Захист довкілля від іонізуючого випромінювання

Як свідчать дослідження на пацюках, підвищення частоти лейкозу у кілька разів порівняно з контролем слід очікувати за поглиненої дози 5 — 7 Гр у випадку одноразового загального опромінення і не менше ніж 12 — 15 Гр при фракціонованому. Зі зменшенням разової дози (в разі фракціонованого опромінення) до 0,044 — 0,088 Гр/добу (4,4 — 8,8 рад/добу) при сумарному її рівні 17 — 60 Гр частота лейкозу зростає порівняно з контролем в 1,2 — 1,5 рази.

Іншою особливістю онкогенної дії йонізуючого випромінювання є те, що виникнення лейкозу зумовлює не локальна (наприклад, на лімфатичні вузли), а інтегральна доза випромінювання, поглинена всією масою кровотворної тканини.

З урахуванням цих обставин і оцінок середні лейкогенні дози при тривалому опромінюванні кісткового мозку людини оцінюють у 5 — 35 Гр. Можна припустити, що загальне гостре опромінення за великих поглинених доз спричинює лейкоз значно частіше, ніж хронічний чи локальний вплив іонізуючого випромінювання, причому термін прояву променевого лейкозу від моменту опромінення звичайно становить близько 10 років. Так, кількість хворих на лейкоз у Хіросімі і Нагасакі серед осіб із поглиненою дозою випромінювання 10—14 Гр у 1960 — 1980 pp. становила на рік на 1 млн. населення приблизно 563 — 1366 чоловік, при дозі 0,02-0,14 Гр - 308-530, а при 0,3-2 Гр - 42-68 чоловік, що вже наближалося до контролю (10,7 чоловік на 1 млн. населення). Зрозуміло, що розвиток лейкозу можливий далеко не у всіх осіб, які зазнали опромінення [13].

Опромінення зазвичай спричинює розвиток злоякісних пухлин не тільки в органах кровотворення, айв інших органах і тканинах, що відрізняються особливо високою проліферативною активністю, — яєчниках, яєчках і грудних залозах, шкірі. В усіх цих випадках загальне опромінення є більш канцерогенним, ніж локальне, а гостре опромінення — більше, ніж хронічне. Граничними поглиненими дозами, що ще не спричинюють розвитку пухлин яєчників, можна вважати 0,35 Гр (35 рад) для гострого і близько 0,9 Гр (90 рад) для хронічного опромінювання (досліди на мишах), проте чітких залежностей частоти пухлин від дози (при подальшому її підвищенні) виявити не вдається. Це саме загалом стосується і онкогенної дії радіонуклідів йоду на щитоподібну залозу.

Можна вважати, що для людини граничні дози онкогенної дії випромінювання перебувають у межах 0,5 — 5 Гр, однак точних "даних немає, адже зі зменшенням дози частота онкогенної дії випромінювання швидко знижується. За даними літератури, для вірогідного розходження з контролем у разі поглиненої дози 0,1 Гр (10 рад) потрібно обстежувати вибіркові групи по 50 тис. чоловік, а 0,01 Гр (1 рад) — по 5 млн.

2.5 Опромінення і тривалість життя людини

Зазначене вище дає підстави вважати, що вихідний фон ендокринно-вегетативної регуляції є одним із найважливіших чинників, які зумовлюють як наслідки впливу на людину низьких доз випромінювання, так і дуже значні відмінності у чутливості до такого впливу різних індивідуумів. Стан ендокринної системи може мати велике значення й у прояві таких наслідків опромінення, як тривалість циклів розвитку і зміна клітинних популяцій у тканинах різних органів (кровотворні органи, епітелій слизових оболонок та ін.). Інтегрально все це може призводити до деякого скорочення тривалості життя при хронічних променевих впливах. Як свідчать розрахунки, в разі щоденного впливу поглиненої дози випромінювання 0,001 — 0,0001 Гр (0,1 — 0,01 рад) середня тривалість життя може зменшитися приблизно на 150 днів, тобто на 0,5 — 0,6 %, що навряд чи можна виявити на фоні інших коливань цього показника. Проте вірогідно встановлено, що сумарна поглинена доза 1,5 — 4 Гр (150 — 400 рад) при хронічному опромінюванні осіб старших вікових груп може прискорити вікові зміни кришталика і судин ока [13].

На відміну від людини, вплив опромінення на тривалість життя досить добре вивчено на мишах і пацюках. Так, випромінювання дозою 0,1 ЛД5о призводить до скорочення загальної тривалості життя цих тварин на 2 —3 %, і цей рівень зростає прямо пропорційно поглиненій дозі випромінювання. У разі хронічного впливу гамма-випромінювання (потужність поглиненої дози — 0,1 Гр, або 10 рад за тиждень) чи нейтронів (потужність дози — 0,01 Гр, або 1 рад за тиждень) спостерігається зменшення середньої тривалості життя приблизно на 10 %. Зменшення потужності поглиненої дози при хронічному опромінюванні нижче за 0,01 Гр/добу (1,0 рад/добу) не призводить до відмінності від контролю, а нижче за 0,001 Гр/добу (0,1 рад/добу) навіть трохи збільшує цей показник. Тому важко сказати, чи буде і як буде впливати на тривалість життя людини хронічне опромінювання, наприклад за потужності поглиненої дози 0,001 — 0,01 Гр/добу (0,1 — 1 рад/добу).

РОЗДІЛ 3. ДОЗИМЕТРИЧНИЙ КОНТРОЛЬ ТА ЗАХИСТ ДОВКІЛЛЯ ВІД ІОНІЗУЮЧИХ ВИПРОМІНЮВАНЬ

3.1 Методи визначення іонізуючих випромінювань

Виявлення радіоактивних речовин та іонізуючих (радіоактивних) випромінювань (нейтронів, гамма-променів, бета- і альфа-частинок), ґрунтується на здатності цих випромінювань іонізувати речовину середовища, в якій вони поширюються.

Під час іонізації відбуваються хімічні та фізичні зміни у речовині, які можна виявити і виміряти. Іонізація середовища призводить до: засвічування фотопластинок і фотопаперу, зміни кольору фарбування, прозорості, опору деяких хімічних розчинів, зміни електропровідності речовин (газів, рідин, твердих матеріалів), люмінесценції (світіння) деяких речовин.

В основі роботи дозиметричних і радіометричних приладів застосовують такі методи індикації: фотографічний, сцинтиляційний, хімічний, іонізаційний, калориметричний, нейтронно-активізаційний.

Крім цього, дози можна визначати за допомогою біологічного і розрахункового методів.

Фотографічний метод оснований на зміні ступеня почорніння фотоемульсії під впливом радіоактивних випромінювань. Гамма-промені, впливаючи на молекули бромистого срібла, яке знаходиться в фотоемульсії, призводять до розпаду і утворення срібла і брому. Кристали срібла спричиняють почорніння фотопластин чи фотопаперу під час проявлення. Одержану дозу випромінювання (експозиційну або поглинуту) можна визначити, порівнюючи почорніння плівки паперу з еталоном.

Сцинтиляційний метод полягає в тому, що під впливом радіоактивних випромінювань деякі речовини (сірчистий цинк, йодистий натрій) світяться. Спалахи світла, які виникають, реєструються, і фотоелектронним посилювачем перетворюються на електричний струм. Вимірюваний анодний струм і швидкість рахунку (рахунковий режим) пропорційні рівням радіації.

Хімічний метод базується на властивості деяких хімічних речовин під впливом радіоактивних випромінювань внаслідок окислювальних або відновних реакцій змінювати свою структуру або колір. Так, хлороформ у воді під час опромінення розкладається з утворенням соляної кислоти, яка вступає в кольорову реакцію з барвником, доданим до хлороформу. У кислому середовищі двовалентне залізо окислюється в тривалентне під впливом вільних радикалів НО2 і ОН, які утворюються у воді при її опроміненні. Тривалентне залізо з барвником дає кольорову реакцію. Інтенсивність зміни кольору індикатора залежить від кількості соляної кислоти, яка утворилася під впливом радіоактивного випромінювання, а її кількість пропорційна дозі радіоактивного випромінювання. За інтенсивністю утвореного забарвлення, яке є еталоном, визначають дозу радіоактивних випромінювань. За цим методом працюють хімічні дозиметри ДП-20 і ДП-70 М.

Іонізаційний метод полягає в тому, що під впливом радіоактивних випромінювань в ізольованому об'ємі відбувається іонізація газу й електрично нейтральні атоми (молекули) газу розділяються на позитивні й негативні іони. Якщо в цьому об'ємі помістити два електроди і створити електричне поле, то під дією сил електричного поля електрони з від'ємним зарядом будуть переміщуватися до анода, а позитивно заряджені іони — до катода, тобто між електродами проходитиме електричний струм, названий іонізуючим струмом і можна робити висновки про інтенсивність іонізаційних випромінювань. Зі збільшенням інтенсивності, а відповідно й іонізаційної здатності радіоактивних випромінювань, збільшиться і сила іонізуючого струму.

Калориметричний метод базується на зміні кількості теплоти, яка виділяється в детекторі поглинання енергії іонізуючих випромінювань.

Нейтронно-активаційний метод зручний під час оцінювання доз в аварійних ситуаціях, коли можливе короткочасне опромінення великими потоками нейтронів. За цим методом вимірюють наведену активність, і в деяких випадках він є єдино можливим у реєстрації, особливо слабких нейтронних потоків, тому, що наведена ними активність мала для надійних вимірювань звичайними методами.

Біологічний метод дозиметрії ґрунтується на використанні властивостей випромінювань, які впливають на біологічні об'єкти. Дозу оцінюють за рівнем летальності тварин, ступенем лейкопенії, кількістю хромосомних аберацій, зміною забарвлення і гіперемії шкіри, випаданню волосся, появою в сечі дезоксицитидину. Цей метод не дуже точний і менш чутливий, ніж фізичний.

Розрахунковий метод визначення дози опромінення передбачає застосування математичних розрахунків. Для визначення дози радіонуклідів, які потрапили в організм, цей метод є єдиним.

На основі іонізаційного методу розроблені прилади, які мають однакову будову і складаються зі сприймаючого пристрою (іонізаційної камери або газорозрядного лічильника), підсилювача іонізуючого струму (електричної схеми), реєстраційного пристрою (мікроамперметр) і джерела живлення (сухі елементи або акумулятори).

Сприймаючий пристрій призначений для перетворення енергії радіоактивних випромінювань в електричну.

В основу роботи дозиметричних приладів покладено принцип іонізації газів.

Як відомо, гази є провідниками електричного струму. Під впливом радіоактивних випромінювань, вони в результаті іонізації починають проводити струм. На цій властивості газів і ґрунтується робота сприймаючого пристрою дозиметричних приладів — іонізаційної камери та газорозрядного лічильника.

Іонізаційна камера має вигляд прямокутної коробки або трубки, виготовленої з алюмінію або пластмаси. В останньому випадку внутрішню поверхню стінок вкривають струмопровідним матеріалом. У середині коробки або трубки розміщується графітовий чи алюмінієвий стержень.

Отже, в іонізаційній камері є два електроди: до стінки камери підключається позитивна напруга від джерел живлення, яка виконує роль позитивного електрода, а до графітового чи алюмінієвого стержня, який виконує роль негативного електрода і розміщений у середині камери — негативна напруга. Простір у камері між електродами заповнений повітрям. Сухе повітря, що заповнює іонізаційну камеру, є добрим ізолятором. Ось чому у звичайних умовах електричний струм через камеру не проходить. У зоні радіоактивних забруднень у камеру проникають гамма-випромінювання і бета-частинки, які спричиняють іонізацію повітря. Іони, що утворилися під дією електричного поля, починають спрямовано рухатися, а саме: негативні іони рухаються до позитивного електрода (анода), а позитивні іони — до негативного електрода (катода). Таким чином, у ланцюгу камери виникає іонізуючий струм.

Проте безпосередньо виміряти силу іонізуючого струму неможливо, бо вона дуже мала. У зв'язку з цим для посилення іонізуючого струму застосовують електричні підсилювачі, після чого струм проходить через вимірювальний прилад, шкала якого проградуйована у відповідних одиницях вимірювання.

Газорозрядний лічильник призначений для вимірювання малої інтенсивності у десятки тисяч разів меншої тієї, яку можна виміряти іонізаційною камерою. Через це газорозрядні лічильники застосовуються у приладах для вимірювання рівня радіації на місцевості (рентгенметрах), у приладах (радіометрах) для вимірювання ступеня забрудненості різних предметів, продуктів, урожаю, кормів альфа-, бета- і гамма-активними речовинами.

Газорозрядні лічильники відрізняються від іонізаційних камер як конструктивним оформленням, так і характером іонізації, що відбувається в них. Лічильник складається з тонкостінної металевої (з нержавіючої сталі) трубки довжиною 10—15 см і діаметром 1—2 см. По осі трубки протягнуто дуже тонку вольфрамову нитку. До електродів лічильника, тобто до вольфрамової нитки і стінок трубки, підведено напругу від джерела живлення. Простір між стінками трубки і металевою ниткою заповнений інертним газом (неоном, аргоном або їх сумішшю), з невеликою добавкою галогенів (хлору, брому).

Тиск газового наповнення в лічильнику понижений — близько 1330 Па (10 мм рт. ст.).

Іонізаційна частинка, потрапляючи всередину лічильника, створює принаймні одну пару іонів: позитивний іон і електрон. Під дією електричного поля позитивний іон рухається до катода (стінки трубки), а електрон — до анода (нитки лічильника). Рух іонів спричиняє в ланцюгу лічильника стрибок (імпульс) струму, який після посилення може бути зареєстрований вимірювальним приладом (мікро-амперметром).

Реєструючи кількість імпульсів струму, які виникають за одиницю часу, можна знайти інтенсивність радіоактивних випромінювань.

Проходження в газовому лічильнику імпульсів напруги можна почути в головних телефонах у вигляді клацань, які при сильному забрудненні РР поверхні переходять у шум (тріск).

Підсилювач іонізуючого струму призначений для посилення слабких сигналів, які виробляються сприймаючим пристроєм, до рівня, необхідного для роботи реєстраційного (вимірювального) пристрою. Як підсилювач застосовують електрометричні лампи.

Реєстраційний пристрій призначений для вимірювання сигналів, які виробляються сприймаючим пристроєм. Шкали приладів градуйовані безпосередньо в одиницях тих величин, для вимірювання яких призначений прилад (відповідної характеристики радіоактивних випромінювань).

Джерело живлення забезпечує роботу приладу. Для цієї мети застосовують сухі елементи або акумулятори.

3.2 Класифікація дозиметричних приладів

Дозиметричні прилади за своїм призначенням поділяються на чотири основних типи

Індикатори застосовують для, виявлення радіоактивного забруднення місцевості та різних предметів. Деякі з них дають змогу також вимірювати рівні радіації Р- і у-випромінювань.

Датчиком служать газорозрядні лічильники. До цієї групи приладів належать індикатори ДП-63, ДП-63А, ДП-64.

Рентгенметри призначені для вимірювання рівнів радіації на забрудненій радіоактивними речовинами місцевості. Датчиками в цих приладах застосовують іонізаційні камери або газорозрядні лічильники. Це загальновійськовий, рентгенметр ДП-2, рентгенметр "Кактус", ДП-3, ДП-ЗБ, ДП-5А, Б і В, МКС-У та ін.

Радіометри використовують для вимірювання ступеня забруднення поверхонь різних предметів радіоактивними речовинами, головним чином 3- і у-частинками. Датчиками радіометрів є газорозрядні й сцинтиляційні лічильники.

Найбільш поширені прилади цієї групи ДП-12, бета-, гамма-радіо-метр "Луч-А", радіометр "Тисе", радіометричні установки ДП-100М, ДП-ЮОАДМ та ін.

Дозиметри призначені для вимірювання сумарних доз опромінення, одержаних особовим складом формувань цивільного захисту та населенням, головним чином у-опромінення. Вони поділяються за видом вимірюваних випромінювань (З, і у- і а-частинок та нейтронного потоку.

Такі дозиметри індивідуального призначення мають датчиками іонізаційні камери, газорозрядні, сцинтиляційні й фотолічильники.

Набір, який складається з комплекту камер і зарядно-вимірювального пристрою; називають комплектом індивідуального дозиметричного контролю. Комплектами індивідуальних дозиметрів є: ДК-0,2, ДП-22В, ДП-24, ІД-1, ІД-11 та ін.

На оснащенні формувань цивільного захисту знаходяться табельні прилади радіаційної розвідки, контролю опромінення і забруднення радіоактивними речовинами: ДП-5В (ДП-5А, ДП-5Б) для вимірювання потужності дози (рівня радіації і ступеня радіоактивного забруднення); ДП-22В, ДП-24, ІД-1, ІД-11 — комплекти індивідуальних дозиметрів, призначених для визначення доз опромінення.

Якщо немає приладів нових модифікацій, можна користуватися приладами, виготовленими раніше, які були табельними приладами в ЦО і зберігаються на об'єктах, а саме: індикатором-сигналізатором ДП-64, рентгенметром ДП-3, ДП-ЗБ, вимірювачем потужності дози ИМД-21, ИМД-21Б, ИМД-21С, радіометром ДП-11Б, ДП-12, індикаторами радіоактивності ДП-63, ДП-63А.

Для вирішення завдань цивільного захисту можна застосовувати прилади, які використовуються на об'єктах атомної енергетики, в геології, медицині та інших галузях. До таких приладів належать переносний медичний рентгенметр ПМР-1, ПМР-1М, переносний медичний мікрорентгенметр МРМ-1, МРМ-2, переносний рентгенметр РП-1, гамма-рентгенметр "Карагач-2", універсальний радіометр РУП-1, РУСИ-7, аерозольний радіометр РВ-4, бета-гамма радіометр ГБР-3, перерахункові прилади ПП-16, ПП-9-2М, ПСО-2-4, переносні універсальні радіометри СРП-68-01, СРП-88-01, СРП-68-02, комплекти індивідуального дозиметричного контролю КИД-4, КИД-6, ИФКУ-1, ИКС, "Гнейс" та ін.

Останніми роками виготовляють багато побутових дозиметрів і радіометрів: дозиметри "Рось", РКС-104, ДРГ-01Т, ДСК-04 ("Стриж"), МКС-05 "Терра-П", ДКГ-21П "Ecotest CARD", радіометри "Прип'ять", "Десна", "Бриз", дозиметр-радіометр "Белла" та ін. Деякі з них без будь-яких конструктивних змін можна використовувати для вимірювання потужності експозиційної дози іонізуючих випромінювань під час ведення радіаційної розвідки, поглинутої дози опромінення людей, тварин, а також для сигналізації про наявність радіоактивних речовин.

3.3 Прилади для радіаційної розвідки і контролю радіоактивного забруднення

Вимірювачі потужності дози ДП-5В, ДП-5А, ДП-5Б та МКС-У (модифікований ДП-5В) призначені для вимірювання рівня гамма-радіації і радіоактивного забруднення поверхні різних предметів за у-випромінюванням. Потужність експозиційної дози γ-випромінювання визначається в мілірентгенах або рентгенах за годину для тієї точки простору, в якій знаходиться при вимірюваннях блок детектування приладу. Крім того, можна виявляти Р-випромінювання. Технічний опис та інструкція з експлуатації додаються до приладу. Діапазон вимірювань гамма-випромінювання від 0,05 мР/год до 200 Р/год у діапазоні енергій від 0,084 до 1,25 МеВ. Прилади ДП-5В, ДП-5А і ДП-5Б мають шість піддіапазонів вимірювань (табл. 3.1) і звукову індикацію на всіх піддіапазонах; крім першого. Звукова індикація прослуховується за допомогою головних телефонів приладу.

Таблиця 3.1. Піддіапазони вимірювань приладів ДП-5А, ДП-5Б, ДП-5В

Відлік показань приладу відбувається за нижньою шкалою мікро-амперметра в Р/год, за верхньою шкалою — у мР/год з наступним перемноженням на відповідний коефіцієнт піддіапазону. Робочою вважається ділянка шкали, окреслена суцільною лінією.

Живлення приладів здійснюється від трьох сухих елементів типу КБ-1, А-336, один з яких використовують тільки для підсвічування шкали мікроамперметра під час роботи у темний час. Комплект живлення забезпечує безперервну роботу приладу без підсвічування шкали в нормальних умовах не менше 40 год (ДП-5А, ДП-5Б) і 55—70 год (ДП-5В) за умов зберігання не більше одного місяця.

Прилади можуть підключатися до зовнішніх джерел постійного струму з напругою 3, 6 і 12 В (ДП-5А, ДП-5Б) і 12 або 24 В (ДП-5В). Для цієї мети є колодка живлення і дільник напруги.

Прилад складається з вимірювального пульта, зонда (ДП-5А, ДП-5Б) або блока детектування (ДП-5В), з'єднаних з пультами гнучким кабелем, контрольного стронцієво-ітрієвого джерела р-випромінюван-ня для перевірки працездатності приладів (на внутрішньому боці кришки футляру у ДП-5А і ДП-5Б і на боці детектування у ДП-5В). Вимірювальний пульт складається з панелі 3 і футляра 8 (рис. 11). На панелі вимірювального пульта розміщені: ДП-5А, ДП-5Б і ДП-5В мікроамперметр 6 з двома вимірювальними шкалами, перемикач піддіапазонів 10, кнопка "Сброс" — анулювання показань 4, тумблер підсвічування шкали 9, з лівого боку гніздо для телефону.

Панель вимірювального пульта кріпиться до кожуха. Елементи схеми приладу змонтовані на платі й з'єднані з панеллю шарніром і гвинтом.

Сприймаючими пристроями приладів є газорозрядні лічильники, встановлені: в приладі ДП-5А — один (СИ-ЗБГ) у вимірювальному пульті та два (СИ-ЗБГ і СТС-5) у зонді 11; у приладі ДП-5В — два (СБМ-20 і СИ-ЗБГ) у блоці детектування 11.

Рис. 3.2. Прилад ДП-5В

1 — подовжувальна штанга; 2 — телефони; 3 — панель вимірювального приладу; 4 — кнопка скидання показників; 5 — норми забрудненості; 6 — мікроамперметр; 7 — контрольне джерело випромінювання; 8 — футляр приладу; 9 — тумблер підсвічування шкали; 10 — перемикач піддіапазонів; 11 — блок детектування; 12 — опорні фіксатори; 13 — поворотний екран; 14 — камера для блока детектування; 15 — кабель блока детектування

Зонд і блок детектування — це сталевий циліндричний корпус 11 з вікном для індикації бета-випромінювання, закритим етилцелюлозною водостійкою плівкою, крізь яку проникають бета-частинки. На корпус надітий металевий поворотний екран 13, який фіксується у двох положеннях (Г і Б) на зонді приладів ДП-5А, ДП-5Б і в трьох положеннях (Г, Б і K) на блоці детектування приладу ДП-5В. Вікно корпуса в положенні Г закривається екраном 13 і в лічильник можуть проникати тільки γ-промені. Повертаючи екран у положення Б, вікно корпуса відкривається і бета-частинки проникають у лічильник. У заглибленні на екрані розміщене контрольне джерело β-випромінювання 7. Встановивши в положенні К джерело бета-випромінювання проти вікна, можна перевірити прилад. Зонд і блок детектування на корпусах мають по два опорних фіксатори 12, за допомогою яких вони встановлюються на обстежувані поверхні при індикації забруднення бета-частинками. У корпусі знаходяться газорозрядний лічильник, електрична схема і підсилювач-нормалізатор.

Телефон 2 складається з двох малогабаритних телефонів ТГ-7М, підключається до вимірювального пульта і фіксує наявність радіоактивних випромінювань. Для підготовки приладу до роботи слід вийняти його з укладального ящика, відкрити кришку футляра, оглянути прилад, пристебнути до футляра паси. Дістати зонд або блок детектування, приєднати ручку до зонда, а до блока детектування — штангу 1. Підключити джерело живлення.

Включити прилад, встановити ручки перемикачів піддіапазонів у положення; приладу ДП-5А "Реж" і ДП-5В "▲" — контроль режиму, стрілка приладу встановлюється в режимному секторі: в ДП-5А стрілку приладу потенціометром встановити в режимному секторі на "▲". Якщо стрілка мікроамперметра не відхиляється або не встановлюється на режимному секторі, необхідно перевірити придатність джерел живлення.

За допомогою контрольних джерел потрібно перевірити придатність приладів до роботи. Для цього екрани зонду в ДП-5А, ДП-5Б і блока детектування в ДП-5В встановити відповідно у положеннях БІК. Підключити телефони. В приладах ДП-5А, ДП-5Б відкрити контрольне бета-джерело, встановити зонд опорними фіксаторами на кришку футляра так, щоб джерело знаходилося напроти відкритого вікна зонду. Потім, встановлюючи послідовно ручку перемикача піддіапазонів у положення х1000, x100, х10, x1 і х0,1, перевірити придатність приладу на всіх діапазонах, крім першого. В телефоні повинен прослуховуватися тріск. При цьому стрілка мікроамперметра має зашкалювати на 6 і 5-му піддіапазонах, відхилятися на 4-му, а на 3-му і 2-му може не відхилятися через недостатню активність контрольного джерела. На 6 піддіапазоні тріск у телефоні може періодично перериватися через велику активність контрольного джерела для цього піддіапазону.

Після цього ручки перемикачів встановити в положення "Викл" ДП-5А, ДП-5Б і "▲" — ДП-5В; натиснути кнопки "Сброс"; повернути екрани в положення Г. Прилади перевірені й готові до роботи.

Під час радіаційної розвідки рівні радіації на місцевості вимірюються на 1-му піддіапазоні (200) у межах від 5 до 200 Р/год, а до 5 Р/год — на 2 піддіапазоні (х1000). Зонд (блок детектування) з екраном у положенні Г має знаходитися у футлярі. Перемикач під-діапазонів встановити в положення 200 і зняти показання на нижній -шкалі, мікроамперметра 0—200 Р/год.

Якщо показники менше 5 Р/год, потрібно перемикач піддіапазонів перевести в положення х1000 і зняти показання на верхній шкалі — 0—5 мР/год. При вимірюванні гамма-випромінювань реєструється потужність дози в місці знаходження зонда і блока детектування. При таких вимірюваннях прилад має знаходитись на висоті 0,7—1 м від поверхні землі.

Ступінь радіоактивного забруднення шкірних покривів людей, їх одягу, сільськогосподарських тварин, техніки, обладнання, транспорту, продуктів харчування, урожаю, кормів, води визначають у такій послідовності. Заміряють гамма-фон у місці, де визначатиметься ступінь забрудненості об'єкта, але не ближче 15—20 м від нього. Зонд (блок детектування) повинен знаходитися на висоті 0,7—1 м від поверхні землі. Потім зонд (блок детектування) опорними фіксаторами вперед підносять до поверхні об'єкта на відстані 1,5—2 см. Перемикач піддіапазонів встановлюють у положення х1000. Екран зонда (блока детектування) має бути в положенні Г.

За показаннями мікроамперметра і за тріском у телефоні визначають місце максимального забруднення об'єкта. Із максимальної потужності експозиційної дози, виміряної на поверхні об'єкта, потрібно відняти гамма-фон. Результат буде характеризувати ступінь радіоактивного забруднення об'єкта. За відсутності показання на 2 піддіапазоні, перемикач піддіапазонів послідовно встановити в положення х100, х10, хі і х0,1. Якщо гамма-фон менший за допустиму забрудненість, то його не враховують.

Для виявлення β-випромінювань необхідно встановити екран зонда (блока детектування) у положення Б. Піднести зонд (блок детектування) до обстежуваної поверхні на відстань 1,5—2 см. Ручку перемикача піддіапазонів послідовно встановлювати в положення х10, х1 і х0,1 до одержання відхилення стрілки мікроамперметра в межах шкали. У положенні екрану Б вимірюється потужність дози сумарного бета-гамма-випромінення.

Збільшення показань приладу на одному і тому ж піддіапазоні порівняно з гамма-фоном свідчить про наявність (3-випромінення. Для визначення ступеня радіоактивного забруднення води відбирають дві проби загальним об'ємом 1,5—10 л, одну з верхнього шару вододжерела, другу — з придонного. Вимірювання проводять зондом (блоком детектування) у положенні Б, розміщуючи його на відстані 0,5—1 см від поверхні води, і знімають показання з верхньої шкали.

У процесі роботи з приладом ДП-5В у положенні перемикача "А" стрілка має бути в межах режимного сектора, зачорненої дуги шкали.

До комплекту приладу входять 10 чохлів із поліетиленової плівки для зонду (блока детектування). Чохол надівається на зонд (блок детектування) для захисту його від радіоактивного забруднення при вимірюваннях забрудненості рідких і сипких речовин. Після використання чохол підлягає дезактивації або знищенню.

Під час вимірювань, якщо необхідно збільшити відстань від об'єкта, що обстежується, до оператора, штангу подовжують. Для цього необхідно викрутити накидну гайку і витягнути внутрішню трубу, після чого закрутити накидну гайку.

Сцинтиляційний радіометричний прилад СРП 68-01. Прилад СРП-68-01 "Пошук" геологічний, призначений для пошуку радіоактивних руд. Належить він до класу вимірювачів потужності дози (дозиметрів). Але після аварії на Чорнобильській АЕС його широко застосовували для обстеження дітей, яких вивезли з тридцятикілометрової зони, для вимірювання наявності у щитовидній залозі йоду-131, а в сільському і лісовому господарствах — для визначення радіоактивності продуктів харчування, урожаю, кормів, сировини, ґрунту, добрив, води. Прилад широко використовують служби цивільного захисту для вимірювання рівнів радіації (фону).

Прилад СРП-68-01 вимірює потік Р-випромінень у межах від 0 до 10 000 С"1; потужність експозиційної дози у-випромінення в межах від 0 до 3000 мкР/год (табл. 3.3, рис. 3.2).

Час встановлення робочого режиму з моменту включення приладу 1 хв. Прилад може безперервно працювати 8 год. Комплект живлення складається з 9 елементів типу 343. Робота приладу ґрунтується на перетворенні фізичної інформації в електричні сигнали з наступним вимірюванням їх параметрів. Функцію перетворювача виконує сцинтиляційний детектор, який складається з кристала Val (ТІ), як сцинтилятора і фотоелектронного множника, як перетворювача світлових величин в електричні.

На панелі приладу нанесені позначення режимів роботи при різних положеннях відповідних перемикачів, а також межі вимірювань. Чорним кольором позначені показники, які відповідають вимірюванню γ-випромінення, а червоним — потужності експозиційної дози. На боковій стінці панелі є гніздо для телефону. Перед початком роботи необхідно ознайомитися з інструкцією приладу. Потім перевести перемикач режиму роботи в положення "Выкл" і перевірити, чи знаходиться стрілка вимірювального приладу на нулі, якщо ні, то потрібно встановити її на нульовій рисці коректором, попередньо повернувши заглушку на панель пульта; відкрити кришку батарейного відсіку і вставити комплект елементів живлення, дотримуючись полярності згідно з маркуванням на кожусі пульта.

Таблиця 3.3 Діапазони вимірювань приладу СРП-68-01

Рис. 3.2. Прилад СПР-68-01:

1 — перемикач діапазонів; 2 — ручка звукової сигналізації; 3 — перемикач режиму роботи; 4 — коректор стрілки приладу; 5 — шкала приладу; 6 — контрольне джерело; 7 — батарейний відсік; 8 — блок детектування; 9 — гумовий ковпачок блока детектування; 10 — ручка блока детектування; 11 — кабель

Вихідним положенням перемикача меж вимірювання є 3 тис. мкР/год перемикач режиму роботи "Выкл". Для переведення приладу в робочий стан необхідно:

— включити прилад, перевівши перемикач режиму роботи в положення "Бат". Напруга батареї живлення повинна бути в межах від 8 до 15 В;

— перевести перемикач режиму роботи в положення 5 В. Вимірювання можна почати через 1 хв після включення приладу;

— перевести перемикач режиму роботи в положення 5. При цьому показання приладу відповідає потужності експозиційної дози в місці розміщення блока детектування;

— зняти кришку контрольного джерела, зафіксувати на фланці контрольного джерела тримач, який входить до комплекту приладу. За допомогою тримача приєднати блок детектування до контрольного джерела. Перед перевіркою приладу потрібно зняти гумовий ковпачок з блока детектування. Перемикачем меж вимірювання встановити діапазон, який відповідає максимальному відхиленню стрілки вимірювального приладу. Записати показання приладу;

— від'єднати блок детектування, проконтролювати рівень фону в місці вимірювань. Показання приладу при приєднаному блоці детектування до контрольного джерела за вирахуванням фону має відповідати вказаному в паспорті приладу;

— приєднати знову блок детектування до контрольного джерела. Після зупинки стрілки натиснути кнопку "Контр" на пульті приладу. Показання не повинні зменшуватися більше ніж на 10 %;

— після проведення вимірювань закрити контрольне джерело кришкою.

Для проведення вимірювань перемикач меж вимірювань перевести в положення, яке відповідає необхідній межі. Для приладу СРП-68-01 застосовувати межі в мікрорентгенах за годину.

Залежно від потужності експозиційної дози, яку вимірюють за допомогою перемикача, встановити постійну часу вимірювань 2,5 або 5 с. При постійній часу 5 с статичні флуктуації знижуються, тобто підвищується точність відліку, але зростає й інерційність приладу.

Похибку відліку можна суттєво зменшити, якщо визначити показання в даній точці як середнє арифметичне 5—10 відліків.

Знімати показання приладу можна через 1 хв після включення. Для вимірювання використовують також межі, в яких відхилення стрілки перебільшують 1/3 шкали вимірювального приладу. Якщо відхилення менше 1/3 шкали, то потрібно перейти до вимірювань у більш високих межах чутливості, якщо ж стрілка наближається до верхньої межі ("зашкалює"), то необхідно перейти до вимірювань у менш чутливих межах вимірювань.

Переносний мікрорентгенметр ПМР-1 використовують для вимірювання потужності дози, γ-випромінення в діапазоні від 0 до 5000 мкР/с (0—18 Р/год).У системі цивільного захисту мікрорентгенметр можна застосовувати для ведення радіаційної розвідки до рівня не більше 18 Р/год. Живлення приладу від батареї.

Радіометр РУП-1 — це універсальний прилад, призначений для виявлення і вимірювання ступеня забрудненості α- і β-активними речовинами поверхні й визначення потужності дози γ-випромінення в широких діапазонах.

Діапазон вимірювання α-випромінення від 0,5 до 20 000 част./ (хв'См2), (3-випромінення від 5 до 50 000 част./(хв"см2), γ-випромінення для датчика 1 — від 0,2 до 1,000 мкР/с, для датчика 2 — від 0,2 до 10 000 мкР/с.

Живлення приладу від мережі змінного струму напругою 220 В або від акумулятора чи гальванічної батареї.

Прилад РУП-1 у системі цивільного захисту можна застосовувати для ведення радіаційної розвідки потужності дози γ-випромінення до 36 Р/год.

Бета-гамма радіометр ГБР-3 призначений для вимірювання забрудненості Р-частинками поверхонь, а також потужності дози γ-випромінення. Діапазон вимірювань Р-частинок від 100 до 1 000 000 розпадівДхв • см2), γ-випромінення від 0,2 до 2000 мР/год.

Наявність автоматичної компенсації у-фону до 200 мР/год (0,2 Р/год) дає можливість вимірювати забрудненість особового складу формувань, техніки. Живлення приладу від гальванічних батарей або від акумуляторів.

У системі цивільного захисту прилад ГБР-3 можна застосовувати для ведення радіаційної розвідки в широкому інтервалі потужності дози γ-випромінення до 100 Р/год. Цей прилад можна використовувати замість дозиметрів ДП-5А, ДП-5Б і ДП-5В.

Можна використовувати також переносні прилади, такі як універсальний бета-гамма радіометр "Звезда", радіометр-сигналізатор "Сигнал" універсальний бета-гамма радіометр "Луч-А", радіометр РПП-1, пошуковий радіометр СРП-2, "Бета" прилад і КРБ-1.

3.4 Захист від іонізуючих випромінювань

Питання захисту людини від негативного впливу іонізуючого випромінювання постали майже одночасно з відкриттям рентгенівського випромінювання і радіоактивного розпаду. Це зумовлено такими факторами: по-перше, надзвичайно швидким розвитком застосування відкритих випромінювань в науці та на практиці, і, по-друге, виявленням негативного впливу випромінювання на організм.

Заходи радіаційної безпеки використовуються на підприємствах і, як правило, потребують проведення цілого комплексу різноманітних захисних заходів, що залежать від конкретних умов роботи з джерелами іонізуючих випромінювань і, передусім, від типу джерела випромінювання.

Закритими називаються будь-які джерела іонізуючого випромінювання, устрій яких виключає проникнення радіоактивних речовин у навколишнє середовище при передбачених умовах їхньої експлуатації і зносу.

Це — гамма-установки різноманітного призначення; нейтронні, бета-і гамма-випромінювачі; рентгенівські апарати і прискорювачі заряджених часток. При роботі з закритими джерелами іонізуючого випромінювання персонал може зазнавати тільки зовнішнього опромінення.

Захисні заходи, що дозволяють забезпечити умови радіаційної безпеки при застосуванні закритих джерел, основані на знанні законів поширення іонізуючих випромінювань і характеру їхньої взаємодії з речовиною. Головні з них такі:

- доза зовнішнього опромінення пропорційна інтенсивності випромінювання і часу впливу;

- інтенсивність випромінювання від точкового джерела пропорційна кількості квантів або часток, що виникають у ньому за одиницю часу, і обернено Пропорційна квадрату відстані;

- інтенсивність випромінювання може бути зменшена за допомогою екранів.

З цих закономірностей випливають основні принципи забезпечення радіаційної безпеки:

1) зменшення потужності джерел до мінімальних розмірів ("захист кількістю");

2) скорочення часу роботи з джерелом ("захист часом");

3) збільшення відстані від джерел до людей ("захист відстанню");

4) екранування джерел випромінювання матеріалами, що поглинають іонізуюче випромінювання ("захист екраном").

Найкращими для захисту від рентгенівського і гамма-випромінювання є свинець і уран. Проте, з огляду на високу вартість свинцю й урану, Можуть застосовуватися екрани з більш легких матеріалів — просвинцьованого скла, заліза, бетону, залізобетону і навіть води. У цьому випадку, природно, еквівалентна товща екрану значно збільшується.

Для захисту від бета-потоків доцільно застосовувати екрани, які виготовлені з матеріалів з малим атомним числом. У цьому випадку вихід гальмівного випромінювання невеликий. Звичайно як екрани для захисту від бета-випромінювань використовують органічне скло, пластмасу, алюміній.

Відкритими називаються такі джерела іонізуючого випромінювання, при використанні яких можливе потрапляння радіоактивних речовин у навколишнє середовище.

При Цьому може відбуватися не тільки зовнішнє, але і додаткове внутрішнє опромінення персоналу. Це може відбутися при надходженні радіоактивних ізотопів у навколишнє робоче середовище у вигляді газів, аерозолів, а також твердих і рідких радіоактивних відходів: Джерелами аерозолів можуть бути не тільки виконувані виробничі операції, але і забруднені радіоактивними речовинами робочі поверхні, спецодяг і взуття.

Основні принципи захисту:

- використання принципів захисту, що застосовуються при роботі з джерелами випромінювання у закритому виді;

- герметизація виробничого устаткування з метою ізоляції процесів, що можуть стати джерелами надходження радіоактивних речовин у зовнішнє середовище;

- заходи планувального характеру;

- застосування санітарно-технічних засобів і устаткування, використання спеціальних захисних матеріалів;

- використання засобів індивідуального захисту і санітарної обробки персоналу;

- дотримання правил особистої гігієни;

- очищення від радіоактивних забруднень поверхонь будівельних конструкцій, апаратури і засобів індивідуального захисту;

- використання радіопротекторів (біологічний захист).

Радіоактивне забруднення спецодягу, засобів індивідуального захисту та шкіри персоналу не повинно перевищувати припустимих рівнів, передбачених Нормами радіаційної безпеки НРБУ-97.

У випадку забруднення радіоактивними речовинами особистий одяг і взуття повинні пройти дезактивацію під контролем служби радіаційної безпеки, а у випадку неможливості дезактивації їх слід захоронити як радіоактивні відходи.

Рентгенорадіологічні процедури належать до найбільш ефективних методів діагностики захворювань людини. Це визначає подальше зростання застосування рентгене- і радіологічних процедур або використання їх у ширших масштабах. Проте інтереси безпеки пацієнтів зобов'язують прагнути до максимально можливого зниження рівнів опромінення, оскільки вплив іонізуючого випромінювання в будь-якій дозі поєднаний з додатковим, відмінним від нуля ризиком виникнення віддалених ,стохастичних ефектів. У даний час з метою зниження індивідуальних і колективних доз опромінення населення за рахунок діагностики широко застосовуються організаційні і технічні заходи:

• як виняток необгрунтовані (тобто без доведень) дослідження;

• зміна структури досліджень на користь тих, що дають менше дозове навантаження;

• впровадження нової апаратури, оснащеної сучасною електронною технікою посиленого візуального зображення;

• застосування екранів для захисту ділянок тіла, що підлягають дослідженню, тощо.

Ці заходи, проте, не вичерпують проблеми забезпечення максимальної безпеки пацієнтів і оптимального використання цих діагностичних методів. Система забезпечення радіаційної безпеки пацієнтів може бути повною й ефективною, якщо вона буде доповнена гігієнічними регламентами припустимих доз опромінення.

ВИСНОВКИ

До техногенних джерел іонізуючих випромінювань відносяться: іспиту ядерної зброї; підприємства по видобутку, переробці й одержанню матеріалів, що розщеплюються, і штучних радіоактивних ізотопів; установи, підприємства і лабораторії, що використовують радіоактивні речовини в технології виробничих процесів.

Штучними джерелами іонізуючих випромінювань є ядерні вибухи, ядерні установки для виробництва енергії, ядерні реактори, прискорювачі заряджених частинок, рентгенівські апарати, припади апаратури засобів зв'язку високої напруги тощо.

За декілька останніх десятиліть людство створило сотні штучних радіонуклідів і навчилося використовувати енергію, атома як у військових цілях — для виробництва зброї масового ураження, так і в мирних — для виробництва енергії, у медицині, пошуку корисних копалин, діагностичному устаткуванні й ін. Усе це призводить до збільшення дози опромінення як окремих людей, так і населення Землі загалом. Індивідуальні дози, які одержують різні люди від штучних джерел іонізуючих випромінювань, сильно відрізняються. У більшості випадків ці дози незначні, але іноді опромінення за рахунок техногенних джерел у багато тисяч разів інтенсивніші ніж за рахунок природних. Проте слід зазначити, що породжені техногенними джерелами випромінювання звичайно легше контролювати, ніж опромінення, пов'язані з радіоактивними опадами від ядерних вибухів і аварій на АЕС, так само як і опромінення, зумовлені космічними і наземними природними джерелами.

Під впливом іонізаційного випромінювання атоми і молекули живих клітин іонізуються, в результаті чого відбуваються складні фізико-хімічні процеси, які впливають на характер подальшої життєдіяльності людини.

Виявлення радіоактивних речовин та іонізуючих (радіоактивних) випромінювань (нейтронів, гамма-променів, бета- і альфа-частинок), ґрунтується на здатності цих випромінювань іонізувати речовину середовища, в якій вони поширюються. Захисні заходи, що дозволяють забезпечити умови радіаційної безпеки при застосуванні закритих джерел, основані на знанні законів поширення іонізуючих випромінювань і характеру їхньої взаємодії з речовиною.

СПИСОК ВИКОРИСТАНИХ ДЖЕРЕЛ

1.                 Безпека життєдіяльності. Підручник / За ред. Я. Бедрія. – Львів: Афіша, 1998.

2.                 Голубець М.А., Кучерявий В.П., Генсірук С.А. та ін. Конспект лекцій з курсу "Екологія і охорона природи". К., 1990.

3.                 Гусев Н. Г., Беляев В. А. Радиоактивные выбросы в биосфере: Справ. - М Энергоатомиздат, 1991. — 256 с.

4.                 Гуськова А. К., Байсоголов Г. Д. Лучевая болезнь человека. — М.: Мсдицн на, 1971. - 384 с.

5.                 Дажо А. Основы экологии. — М.: Прогресс, 1978. — 416 с.

6.                 Дертингер Д., Юнг К. Молекулярная радиобиология. — М.: Атомиздш, 1973. - 248 с.

7.                 Джигирей В.С. Безпека життєдіяльності: Навч. посібник. – Львів, 2000.

8.                 Дозы облучения населения Украины источниками природной радиоактивности / И. П. Лось, Т. А. Павленко, М. Г. Бузинный и др. — К.: УНЦРМ, 1996. - 34 с.

9.                 Желібо Е.П. Безпека життєдіяльності.: Навчальний посібник. – К.: Каравела, 2001. – 320 с.

10.            Иванов В. И. Курс дозиметрии. — М.: Энергоатомиздат, 1988. — 346 с.

11.            Источники, эффекты и опасность ионизирующей радиации: Докл. НКДАР ООН, 1988. - М.: Мир, 1992. - Т. 1. - 552 с; Т. 2.-726 с.

12.            Козлов В. Ф. Справочник по радиационной безопасности. — М.: Энергоатомиздат, 1991. - 256 с.

13.            Крисюк Э. М. Радиационный фон помещений. — М.: Энергоатомиздат, 1989. - 119 с.

14.            Кутлахмедов Ю.О. та ін. Основи радіоекології. – К.: Вища школа, 2003. – 319 с.

15.            Лапін В.М. Безпека життєдіяльності людини: Навчальний посібник. - Л., 2000. - 186 с.

16.            Лапін В.М. Безпека життєдіяльності: Навч. посібник. – К., 2000.

17.            Маргулис У. Я. Атомная энергия и радиационная безопасность. — М.: Энергоатомиздат, 1988. — 224 с.

18.            Москалев Ю. И. Отдаленные последствия воздействия ионизирующих излучений. — М.: Медицина, 1991. — 464 с.

19.            Новиков Г.А. Основи общей экологии. Л., 1979.

20.            Пістун І.П. та інші. Безпека життєдіяльності. - Львів, 1995.

21.            Радиация. Дозы, эффекты, риск. — М.: Мир, 1988. — 80 с.

22.            Радиоэкология. Современные проблемы радиобиологии: В 8 т. — М.: Атомиздат, 1971. - Т. 2. - 424 с.

23.            Сельскохозяйственная радиоэкология / Под ред. Р. М. Алексахина. — М.: Наука, 1993. - 538 с.

24.            Следы Чернобыля в природной среде // Природа. — 1991. — № 5. — С. 41-47.

25.            Циммер К. Проблемы количественной радиобиологии. — М.: Госатомиздат, 1962. - 100 с.

Страницы: 1, 2