Токсикологические основы радиационной безопасности

Цель практической работы – ознакомиться с основами радиационной токсикологии.

 

Задачи работы:

- изучение основ токсикологических радиационной токсикологии;

-особенности токсического действия радиоактивных веществ на организм человека;

- принципы снижения вредного воздействия радионуклидов  на здоровье человека.

 

 Задание к практической работе:

- ознакомиться с теоретической частью;

- ознакомиться с известными видами радиоактивного излучения;

- изучить механизмы ионизации веществ;

- изучить критические органы в организме человека и категории лиц работающих с радионуклидами;

- решить типовую задачу по расчету эффективной дозы;

-ответить на контрольные вопросы;

-написать отчет по работе и сдать его на проверку и подпись преподавателю.

 

Вопросы к семинару:

1. Токсикодинамика и токсикокинетика радиоактивных веществ.

2. Эффекта отдаленных последствий воздействия радиации.

3. Радиоактивность и радиотоксичность.

4. Зависимость тяжести биологических последствий от плотности ионизации.

5. Спонтанные и индуцированные генетические нарушения (мутации) в организме человека.

6. Мера измерения  количества радиоактивного вещества.

7. Единицы измерения экспозиционной, эквивалентной и поглощенной дозы.

8. Категорирование лиц работающих с радионуклидами.

 

Теоретическая часть

Радиационная безопасность - система технических и организационных мер по защите персонала предприятий, населения и окружающей среды от воздействия проникающих излучений, направленная на обеспечение отсутствия неблагоприятных эффектов или вреда здоровью.

В ходе исследований разрабатываются нормативы безопасности - государственные положения для обеспечения безопасности персонала, населения, окружающей среды: "Гигиенические требования по ограничению облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения" (СП 2.6.1.1292-03), Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-2000) (СП2.6.1.799-99), которые основываются на Федеральном законе от 9 января 1996 г. N3-ФЗ "О радиационной безопасности населения" и на «Нормах радиационной безопасности» (НРБ-99СП2.6.1.759-99).

Все типы радиации можно разделить на электромагнитные волны (фотоны) и корпускулярное излучение. Под действием испускаемых частиц и квантов в веществах образуются положительные и отрицательные ионы. Этот вид радиации называют ионизирующим излучением. Ионизацию вызывают следующие виды излучения: заряженные частицы ядра гелия (-частицы),ядра водорода (протоны), электроны (-частицы),а также осколки деления ядер элементов; незаряженные нейтроны и электромагнитные кванты высокой энергии (-излучение и рентгеновские лучи). Для ионизации атомов большинства элементов, входящих в состав молекул биологических систем, необходимо затратить энергию около10-12эВ, что определяет потенциал их ионизации. Для электромагнитных излучений это соответствует частоте колебаний примерно 2420-2910КГц и захватывает не только область собственно гамма- и ренгеновского излучений (по физической терминологии), но и частично диапазон ультрафиолетового света — дальнее жесткое ультрафиолетовое излучение (УФ-лучи).

При движении заряженных незаряженных и заряженных частиц с изначально равной энергией плотность ионизации выше для заряженных частиц, они быстрее теряют энергию. Нейтроны и электромагнитное излучение способны глубже, чем заряженные частицы, проникать в материалы, что соотносится с понятием «проникающая радиация». Тяжесть биологических последствий выше при более высокой плотности ионизации. Таким образом, биологическое действие ионизирующего излучения определяется плотностью ионизации и энергией частиц и фотонов.

Наряду с ионизацией все виды излучений обладают способностью в зависимости от энергии квантов или частиц возбуждать атомы или молекулы вещества и переводить их в нестабильное состояние, т.е. перемещать электрон с внутренней на внешнюю атомные оболочки. Для этого требуется меньшая энергия, чем для ионизации, и ею обладает "ближний" ультрафиолетовый свет, являющийся наиболее ярким представителем излучений неионизирующего типа. Оба процесса — ионизация и возбуждение – увеличивают скорость реакций с участием биомолекул и, в частности, к развитию процессов поражения ДНК (мутагенезу).

Радиоактивность (от латинского radius – луч и activus– действенный) – способность некоторых атомных ядер самопроизвольно превращаться в другие ядра с испусканием частиц и электромагнитных квантов.

Деление ядер радиоактивных изотопов (или радиоактивный распад) – это последовательность α- и β- превращений. При α-распаде ядро испускает-частицу, а элемент смещается в периодической системе на 2 клетки влево; приβ-распаде- на одну клетку вправо. В результате последовательных превращений образуется семейство радиоизотопов, представленное в природных источниках.  

Источники, не находящиеся в герметической упаковке и называемые открытыми источниками, наиболее опасны – они могут попадать внутрь организма человека и вызывать внутреннее облучение. Радиоизотопы по химическим свойствам и, следовательно, токсикокинетике (пути поступления в организм, связывание с тканями и выведение из организма) подобны стабильным элементам, однако токсикодинамика радиоизотопа определяются преимущественно его ионизирующим воздействием на клетки тканей.

В зависимости от уровня организации и структуры вовлекаемого в изменение наследственного материала все спонтанные и индуцированные генетические нарушения (мутации) можно разделить следующим образом:

1.Изменения внутри отдельных генов, т.е. генные мутации в узком смысле этого слова, "точковые" мутации.

2.Хромосомные мутации (перестройки, аберрации) - изменения в числе и структуре хромосом. Последние (структурные) связаны непосредственно с поражением ДНК, несущей наследственную информацию, а изменения в числе хромосом возникают в результате повреждения полностью или частично аппарата распределения хромосом по дочерним ядрам при делении клеток.

Изменения в генетическом аппарате могут вести как к летальным эффектам (гибель соматических и зародышевых клеток и эмбрионов), так и к наследуемой "трансформации" клеток и/или всего организма (канцерогенез, наследственные болезни). «Уязвимость» клеток меняется со временем и максимальна во время клеточного деления, так как выше вероятность мутаций. Поэтому при равных воздействиях последствия будут тяжелее для тканей с высокой скоростью деления клеток.

Роль биологического времени и мутации в соматических и в половых клетках имеют разное значение. В первом случае наследование мутаций и проявление происходит в пределах одного данного облученного организма, а во втором они проявляются в последующих поколениях или отражаются на рождаемости, т.е. дают генетические эффекты в узком смысле этого слова.

Экспериментальные исследования (выполненные в основном на мышах) позволили сформулировать некоторые положения классической радиационной генетики по отношению к млекопитающим:

1.Радиационное воздействие не приводит к появлению каких-либо новых биологических феноменов, которые не возникали бы спонтанно, происходит лишь увеличение вероятностиих возникновения.

2.Для индукции мутаций в какой-либо определенной соматической или половой клетке, она должна подвергнуться прямому воздействию радиации, является хорошим приближением к реальной ситуации. Именно поэтому сильное поглощение некоторых видов излучений (альфа- и бета-частиц, УФ-лучей, очень низкоэнергетических рентгеновских лучей) поверхностными тканями (эпидермисом кожи, тканями глаза) предотвращает их опасное воздействие на половые или, например, кроветворные клетки организма. Однако они могут продуцировать соматические мутации в клетках кожи и глаз.

3.Характер зависимости частоты генетических повреждений в клетках от дозы определяется тем, происходит ли мутационное событие в результате однократного попадания или для этого требуется два события повреждения ДНК, причем они не обязательно должны осуществляться в результате прохождения двух отдельных частиц/фотонов, а могут индуцироваться и одной частицей/фотоном. Соответственно, в первом случае теоретически предполагается линейная зависимость доза-эффект; во втором — нелинейная.

Отношение приращения дозы к интервалу времени называется мощностью дозы. Линейный характер зависимости доза-эффект наблюдается, если высокие мощности радиации вызывают много актов ионизации/возбуждения в небольшом объеме, что приводит к множественному поражению генетических структур даже при прохождении через ядро единичной частицы и возникновению условий для взаимодействия первичных повреждений с их последующей фиксацией в виде определенных мутационных изменений. В случае нелинейной дозовой зависимости для появления мутации необходимо взаимодействие двух повреждений.

Кроме того, при низких мощностях доз возрастает значение процессов репарации повреждений. Эти явления приводят к возникновению эффекта мощности дозы, в соответствии с которым считается, что определенная доза, данная с более низкой мощностью дозы вызывает меньше мутаций, чем та же доза при более высокой мощности дозы.

Учет характера дозовой зависимости и наличия эффекта мощности дозы оказывается важным при переносе данных, полученных в экспериментах на реальные ситуации облучения человеческих популяций. Наибольшим признанием у специалистов в настоящее время пользуется гипотеза о без пороговом характере индукции генетических повреждений, по крайней мере, ионизирующей радиацией.

Благодаря процессам репарации радиационных повреждений происходит «взаимодействие» биообъекта и излучения, а задача описания дозовой зависимости требует изучения как характеристик непосредственно излучения, так и облучаемого биообъекта. В отличие от порогового детерминированного эффекта тяжесть которого зависит от дозы, эффект отдаленных последствий является стохастическим (вероятностным). Вероятность того, что у каждого из облученных будет в течение года обнаружен эффект отдаленных последствий, называется радиационным риском.

Значения радиационного риска сопоставляют с рисками, которые характеризуют степень опасности окружающей среды, т.е. ее экологическое качество. Кроме того, становится возможной стоимостная оценка ущерба и сопоставление его с выгодой, получаемой от применения ионизирующих излучений. Применение концепции «ущерб — выгода» позволяет провести оптимизацию радиационной защиты от наружного или внутреннего облучения.

Для получения статистически достоверной информации о случаях возникновения радиационно индуцированного рака или генетических аномалий при облучении малыми дозами необходим труднодостижимый уровень медицинского контроля населения. Международной комиссией по радиологической защите и Научным комитетом по действию атомной радиации ООН (НКДАР ООН) принята концепция о линейной зависимости риска (индивидуальную вероятность смерти в результате отдаленных последствий облучения), от дозы в области малых доз, а также об отсутствии порога для этой зависимости.

Аналогичный подход принят в НРБ-99.

Мерой количества радиоактивного вещества является его активность, которая измеряется числом спонтанных ядерных превращений за единицу времени. Единицами активности является беккерель (Бк), кюри (Ки) и мг-эквRa. Активность, соответствующая 1 Бк, - один распад в секунду. 1 Ки - 3,7*1010распадов в секунду. 1мг-эквRa равен 1 мКи.

Радиоизотопы элемента различают и обозначают числом, соответствующим атомной массе, слева сверху от символа элемента. Скорость распада изотопа характеризуют величиной, называемой периодом полураспада Т1/2. Период полураспада Т1/2. – это время, в течение которого из имеющегося количества радиоактивных ядер распадается половина.

Так, для изотопа урана U-238Т1/2 =4,5*109 лет, для радия Ra226 Т1/2 =1590 лет, для радонаRn-222Т1/2 = 3,8 суток, а для курчатовияKu-261Т1/2 = 0,3 сек. Таким образом , если имеется 1г радия Ra-226,то через 1590 лет останется 0,5 г , ещё через 1590 лет – 0,25 г.

Исторически первыми методами измерения активности и были методы основанные на ионизации воздуха или других сред. Эти методы и опирающиеся на них способы оценки воздействия применяются и в современных приборах. Для количественной оценки ионизирующего излучения используется понятие экспозиционной дозы, характеризующую степень ионизации воздуха под влиянием излучения.

Взаимодействуя с веществом, частица теряет свою энергию, причем плотность ионизации резко возрастает к концу пробега. Для тяжелых заряженных частиц существует однозначная связь между энергией частицы и ее пробегом. Основной энергетической единицей является электрон вольт (эВ), равный кинетической энергии электрона, прошедшего разность потенциалов 1 В. Высокими считаются энергии порядка 1 МэВ (106 эВ). Характерные значения энергии - частиц находятся в диапазоне значений до 10 МэВ. Величина пробега таких частиц в воздухе не превышает 10 см, а в биологической ткани 100 мкм. Скорость электронов, образующихся в результате распада существенно выше, чем более тяжелых заряженных частиц с одинаковой кинетической энергией, т.к. последняя пропорциональна массе (отношение масс покоя протона и электрона равно 1836). Поэтому плотность ионизации, создаваемой частицами, намного меньше, чем для других заряженных частиц, а пробег — больше. Пробег электронов, имеющих энергию 5,0 МэВ достигает 20 м в воздухе и 2,5 см в воде.

Гамма излучение имеют более высокую проникающую способность. Возможны следующие виды взаимодействия - квантов с веществом: поглощение связанными в атоме электронами (фотоэффект), рассеяние электронами (эффект Комптона), а также поглощение в кулоновском поле ядра с образованием пары электрон-позитрон. Воздух смесь газов (преимущественно азота N2 и кислорода 02) с малыми атомными номерами, и поэтому в широком диапазоне значений E , (20 кэВ 23 МэВ) доминирующим эффектом взаимодействия является эффект Комптона. Поскольку электронам азота и кислорода при рассеянии на них фотонов передается энергия, намного превосходящая их энергии связи, эти электроны считаются свободными. Для излучения, испускаемого радионуклидомСо-60(Е = 1,33 МэВ), максимальная энергия, передаваемая комптоновским электронам, равна 0,9 МэВ. Именно эти электроны ионизируют молекулы азота и кислорода и имеют максимальный пробег, равный 3,4 м. Поэтому –излучение называется косвенно ионизирующим.

Экспозиционная доза X является ионизационным эквивалентом энергии, переданной –квантами массе m сухого воздуха, находящегося при нормальных физических условиях (273 К; 0,1 МПа ). Средняя энергия электрона ε, необходимая для создания одной пары ионов в воздухе, равна 33,85 эВ. Число пар ионов (положительных и отрицательных зарядов), созданных на длине пробега, определяется отношением начальной энергии комптоновского электрона к значению ε и для данного случая составляет 2,6·104.Единицей экспозиционной дозы в системе СИ является Кл/кг. Более употребительной единицей является 1 рентген (сокращенно 1 Р). При ее определении используется физическая система единиц. В соответствии с этой системой областью передачи энергии - излучения является объем воздуха, равный 1 cм3, а заряд электрона измеряется в электростатических единицах (е =4,8·10-10 эл.ст.ед. заряда). Единице экспозиционной дозы 1 Р соответствует образование за пределами рассматриваемого объема одной электростатической единицы заряда в результате полного торможения комптоновских электронов, образующихся в этом объеме и вылетающих из него. Используя соотношение между единицами заряда в этих системах (1 Кл = 3·109 эл.ст.ед.), а также плотность воздуха при нормальных физических условиях (ρв =1,293·10-3 г/см3), получим, что 1 Кл/кг равен 3880 Р. Полученное значение намного превосходит смертельную дозу, соответствующую однократному наружному облучению всего тела (600 Р), поэтому применение специальной единицы экспозиционной дозы является более удобным. Кроме того, практически все имеющиеся дозиметры калиброваны именно в этих единицах. Применение ионизационных камер для измерения экспозиционной дозы позволяет решать практические задачи дозиметрии рентгеновского и гамма излучения, так как процесс ионизация воздуха хорошо моделирует ионизацию воды и мышечной ткани(ионизация пропорциональна поглощенной энергии и слабо зависит от мощности излучения).

С появлением всѐ более мощных источников, а также с появлением таких задач, как изучение действия на плотные конструкционные материалы пучков заряженных частиц, возникла необходимость в использовании понятия поглощенная доза. Единицы измерения поглощенной дозы - Грей (Гр [Дж/кг]) и внесистемная единица рад (100 эрг/г,10-2Гр.) Название «рад» является акронимом термина «radiationabsorbeddose».

Определим объемный энергетический эквивалент рентгена, т.е. энергию -излучения, переданную воздуху, находящемуся в объеме 1 см3. Найдем число пар ионов, создаваемых на длине пробега комптоновских электронов (полный заряд ионов одного знака, образованных за пределами рассматриваемого объема, равен 1 эл.ст.ед. заряда). Полученное значение следует умножить на среднюю энергию образования пары ионов и результат перевести в энергетические единицы физической системы. Соотношение между единицей энергии в системе СИ (Джоуль) и специальной единицей (эВ) определяется зарядом электрона1,62·10-19 Кл. Поэтому 1 эВ равен1,62·10-19Дж.Переход к энергетической единице в физической системе (1 Дж = 107 эрг, 1 эВ =1,602·10-12 эрг) осуществляется по соотношению: 2,8·109 пар ионов/Р 33,85 эВ/пар ионов1,62·10-12 эрг/эВ=0,113 эрг/Р.

При таком определении единицы экспозиционной дозы и ее энергетического эквивалента области передачи и поглощения энергии имеют существенно разные пространственные масштабы Упрощение измерений возникающего заряда возможно при условии электронного равновесия, совмещающем указанные области в пределах объема в 1 см3. Для этой цели источник-излучения и объем, в котором измеряется заряд ионов, разделяют слоем воздуха, толщина которого равна или превосходит максимальный пробег образующихся в данном слое комптоновских электронов. В результате энергия последних компенсирует энергию электронов, образующихся в измерительном объеме и вылетающих из него. Если создано условие электронного равновесия, то экспозиционной дозе, равной 1 рентген, будет соответствовать заряд в 1 эл.ст.ед., возникающий в единичном объеме воздуха. Кроме того, изменяется размерность энергетического эквивалента (1 Р = 0,113 эрг/см3). Для перехода к массовому энергетическому эквиваленту следует разделить приведенное значение на плотность ρв воздуха при нормальных физических условиях, что дает: 1 Р = 87,3 эрг/г и 1 Р = 0,873 рад. Следует отметить, что энергетический эквивалент рентгена для воды и биологической ткани равен 93 эрг/г, т.е. является еще более близким к единице поглощенной дозы 1 рад. Поскольку в процессах взаимодействия рентгеновского и –излучения с воздухом и биологическими материалами много общего, то существует линейная пропорциональность между экспозиционной и поглощенной дозами.

Массовый эквивалент позволяет оценить энергию - излучения, которая соответствует наружному облучению смертельной экспозиционной дозой взрослого человека стан-

дартной массы в 70 кг (600 Р тождественны 367 Дж). Полученный результат наглядно показывает степень зависимости биологической опасности от энергетического потенциала воздействия на организм, поскольку энергия, равная 367 Дж, содержится в чайной ложке горячего кофе. Исключительно высокая биологическая опасность ионизирующих излучений объясняется передачей больших порций энергии на уровне клеточного ядра. Например, значение ε = 33,85 эВ в 1300 раз выше, чем средняя энергия теплового движения при комнатной температуре. Можно сравнить действие на организм ножа и одеяла, равной массы и падающих с одинаковой высоты.

Величина поглощенной зоны не определяет полностью биологическое действие и тяжесть возможных поражений. Дополнительно вводится понятие эквивалентной дозы, представляющей собой произведение поглощенной дозы на средний коэффициент качества излучения. Для рентгеновского излучения коэффициент качества принимается равным единице. Тяжесть возможных поражений при облучении альфа-частицами значительно выше. Так как альфа частицы отличаются наиболее быстрым поглощением (например, одеждой), то альфа-облучение возможно и наиболее биологически опасно при поступлении радиоактивных веществ внутрь организма (при внутреннем облучении). Степень биологической опасности различных частиц тем выше, чем выше плотность ионизации, создаваемой в тканях организма. В качестве единиц эквивалентной дозы используют зиверт (Зв, [Дж/кг]) и внесистемная единица бэр (биологический эквивалент рада, 10-3 Зв).

Для оценки риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела и отдельных органов с учетом их радиочувствительности используется эффективная эквивалентная доза. Она определяется как доза гипотетического одномоментного облучения человека, вызывающая такие же биологические эффекты, что и подобная доза протяженного во времени или фракционированного облучения. Единицей измерения, как и в случае эквивалентной дозы, является зиверт.

При расчете эффективной эквивалентной дозы используются взвешивающие коэффициенты для тканей и органов, так как ткани организма различаются в части чувствительности к излучению. Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной эквивалентной дозы:

- Лѐгкие 0,12;

- Костныймозг0,12( красный);

- Толстый кишечник (прямая, сигмовидная, нисходящая кишка) 0,12;

- Желудок 0,12;

- Печень 0,05;

- Гонады 0,20;

- Молочная железа 0,05;

- Щитовидная железа 0,05;

- Мочевой пузырь – 0,05;

- Пищевод – 0,05;

- Кожа. Клетки костных поверхностей – 0,01;

- Остальные органы (надпочечники, головной мозг, слепая, восходящая и поперечно ободочная кишка, тонкий кишечник, почки, мышечная ткань, поджелудочная железа, селезёнка, вилочковая железа, матка) – 0,05.

 

Коллективная эффективная эквивалентная доза измеряется в человеко-Зивертах(чел-Зв)используется при оценке вероятных последствий воздействия на популяцию. Так как периоды полураспада радионуклидов сильно различаются, то ожидаемые в нескольких поколениях последствия увеличения радиоактивного фона оценивают с помощью ожидаемой (полной) коллективной эффективной эквивалентной дозы.

Нормы радиационной безопасности (НРБ в редакции 1999 года применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения. НРБ являются основополагающим документом. Требования по обеспечению радиационной безопасности в НРБ регламентируют нормы и требования в зависимости от обстоятельств облучения:

-в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников излучения;

-облучение от природных источников;

-при медицинском облучении;

-в результате радиационной аварии.

Главными нормируемыми величинами являются основные пределы доз (предельно допустимые дозы облучения) - это величина годовой эффективной и эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность предполагаемых стохастических эффектов находится при этом на стохастическом уровне. Все остальные ограничения, установленные НРБ, определяются из того, чтобы не были превышены дозовые пределы, исходя из суммы как внешнего, так и внутреннего облучения. Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий.

На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения. В НРБ устанавливаются следующие категории лиц:

-население;

-персонал - лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б); основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны 0,25 значений для персонала группы А.

 

Основные пределы доз

Нормируемые величины	Пределы доз
	Персонал* (группа А)	Население
Эффективная доза	20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, ноне более 50 мЗв в год	1 мЗв в год всреднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5мЗв в год
Эквивалентная доза за год в:
хрусталике глаза	150 мЗв	15 мЗв
коже	500 мЗв	50мЗв
кистях и стопах	500 мЗв	50мЗв

 

Эффективная доза облучения источниками, образовавшимися из природных радионуклидов в результате деятельности человека (концентрирование, изменение естественной формы нахождения в природе, повышенное космическое излучение), не должна превышать 5 мЗв в год. На основании годовых доз и с учетом всех факторов, влияющих на формирование дозы (период полураспада, скорость естественного выведения, биологические особенности радионуклида и его соединений, скорости их поступления из легких в кровь и проч.), рассчитаны допустимое поступление радионуклидов в организм через органы дыхания, с водой и пищей, допустимое содержание радионуклидов в воздухе.

Санитарная оценка степени загрязнения внешней среды радиоактивными веществами производится на основании допустимой объемной активности и допустимой удельной активности (Гигиенические требования по ограничению облучения населения, за счет природных источников ионизирующего излучения, СП 2.6.1.1292-03).Удельную активность радионуклидов в воде открытых водоемов и в питьевой воде из централизованных систем хозяйственно-питьевого водоснабжения контролируют по суммарным показателям α- и β-активности, а при достоверном превышении значений контрольных уровней, обязательным является определение содержания отдельных радионуклидов. Перечень радионуклидов, подлежащих определению дополнительно (ряда техногенных изотопов), устанавливается с учетом местных условий.

При содержании природных и искусственных радионуклидов в питьевой воде, создающих эффективную дозу меньше 0,1 мЗв в год, не требуется проведения мероприятий по снижению ее радиоактивности. Если вода содержит повышенное количество природных радионуклидов, то предварительная оценка допустимости использования ее для питьевых целей может быть отдана по удельной альфа- (не более 0,1 Бк/кг) и бета- (не более 1Бк/кг) активности.

Предупреждения развития радиационной аварии или ограничение ее последствий

С целью предупреждения развития радиационной аварии или ограничения ее последствий согласно НРБ допускается планируемое повышенное облучение для мужчин старше 30 лет лишь при добровольном письменном согласии, и после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья. Лица, получившие эффективную дозу более 100 мЗв в течение года, при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению свыше 200 мЗв в течение года облучение должно рассматриваться как потенциально опасное.

Для населения в случае радиационной аварии НРБ устанавливают прогнозируемые уровни облучения (доза за 2 суток, Гр), при которых необходимо срочное вмешательство: все тело -1;легкие – 6; кожа – 3; щитовидная железа – 5; хрусталик глаза – 2; гонады – 3; плод - 0,1. Уровень вмешательства при хроническом облучении устанавливаются (при годовой поглощенной дозе, Гр): красный косный мозг - 0,4; гонады - 0,2 хрусталик глаза - 0,1.Радиационные воздействия в медицине Принципы контроля и ограничения радиационных воз-

действий в медицине основаны на получении необходимой диагностической информации или терапевтического эффекта при минимально возможных уровнях облучения. При этом не устанавливаются пределы доз. Минимально значимая активность НРБ устанавливает границы радиоактивности источника, ниже которой не требуется разрешение органов Госсанэпиднадзора на их использование. Эти границы – минимально значимая активность (МЗА) и минимально значимая удельная активность (МЗУА) открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте. Требования НРБ не распространяются на источники излучения, создающие при любых условиях обращения с ними:

-индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв;

-индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже не более 50 мЗв и в хрусталике не более 15 мЗв. Основные санитарные нормы и правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-2000).

ОСПОРБ базируется на НРБ-99 и устанавливают требования по защите людей от вредного радиационного воздействия при всех условиях облучения от источников ионизирующего излучения, на которые распространяется действие НРБ99. Правила являются обязательными при проектировании, строительстве, эксплуатации, реконструкции, перепрофилировании и выводе из эксплуатации радиационных объектов.

ОСПОРБ состоят из разделов:

-радиационная безопасность при воздействии природных источников излучения;

-радиационная безопасность персонала и населения при эксплуатации техногенных источников излучения;

-радиационная безопасность пациентов и населения при медицинском облучении;

-санкции за нарушение требований норм и правил по радиационной безопасности.

Принципы обеспечения радиационной безопасности:

-принцип нормирования – не превышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан;

-принцип обоснования - запрещение всех видов деятельности, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда;

- принцип оптимизации - поддержание на возможно низком достижимом уровне индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц.

Аварии, связанные с взрывами или пожарами, могут привести к неожиданному распространению радионуклидов в окружающей среде. Должен быть выбран способ удаления возникшего в результате этого загрязнения, для чего следует получить консультацию у технически компетентного лица. По мере возможности необходимо иметь рекомендации по работе с радиоактивными отходами после ликвидации аварии и их удалению.

Если в результате аварии произошел или мог произойти выброс радионуклидов в окружающую среду, то согласно местному законодательству об этом следует немедленно поставить в известность соответствующие органы.

 

Практическая часть