения и числа облученных лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения.

Требования радиационной защиты установлены Федеральным законом «О радиационной безопасности населения», действующими санитарными нормами НРБ-99/2009 и санитарными правилами ОСПОРБ-2010.

Основные принципы радиационной безопасности реализуются путем:

• - нормированием уровней ионизирующих излучений;
• - уменьшения мощности источников излучения до минимальных величин (защита количеством );
• - ограничения поступления радионуклидов в окружающую среду;
• - сокращения времени работы с источниками радиации (защита временем)",
• - увеличения расстояния от источника до работающих и населенных пунктов (защита расстоянием );
• - экранирования источников излучения материалами, поглощающими ионизирующее излучение (защита экранированием).

Нормирование радиационного облучения. Нормирование ионизирующих излучений определяется характером воздействия ионизирующей радиации на организм человека.

Допустимые уровни воздействия антропогенных источников ионизирующих излучений (без учета доз, получаемых от естественного фонового облучения и медицинского обследования) на население и окружающую среду определены нормами радиационной безопасности НРБ-99/2009.

При внутреннем облучении: - это предел годового поступления (ПГП) радионуклида через органы дыхания и пищеварения, допустимая объемная концентрация (ДК) радионуклида в атмосферном воздухе и в воде.

При внешнем облучении: - это допустимая мощность дозы (ДМД), допустимая плотность потока частиц (ДПП), допустимое загрязнение поверхностей (ДЗ).

Воздействие фонового ионизирующего излучения от естественных источников, а также излучения при медицинских процедурах, от телевизоров и т. п. в НРБ-99/2009 не учтены и их следует рассматривать как дополнительные нагрузки.

При возникновении аварийных ситуаций однократное внешнее переоблучение человека при дозе свыше 5 ПДД (ПДД - предельно допустимая доза) или однократное поступление в организм радионуклидов свыше 5 ПДП (предел допустимого поступления) должно рассматриваться как потенциально опасное. После такого воздействия необходимо медицинское освидетельствование.

Относительную степень радиационной безопасности населения характеризуют следующие значения эффективных доз от природных источников излучения:

• - менее 2 мЗв/год - облучение не превышает средних значений доз для населения страны от природных источников излучения:
• - от 2 до 5 мЗв/год - повышенное облучение;
• - более 5 мЗв/год - высокое облучение.

Методы защиты от ионизирующих излучений. Наиболее простые способы уменьшения вреда от воздействия радиации состоят либо в уменьшении времени облучения, либо в уменьшении мощности источника, либо же в удалении от него на расстояние, обеспечивающее безопасный уровень облучения (до предела или ниже эффективной дозы).

Защита от а - и р - частиц. Для защиты от а - излучения применяют экраны из стекла, оргстекла толщиной в несколько миллиметров или слой воздуха в несколько сантиметров.

В случае р - излучения используют материалы с малой атомной массой (например, алюминий), а чаще комбинированные (со стороны источника - материал с малой, а затем далее от источника - применяют материал с большей атомной массой).

Защита от у - излучения. Самый простой способ защиты от гамма-излучения - это удаление персонала от источника излучения на достаточно большое расстояние, т. к. интенсивность ионизации обратно пропорциональна квадрату расстояния 1 / г 2 . При использовании способа экранирования для у - квантов и нейтронов, проникающая способность которых значительно выше, необходима более массивная защита (рис. 10.16).

Рис. 10.16.

• 1 - излучение, прошедшее защиту; 2 - однократно взаимодействующее излучение;
• 3 - многократно взаимодействующее излучение; 4 - рассеянное излучение;
• 5, 6- излучение, поглощенное в среде; 7,8- изменение траектории за защитной средой;
• 9 - отраженное излучение

Механизм защиты экранированием заключается в том, что, проходя через вещество защиты, ионизирующее излучение ослабляется. Ослабление пучка у - квантов, проходящих защиту не рассеиваясь в ней (такой пучок называется узким), описывается экспоненциальным законом :

где N 0 и N - интенсивность излучения без защиты и за защитой толщиной 5; р - линейный коэффициент ослабления.

Коэффициент (кратность) ослабления излучения К определяется из соотношения:

где X - измеренная или рассчитанная мощность экспозиционной дозы в данной точке рабочего пространства; Х доп - допустимая мощность экспозиционной дозы.

Коэффициент радиационной защиты определяется в виде:

где D + и D~ - мощность поглощенной дозы при отсутствии и наличии защиты; р - линейный коэффициент ослабления, м" 1 ; 5 - толщина защитного экрана, м.

Эффективность радиационной защиты (дБ) в этом случае можно найти по формуле

Для защиты от у - излучений применяют материалы с большой атомной массой и высокой плотностью (свинец, вольфрам), а также более дешевые материалы и сплавы (сталь, чугун). Стационарные экраны выполняются из бетона,. Сравнение защитных свойств различных материалов экрана по кратности ослабления при защите от гамма-излучения показано на рис. 10.17.

Рис. 10.17.

1 - свинец; 2 - железо

Защита от нейтронов. Для защиты от нейтронного облучения применяют бериллий, графит и материалы, содержащие водород (парафин, вода). Для защиты от нейтронных потоков с малой энергией широко применяются бор и его соединения.

В качестве примера на рис. 10.18 показана защита активной зоны реактора.

Рис. 10.18.

Активная зона реактора окружена отражателем, снижающим утечку нейтронов наружу и позволяющим уменьшить величину критической массы. Материал отражателя - вещество с

малым атомным весом, которое служит для снижения первонач. энергии нейтронов деления (быстрых нейтронов) за счёт их упругого рассеяния.

Вокруг отражателя размещается радиационная биологическая защита, состоящая из бетона и других материалов, предназначенная для снижения интенсивности ядерного излучения снаружи до допустимого уровня. Радиоактивный первичный контур теплоносителя также размещается внутри бетонной защиты.

Защита населения от ионизирующих излучений. Основными мерами по защите населения от ионизирующих излучений является ограничение поступления в окружающую атмосферу, воду, почву отходов производства, содержащих радионуклиды. В случае необходимости создают санитарно-защитную зону и зону наблюдения.

Санитарно-защитная зона - территория вокруг учреждения или источника радиоактивных выбросов, на которой уровень облучения может превышать предел доз (ПД). В этой зоне устанавливается режим ограничений и проводится радиационный контроль.

Зона наблюдения - территория за пределами санитарно-защитной зоны, на которой возможно влияние радиоактивных выбросов, и облучение проживающего населения может достигать установленного предела доз (ПД). На территории зоны наблюдения, размеры которой в 3...4 раза больше размеров санитарно-защитной зоны, проводится радиационный контроль.