ПЛАН

ВСТУП

РОЗДІЛ 1. ХАРАКТЕРИСТИКА ІОНІЗУЮЧИХ ВИПРОМІНЮВАНЬ

1.1 Класифікація та характеристика основних видів техногенного випромінювання

1.2 Джерела штучних іонізуючих випромінювань

1.3 Одиниці вимірювання радіоактивних випромінювань

РОЗДІЛ 2. ДІЯ ТЕХНОГЕННОГО ІОНІЗУЮЧОГО ВИПРОМІНЮВАННЯ НА ОРГАНІЗМ ЛЮДИНИ

2.1 Біологічна дія іонізуючого випромінювання

2.2 Гостра і хронічна променева хвороба

2.3 Опромінення і репродуктивна функція людини

2.4 Онкогенні наслідки опромінення людини

2.5 Опромінення і тривалість життя людини

РОЗДІЛ 3. ДОЗИМЕТРИЧНИЙ КОНТРОЛЬ ТА ЗАХИСТ ДОВКІЛЛЯ ВІД ІОНІЗУЮЧИХ ВИПРОМІНЮВАНЬ

3.1 Методи визначення іонізуючих випромінювань

3.2 Класифікація дозиметричних приладів

3.3 Прилади для радіаційної розвідки і контролю радіоактивного забруднення

3.4 Захист від іонізуючих випромінювань

ВИСНОВКИ

СПИСОК ВИКОРИСТАНИХ ДЖЕРЕЛ

ВСТУП

Іонізуючі випромінювання існували на Землі ще задовго до появи на ній людини. Проте вплив іонізуючих випромінювань на організм людини був виявлений лише наприкінці XIX ст. з відкриттям французького вченого А.Беккереля, а потім дослідженнями П'єраі Марії Кюрі явища радіоактивності.

Термін "іонізуюче випромінювання" характеризує будь-яке випромінювання, яке прямо або посередньо викликає іонізацію оточуючого середовища (утворення позитивно та негативно заряджених іонів).

Особливістю іонізуючих випромінювань є те, що всі вони відзначаються високою енергією і викликають зміни в біологічній структурі клітин, які можуть призвести до їх загибелі. На іонізуючі випромінювання не реагують органи чуття людини, що робить їх особливо небезпечними.

Іонізуюче випромінювання існує протягом всього періоду існування Землі, воно розповсюджується в космічному просторі. Вплив іонізуючого випромінювання на організм людини почав досліджуватися після відкриття явища радіоактивності у 1896 р. французьким вченим Анрі Беккерелем, а потім досліджений Марією та П'єром Кюрі, які в 1898 році прийшли до висновку, що випромінювання радію є результатом його перетворення в інші елементи. Характерним прикладом такого перетворення є ланцюгова реакція перетворення урану-238 у стабільний нуклід свинцю-206.

На кожному етапі такого перетворення вивільняється енергія, яка далі передається у вигляді випромінювань. Відкриттю Беккереля та дослідженню Кюрі передувало відкриття невідомих променів, які у 1895 році німецький фізик Вільгельм Рентген назвав Х-про-менями, а в подальшому, в його честь, названо рентгенівськими.

Перші ж дослідження радіоактивних випромінювань дали змогу встановити їх небезпечні властивості. Про це свідчить те, що понад 300 дослідників, які проводили експерименти з цими матеріалами, померли внаслідок опромінення.

Мета роботи полягає в тому, щоб проаналізувати особливості впливу техногенно-іонізуючих випромінювань та захист від них.

Завдання роботи:

1. дати характеристику іонізуючих випромінювань;

2. проаналізувати дію техногенного іонізуючого випромінювання на організм людини;

3. проаналізувати проведення дозиметричного контролю та захисту довкілля від іонізуючих випромінювань.

РОЗДІЛ 1. ХАРАКТЕРИСТИКА ІОНІЗУЮЧИХ ВИПРОМІНЮВАНЬ

1.1 Класифікація та характеристика основних видів техногенного випромінювання

Поняття "іонізуюче випромінювання" об'єднує різноманітні види, різні за своєю природою, випромінювання. Подібність їх полягає в тому, що усі вони відрізняються високою енергією, мають властивість іонізувати і руйнувати біологічні об'єкти.

Іонізуюче випромінювання — це будь-яке випромінювання, взаємодія якого із середовищем призводить до утворення електричних зарядів різних знаків.

Штучними джерелами іонізуючих випромінювань є ядерні реактори, прискорювачі заряджених частинок, рентгенівські установки, штучні радіоактивні ізотопи, прилади засобів зв'язку високої напруги тощо. Як природні, так і штучні іонізуючі випромінювання можуть бути електромагнітними (фотонними або квантовими) і корпускулярними. Корпускулярне — потік елементарних частинок .із масою спокою, відмінною від нуля, що утворюються при радіоактивному розпаді, ядерних перетвореннях, або генеруються на прискорювачах. Це а і b частки, нейтрони, протони та ін.

Фотонне — потік електромагнітних коливань, що поширюється у вакуумі з постійною швидкістю 300 000 км/с. Це у -випромінювання і рентгенівське випромінювання.

Вони різняться умовами утворення і властивостями: довжиною хвилі й енергією. До фотонного випромінювання належить й ультрафіолетове випромінювання — найбільш короткохвильова частина спектра сонячного світла (довжина хвилі 400*10-9м).

Випромінювання характеризуються за своєю іонізуючою і проникаючою спроможностями. Іонізуюча спроможність випромінювання визначається питомою іонізацією, тобто числом пар іонів, що утворюються частинкою в одиниці об'єму, маси середовища або на одиниці довжини шляху. Різноманітні види випромінювань мають різноманітну іонізуючу спроможність. Проникаюча спроможність випромі-^ нювань визначається розміром пробігу, тобто шляхом, пройденим часткою в речовині до її повного зникнення.

Класифікація іонізуючих випромінювань, яка враховує їх природу, наведена на рис. 1.1.

Рис. 1.1. Класифікація іонізуючих випромінювань

Рентгенівське випромінювання виникає в результаті зміни стану енергії електронів, що знаходяться на внутрішніх оболонках атомів, і має довжину хвилі (1000 - 1)10^-12 м. Це випромінювання є сукупністю гальмівного та характеристичного випромінювання, енергія фотонів котрих не перевищує 1 МеВ.

Характеристичним називають фотонне випромінювання з дискретним спектром, що виникає при зміні енергетичного стану атома.

Гальмівне випромінювання - це фотонне випромінювання з неперервним спектром, котре виникає при зміні кінетичної енергії заряджених частинок.

Рентгенівські промені проходять тканини людини наскрізь.

Гамма (γ)-випромінювання виникають при збудженні ядер атомів або елементарних частинок. Довжина хвилі (1000 - 1)10^-15м.

Джерелом g-випромінювання є ядерні вибухи, розпад ядер радіоактивних речовин, вони утворюються також при проходженні швидких заряджених частинок крізь речовину. Завдяки значній енергії, що знаходиться в межах від 0,001 до 5 МеВ у природних радіоактивних речовин та до 70 МеВ при штучних ядерних реакціях, це випромінювання може іонізувати різні речовини, а також характеризується великою проникаючою здатністю, γ-випромінювання проникає крізь великі товщі речовини. Поширюється воно зі швидкістю світла і використовується в медицині для стерилізації приміщень, апаратури, продуктів харчування.

Альфа (а)-випромінювання - іонізуюче випромінювання, що складається з ос-частинок (ядер гелію), які утворюються при ядерних перетвореннях і рухаються зі швидкістю близько до 20000 км/с. Енергія ос-частинок - 2-8 МеВ. Вони затримуються аркушем паперу, практично не здатні проникати через шкіряний покрив. Тому а-частинки не несуть серйозної небезпеки доти, доки вони не потраплять всередину організму через відкриту рану або через кишково-шлунковий тракт разом із їжею, а-частинки проникають в повітря на 10-11 см від джерела, а в біологічних тканинах на 30-40 мкм.

Бета (β) -випромінювання - це електронне та позитронне іонізуюче випромінювання з безперервним енергетичним спектром, що виникає при ядерних перетвореннях. Швидкість β-частинок близька до швидкості світла. Вони мають меншу іонізуючу і більшу проникаючу здатність у порівнянні з α-частинками. β-частинки проникають в тканини організму на глибину до 1-2 см, а в повітрі - на декілька метрів. Вони повністю затримуються шаром ґрунту товщиною 3 см.

Потоки нейтронів та протонів виникають при ядерних реакціях, їх дія залежить від енергії цих частинок.

Контакт з іонізуючим випромінюванням являє собою серйозну небезпеку для життя та здоров'я людини.

Однак при виконанні певних технічних та організаційних заходів цей вплив можна звести до безпечного.

Енергію частинок іонізуючого випромінювання вимірюють у позасистемних одиницях електрон-вольтах, еВ. 1 еВ = 1,6-10*¹ джоуля (Дж).

1.2 Джерела штучних іонізуючих випромінювань

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.

1. Випродування ядерної зброї. Прямим наслідком дії Договору про припинення випробування ядерної зброї в трьох середовищах з'явилося зниження кількості радіоактивних опадів, що випадають повсюдно на нашій планеті. Зменшилося і радіоактивне забруднення рослинності, включаючи сільськогосподарські культури. Однак радіоізотопи з тривалим періодом напіврозпаду продовжують накопичуватися в ґрунті і надходити в рослинний світ.

При атомних вибухах утворюються продукти розподілу ядерного палива, що часто називають частинками розподілу, і наведена активність; у навколишнє середовище надходить і деяку кількість самих матеріалів, що розщеплюються.

При вибуху термоядерних пристроїв додатково виникає радіоактивний ¹⁴С.

Частинки розподілу - складна суміш радіоактивних речовин, що утворяться при розподілі атомних ядер. Ядра атомів ²³⁵U або ²³⁸Рu розщеплюються з утворенням 80 різних частинок. Останні починають негайно розпадатися. У результаті виникає складна суміш продуктів розподілу з 200 різних ізотопів 36 хімічних елементів, періоди напіврозпаду яких знаходяться в межах від 1 з до 1,57-107 років. По характері випромінювання майже всі радіоактивні ізотопні розподіли відносяться до β або β і γ-випромінювачам.

Найбільше потенційно небезпечними осколками через їхнє активне включення в біологічний цикл і великий період напіврозпаду вважають Sr і Cs.

З численної групи радіоактивних ізотопів, що утворяться при ядерних вибухах, що веде місце в додатковому до природного радіаційного тла опромінення людини займають такі радіонукліди, як ³Н, ¹⁴С, ⁸⁹Sr, ⁹⁰Sr, ⁹⁵Zr, ⁹⁵Nb, ¹⁰⁶Ru, ¹³¹І, ¹³⁷Cr, ¹⁴⁰Ba, ¹⁴⁴Ba, ²³⁹Pu.

2. Підприємства по видобутку, переробці й одержанню матеріалів, що розщеплюються, і штучних радіоактивних речовин - потенційні джерела забруднення навколишнього середовища. Це підприємства атомної промисловості: уранові рудники і гідрометалургійні заводи по одержанню збагаченого урану (уранового концентрату), заводи по очищенню уранових концентратів, експериментальні й енергетичні реактори, заводи з виробництва ядерного пального.

До відходів, що виникають при видобутку уранової руди, відносяться шахтні води, рудні відвали і рудничне повітря. Вміст урану в шахтних водах досягає 0,3-10 мг/л, радію - 0,2-3,7 Бк/л. У рудних відвалах утримуються соті частки відсотка урану, радію - від 5х10^-10 г/г. Унаслідок вимивання і вітрової ерозії відвали можуть ставати джерелами забруднення навколишньої території. Рудничне повітря, що надходить в атмосферу при вентилюванні шахт, може містити підвищена кількість радону і його продуктів.

Основними відходами гідрометалургійних заводів є рудні пульпи, що складаються з песковой шламової фракції. У пісках, що скидаються, і шламах вміст урану складає 0,02-0,028%, радію - (2-3)х10^-10 г/г.

З газовими викидами гідрометалургійних підприємств в атмосферне повітря можуть надходити радон, аэрозоли урану, радію (при видаленні вентиляційного повітря з ділянок здрібнювання руди, сушіння, прокалки і фасовки уранового концентрату) і т.д.

На заводах по очищенню уранових концентратів (або збагачення урану) у процесі виробництва утвориться до 5,7 м³ рідких відходів на 1 т збагаченого урану. Газоподібні викиди цих заводів можуть містити гексафторид урану й урановмісні пил і дим від хімічних процесів і механічної обробки металевого урану.

При експлуатації атомних електростанцій і експериментальних реакторів утворяться газоподібні, рідкі і тверді радіоактивні відходи. Радіоактивні гази й аэрозоли виникають у результаті опромінення газів і аэрозолей повітря нейтронами в зоні реактора.

Процеси одержання ядерного пального супроводжуються утворенням газоподібних відходів, основна активність яких обумовлена присутністю в них радіойоду.

Джерелами рідких радіоактивних відходів реакторів можуть служити вода або будь-які розчини, застосовувані як теплоносії. У цьому випадку наведена активність, що виникає в теплоносії першого контуру, буває обумовлена захопленням нейтронів атомами елементів, що надходять у теплоносія в результаті процесу корозії елементів конструкцій. Іншим джерелом рідких відходів є басейни витримки тепловиділяючих елементів (ТВЕЛ), використовувані для підвідного збереження що відробили ТВЭЛ. Вода басейнів може забруднюватися продуктами розподілу при порушенні цілості оболонок ТВЕЛІВ, домішками, що потрапили на оболонки, і іншими матеріалами, що попадають у воду басейну при розвантаженні реактора. До рідких відходів відносяться також стічні води санітарних пропускників і спецпрачечных, а також води після дезактивації устаткування і приміщень.

На заводах з виробництва ядерного пального насамперед видаляють оболонки ТВЕЛ, а потім паливо розчиняють і роблять екстракцію урану і плутонію. При здійсненні зазначених операцій виникають рідкі радіоактивні відходи в значних обсягах з питомою активністю до 1 Ки/л і більш.

3. Установи, підприємства і лабораторії, що використовують радіоактивні речовини в технології виробничого процесу. До цієї групи потенційних джерел радіоактивного забруднення навколишнього середовища відносяться: "гарячі" лабораторії, радіоізотопні лабораторії і радіологічні відділення медичних установ, лабораторії науково-дослідних інститутів, де проводяться роботи в області біології і сільського господарства з використанням відкритих радіоактивних речовин, радіоізотопні лабораторії в промисловості і т.д..

У залежності від характеру технологічного процесу, здійснюваного в "гарячих" лабораторіях (фасовка радіоактивних речовин, виконання експериментів з опроміненими на реакторах матеріалами, виготовленням радіоактивних препаратів і т.д. ), вони можуть бути джерелами газоподібних, рідких і твердих радіоактивних відходів з високим змістом у них різноманітних радіоактивних ізотопів.

При застосуванні відкритих радіоактивних речовин у медичній практиці можливе утворення газоподібних, рідких і твердих радіоактивних відходів (повітря, вилучений з боксів і витяжних шаф; виділення хворих; респіратори однократного використання, фільтрувальна папера й ін.).

У лабораторіях сільськогосподарського профілю утворяться відходи у формі стебел, листя, плодів і інших супутніх матеріалів.

Слід зазначити, що обсяг і питома активність відходів зазначеної групи об'єктів (за винятком "гарячих" лабораторій) порівняно невеликі в порівнянні з відходами підприємств, що відносяться до другої групи потенційних джерел забруднень навколишнього середовища.

Наявність природних і техногенних джерел іонізуючих випромінювань визначає можливість реального опромінення людей.

Для попередження несприятливої дії іонізуючих випромінювань на організм здійснюється гігієнічне регламентування опромінення людини, що є найважливішим заходом у системі забезпечення радіаційної безпеки працюючих і населення.

1.3 Одиниці вимірювання радіоактивних випромінювань

Серед різноманітних видів іонізуючих випромінювань, як уже зазначалося вище, надзвичайно важливими при вивченні питання небезпеки для здоров'я і життя людини є випромінювання, що виникають в результаті розпаду ядер радіоактивних елементів, тобто радіоактивне випромінювання.

Щоб уникнути плутанини в термінах, варто пам'ятати; що радіоактивні випромінювання, незважаючи на їхнє величезне значення, є одним з видів іонізуючих випромінювань. Радіонукліди утворюють випромінювання в момент перетворення одних атомних ядер в інші. Вони характеризуються періодом напіврозпаду (від секунд до млн років), активністю (числом радіоактивних перетворень за одиницю часу), що характеризує їх іонізуючу спроможність. Активність у міжнародній системі (СВ) вимірюється в беккерелях (Бк), а позасистемною одиницею є кюрі (Кі). Один Кі = 37 х 109 Бк. Міра дії іонізуючого випромінювання в будь-якому середовищі залежить від енергії випромінювання й оцінюється дозою іонізуючого випромінювання. Останнє визначається для повітря, речовини і біологічної тканини. Відповідно розрізняють * експозиційну, * поглинену та * еквівалентну дози іонізуючого випромінювання.

Експозиційна доза характеризує іонізуючу спроможність випромінювання в повітрі, вимірюється в кулонах на 1 кг (Кл/кг); позасистемна одиниця — рентген (Р); 1 Кл/кг — 3,88 х 103Р. За експозиційною дозою можна визначити потенційні можливості іонізуючого випромінювання.

Поглинута доза характеризує енергію іонізуючого випромінювання, що поглинається одиницею маси опроміненої речовини. Вона вимірюється в. греях Гр (1 Гр-1 Дж/кг). Застосовується і позасистемна одиниця рад (1 рад — 0,01Гр= 0,01 Дж/кг).

Доза, яку одержує людина, залежить від виду випромінювання, енергії, щільності потоку і тривалості впливу. Проте поглинута доза іонізуючого випромінювання не враховує того, що вплив на біологічний об'єкт однієї і тієї ж дози різних видів випромінювань неоднаковий. Щоб врахувати цей ефекту введено поняття еквівалентної дози.

Еквівалентна доза є мірою біологічного впливу випромінювання на конкретну людину, тобто індивідуальним критерієм небезпеки, зумовленим іонізуючим випромінюванням. За одиницю вимірювання еквівалентної дози прийнятий зіверт (Зв). Зіверт дорівнює поглинутій дозі в 1 Дж/кг (для рентгенівського та а, b випромінювань). Позасистемною одиницею служить бер (біологічний еквівалент рада). 1 бер = 0,01 Зв.

Кінцевий результат поглинання організмом іонізуючого проміння залежить від багатьох чинників, але насамперед — від кількості енергії, яка виділилася в ньому.

Тому у дозиметрії основним поняттям є "поглинута доза" D (часто його скорочують до одного слова "доза"). Вона визначається як відношення всієї поглинутої енергії Е до маси речовини т, у якій вона спричинила іонізацію і радіоліз (радіаційний розклад) молекул: D = Elm (Дж/кг = Гр).

Одиницею дози є грей, названий на честь англійського фізика С. Грея, одного із засновників радіаційної дозиметрії.

Якщо людина отримує дозу 1 Гр, то в кожному кілограмі її тіла іонізуючі агенти виділять енергію 1 Дж. Стільки ж енергії виділяє камінь масою 1 кг, впавши з висоти 10 см. Тому може видатися, що це незначна енергія і шкідливі наслідки малоймовірні, адже тіло нагріється лише на 0,00024 °С.

На жаль, це не так, і така доза негативно позначається на здоров'ї. Причиною є особлива токсичність вторинних продуктів дії радіації, своєрідне біологічне посилення фізичної дії іонізуючого випромінювання .

З огляду на особливості всіх видів випромінювання можна чекати різної шкідливості однакових доз кожного з них. Експерименти підтверджують це припущення: поглинутий тілом джоуль енергії а-частинок майже у 10 разів шкідливіший від аналогічної енергії (3-частинок чи у-променів. Тому вважають, що коефіцієнт якості (фактично, шкідливості) а-частинок ka = 10, а pi-частинок і у-променів відповідно kg = 1, k = 1.

Якщо врахувати цю неоднакову "ефективність" різних іонізуючих агентів, то можна запровадити "ближчу до суворої прози життя" так звану еквівалентну дозу, її позначають Н і вимірюють у зівертах (Зв), названих так на честь шведського вченого Р. Зіверта.

Тут використано припущення, що біодії окремих агентів лише додаються, а не перемножуються з додатковим посиленням їх спільної дії. Експерименти свідчать, що суттєві відхилення від формули (9.3) і припущення про підсумовування спостерігаються рідко. Причиною відхилень може бути аномальний стан особи, приймання нею наркотиків, інтенсивне куріння тютюну та інші негативні впливи індивідуального характеру. Зіверт не став загальновживаною і поширеною одиницею. Традиційно дотепер використовується бер (біологічний еквівалент рада). Не розглядатимемо деталей його появи і причини такої назви, а тільки зазначимо, що зіверт у сто разів більший за бер, отже, 1 Зв = 100 бер.

Окрім еквівалентної дози існує ще "детальніша" ефективна еквівалентна доза, яка теж вимірюється у зівертах, але додатково враховує під час повного опромінення тіла велику вразливість статевих органів і червоного кісткового мозку та значно меншу решти тіла. Надалі ми використовуватимемо лише зіверт і бер. Хоч зв'язку з дозою в берах (Зв) та рівнем пошкодження особи радіацією не встановлено так добре, як для лабораторних тварин, та все ж за роки ближчого знайомства (як правило, небажаного, під час аварій) з іонізуючим випромінюванням вчені поступово нагромадили достатньо інформації

РОЗДІЛ 2. ДІЯ ТЕХНОГЕННОГО ІОНІЗУЮЧОГО ВИПРОМІНЮВАННЯ НА ОРГАНІЗМ ЛЮДИНИ

2.1 Біологічна дія іонізуючого випромінювання

Людина зазнає опромінення двома способами — зовнішнім та внутрішнім. Якщо радіоактивні речовини знаходяться поза організмом і опромінюють його ззовні, то у цьому випадку говорять про зовнішнє опромінення. А якщо ж вони знаходяться у повітрі, яким дихає людина, або у їжі чи воді і потрапляють всередину організму через органи дихання та кишково-шлунковий тракт, то таке опромінення називають внутрішнім. .

Перед тим, як потрапити до організму людини, радіоактивні речовини проходять складний маршрут у навколишньому середовищі, і це необхідно враховувати при оцінці доз опромінення, отриманих від того чи іншого джерела.

Внутрішнє опромінення в середньому становить 2/3 ефективної еквівалентної дози опромінення, яку людина одержує від природних джерел радіації. Воно надходить від радіоактивних речовин, що потрапили в організм з їжею, водою чи повітрям. Невеличка частина цієї дози припадає на радіоактивні ізотопи (типу вуглець-14, тритій), що утворюються під впливом космічної радіації. Все інше надходить від джерел земного походження. В середньому людина одержує близько 180 мкЗв/рік за рахунок калію-40, який засвоюється організмом разом із нерадіоактивним ізотопом калію, що є необхідним для життєдіяльності людини. Проте значно більшу дозу внутрішнього опромінення людина одержує від нуклідів радіоактивного, ряду урану-238 і в меншій кількості від радіонуклідів ряду торію-232.

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.

Згідно з одними поглядами, іонізація атомів і молекул, що виникає під дією випромінювання, веде до розірвання зв'язків у білкових молекулах, що призводить до загибелі клітин і поразки всього організму. Згідно з іншими уявленнями, у формуванні біологічних наслідків іонізуючих випромінювань відіграють роль продукти радіолізу води, яка, як відомо, становить до 70% маси організму людини.

При іонізації води утворюються вільні радикали Н⁺ та ОН^-, а в присутності кисню — пероксидні сполуки, що є сильними окислювачами. Останні вступають у хімічну взаємодію з молекулами білків та ферментів, руйнуючи їх, в результаті чого утворюються сполуки, не властиві живому організму. Це призводить до порушення обмінних процесів, пригноблення ферментних і окремих функціональних систем, тобто порушення життєдіяльності всього організму.

Специфічність дії іонізуючого випромінювання полягає в тому, що інтенсивність хімічних реакцій, індуційованих вільними радикалами, підвищується, й у них втягуються багато сотень і тисячі молекул, не порушених опроміненням. Таким чином, ефект дії іонізуючого випромінювання зумовлений не кількістю поглинутої об'єктом, що опромінюється, енергії, а формою, в якій ця енергія передається. Жоден інший вид енергії (теплова, електрична та ін.), що поглинається біологічним об'єктом у тій самій кількості, не призводить до таких змін, які спричиняє іонізуюче випромінювання.

Також необхідно відзначити деякі особливості дії іонізуючого випромінювання на організм людини:

- органи чуття не реагують на випромінювання;

- малі дози випромінювання можуть підсумовуватися і накопичуватися в організмі (кумулятивний ефект);

- випромінювання діє не тільки на даний живий організм, але і на його спадкоємців (генетичний ефект);

- різні органи організму мають різну чутливість до випромінювання.

Найсильнішого впливу зазнають клітини червоного кісткового мозку, щитовидна залоза, легені, внутрішні органи, тобто органи, клітини яких мають високий рівень поділу. При одній і тій самій дозі випромінювання у дітей вражається більше клітин, ніж у дорослих, тому що у дітей всі клітини перебувають у стадії поділу.

Небезпека різних радіоактивних елементів для людини визначається спроможністю організму їх поглинати і накопичувати.

Радіоактивні ізотопи надходять всередину організму з пилом, повітрям, їжею або водою і поводять себе по-різному: деякі ізотопи розподіляються рівномірно в організмі людини (тритій, вуглець, залізо, полоній), деякі накопичуються в кістках (радій, фосфор, стронцій), інші залишаються в м'язах (калій, рубідій, цезій), накопичуються в щитовидній залозі (йод), у печінці, нирках, селезінці (рутей, полоній, ніобій) тощо.

Ефекти, викликані дією іонізуючих випромінювань (радіації), систематизуються за видами ушкоджень і часом прояву. За видами ушкоджень їх поділяють на три групи: соматичні, соматико-стохатичні (випадкові, ймовірні), генетичні. За часом прояву виділяють дві групи — ранні (або гострі) і пізні. Ранні ураження бувають тільки соматичні. Це призводить до смерті або променевої хвороби. Постачальником таких часток є в основному ізотопи, що мають коротку тривалість життя, у-випромінювання, потік нейтронів.

Формами променевої хвороби є гостра та хронічна. Гостра форма виникає в результаті опромінення великими дозами за короткий проміжок часу. При дозах порядку тисяч рад ураження організму може бути миттєвим. Хронічна форма розвивається в результаті тривалого опромінення, що перевищує гранично допустимі дози (ГДД). Більш віддаленими наслідками променевого ураження можуть бути променеві катаракти, злоякісні пухлини та інше.

Для вирішення питань радіаційної безпеки населення передусім викликають інтерес ефекти, що спостерігаються при малих дозах опромінення — порядку декілька сантизиверів на годину, що реально трапляються при практичному використанні атомної енергії. У нормах радіаційної безпеки НРБУ-97, введених 1998 p., як одиниця часу використовується рік або поняття річної дози опромінення. Це викликано, як зазначалося раніше, ефектом накопичення "малих" доз і їхнього сумарного впливу на організм людини.

Існують різноманітні норми радіоактивного зараження: разові, сумарні, гранично допустимі та інше. Всі вони описані в спеціальних довідниках.

ГДД загального опромінення людини вважається доза, яка у світлі сучасних знань не повинна викликати значних ушкоджень організму протягом життя.

ГПД для людей, які постійно працюють з радіоактивними речовинами, становить 2 бер на рік. При цій дозі не спостерігається соматичних уражень, проте достовірно поки невідомо, яким чином реалізуються канцерогенний і генетичний ефекти дії. Цю дозу слід розглядати як верхню межу, до якої не варто наближатися.

Згідно з одними поглядами, іонізація атомів і молекул, що виникає під дією випромінювання, веде до розірвання зв'язків у білкових молекулах, що призводить до загибелі клітин і поразки всього організму. Згідно з іншими уявленнями, у формуванні біологічних наслідків іонізуючих випромінювань відіграють роль продукти радіолізу води, яка, як відомо, становить до 70% маси організму людини. При іонізації води утворюються вільні радикали Н+ та ОН-, а в присутності кисню — пероксидні сполуки, що є сильними окислювачами. Останні вступають у хімічну взаємодію з молекулами білків та ферментів, руйнуючи їх, в результаті чого утворюються сполуки, не властиві живому організму. Це призводить до порушення обмінних процесів, пригноблення ферментних і окремих функціональних систем, тобто порушення життєдіяльності всього організму.

Вплив радіоактивного випромінювання на організм людини можна уявити в дуже спрощеному вигляді таким чином. Припустімо, що в організмі людини відбувається нормальний процес травлення, їжа, що надходить, розкладається на більш прості сполуки, які потім надходять через мембрану усередину кожної клітини і будуть ви­користані як будівельний матеріал для відтворення собі подібних, для відшкодування енергетичних витрат на транспортування речовин і їхню переробку. Під час потрап­ляння випромінювання на мембрану відразу ж порушуються молекулярні зв'язки, ато­ми перетворюються в іони. Крізь зруйновану мембрану в клітину починають надходи­ти сторонні (токсичні) речовини, робота її порушується. Якщо доза випромінювання невелика, відбувається рекомбінація електронів, тобто повернення їх на свої місця. Молекулярні зв'язки відновлюються, і клітина продовжує виконувати свої функції. Якщо ж доза опромінення висока або дуже багато разів повторюється, то електрони не встигають рекомбінувати; молекулярні зв'язки не відновлюються; виходить з ладу велика кількість клітин; робота органів розладнується; нормальна життєдіяльність організму стає неможливою.

Специфічність дії іонізуючого випромінювання полягає в тому, що інтенсивність хімічних реакцій, індуційованих вільними радикалами, підвищується, й у них втягуються багато сотень і тисячі молекул, не порушених опроміненням. Таким чином, ефект дії іонізуючого випромінювання зумовлений не кількістю поглинутої об'єктом, що опромінюється, енергії, а формою, в якій ця енергія передається. Ніякий інший вид енергії (теплова, електрична та ін.), що поглинається біологічним об'єктом у тій самій кількості, не призводить до таких змін, які спричиняє іонізуюче випромінювання.

Також необхідно відзначити деякі особливості дії іонізуючого випромінювання на організм людини:

* органи чуття не реагують на випромінювання;

* малі дози випромінювання можуть підсумовуватися і накопичуватися в організмі (кумулятивний ефект);

* випромінювання діє не тільки на даний живий організм, але і на його, спадкоємців (генетичний ефект);

* різні організми мають різну чутливість до випромінювання.

Найсильнішого впливу зазнають клітини червоного кісткового мозку, щитовидна залоза, легені, внутрішні органи, тобто органи, клітини яких мають високий рівень поділу. При одній і тій самій дозі випромінювання у дітей вражається більше клітин, ніж у дорослих, тому у дітей всі клітини перебувають у стадії поділу.

Небезпека різних радіоактивних елементів для людини визначається спроможністю організму їх поглинати і накопичувати.

Радіоактивні ізотопи надходять всередину організму з пилом, повітрям, їжею або водою і поводять себе по-різному: *деякі ізотопи розподіляються рівномірно в організмі людини (тритій, вуглець, залізо, полоній), * деякі накопичуються в кістках (радій, фосфор, стронцій), *інші залишаються в м'язах (калій, рубідій, цезій), * накопичуються в щитовидній залозі (йод), у печінці, нирках, селезінці (рутеній, полоній, ніобій) тощо.

Ефекти, викликані дією іонізуючих випромінювань (радіації), систематизуються за видами ушкоджень і часом прояву. За видами ушкоджень їх поділяють на три групи: соматичні, соматико-стохатичні (випадкові, ймовірні), генетичні. За часом прояву виділяють дві групи —' ранні (або гострі) і пізні. Ранні ураження бувають тільки соматичні. Це призводить до смерті або променевої хвороби. Постачальником таких часток є в основному ізотопи, що мають коротку тривалість життя, y - випромінювання, потік нейтронів.

Гостра форма виникає в результаті опромінення великими дозами за короткий проміжок часу. При дозах порядку тисяч рад ураження організму може бути миттєвим. Хронічна форма розвивається в результаті тривалого опромінення дозами, що перевищують ліміти дози (ЛД). Більш віддаленими наслідками променевого ураження можуть бути променеві катаракти, * злоякісні пухлини та інше.

Для вирішення питань радіаційної безпеки населення передусім викликають інтерес ефекти, що спостерігаються при малих дозах опромінення — порядку декілька сантизиверів на годину, що реально трапляються при практичному використанні атомної енергії. У нормах радіаційної безпеки НРБУ-97, введених 1998 p., як одиниці часу використовується рік або поняття річної дози опромінення. Це викликано, як зазначалося раніше, ефектом накопичення "малих" доз і їхнього сумарного впливу на організм людини.

Існують різноманітні норми радіоактивного зараження: разові, сумарні, гранично припустимі та інше. Всі вони описані в спеціальних довідниках.

ЛД загального опромінення людини вважається доза, яка у світлі сучасних знань не повинна викликати значних ушкоджень організму протягом життя.

2.2 Гостра і хронічна променева хвороба

Якщо під час розгляду можливого впливу радіонуклідних забруднень на мікроорганізми, рослини і тварини основну увагу приділяють стану популяцій цих організмів, то щодо людини наслідки такого впливу розглядають в іншому аспекті. У цьому випадку основний інтерес становлять не популяційні, а індивідуальні ефекти; недоля населення, що проживає на певних забруднених територіях у цілому, а стан здоров'я його окремих представників від людей старших поколінь, які вже давно вийшли з репродуктивного віку, до ще не народжених нащадків батьків, що зазнають опромінення. Це значно утруднює оцінку впливу радіонуклідів на людину і визначення безпечних для неї доз випромінювання [3].

Розглянемо особливості зовнішнього опромінення людини, шляхи надходження радіонуклідів в організм, поглинені дози випромінювання при різних рівнях забруднення територій і вплив його в таких дозах на здоров'я людей.

При зовнішньому опроміненні людини можна майже цілком вилучити радіонуклідні джерела важких частинок, альфа- і бета-випромінювання середніх (помірних) і низьких (менш ніж 1 МеВ) енергій. Такі види випромінювання не можуть проникати крізь одяг і шкірні покриви людини. Тому можливими джерелами зовнішнього опромінення залишаються тільки бета-випромінювання високих енергій і гамма-випромінювання .

Стосовно внутрішнього опромінення людини від радіонуклідів (гарячих частинок) можна виділити два основних шляхи їх надходження в організм: 1) разом із пилом через органи дихання; 2) разом із рідиною та їжею через травний канал. Можливість надходження радіонуклідів в організм людини таким шляхом значною мірою залежить від того, чи вжито будь-яких запобіжних заходів ("чистота" напоїв і продуктів харчування), чи ні. До ефективних запобіжних заходів належить також використання спеціального одягу і взуття, що робить мінімальним потрапляння до організму радіонуклідів крізь порізи, подряпини, шкіру. У разі дотримання всіх запобіжних заходів надходження радіонуклідів у організм можна знизити до 10 % і більше тієї їх кількості, що потрапляє в організм людей за відсутності такої профілактики. В останньому випадку можна вважати, що до організму буде надходити (особливо разом із молоком і овочами) кількість радіонуклідів, яка подвоює дозу випромінювання від зовнішніх гамма-джерел. Тому потужність поглиненої дози випромінювання зовнішніх джерел й інкорпорованих радіонуклідів для людини, що постійно перебуває на забруднених територіях, становить близько 0,01—0,02 Гр/рік (1—2 рад/рік) за поверхневої активності радіонуклідів 3,7 • 10¹⁰ Бк/км² (1—5 Кі/км²). Очевидно, що такі слабкі дози випромінювання не здатні призводити до променевої хвороби в людини, тим більше до смерті.

Ознаки гострої променевої хвороби внаслідок загального одноразового опромінення починають виявлятися в дорослих людей за поглинених доз 2 — 2,5 Гр і більше, а в разі хронічного опромінювання — 1,5 Гр. Летальний кінець унаслідок загального гострого зовнішнього опромінення спостерігається при поглинених дозах, що перевищують 3—3,5 Гр. Такі дози мали місце у воєнний час (у жителів Хіросіми і Нагасакі) в аварійних ситуаціях (у ліквідаторів, що працювали на даху четвертого блока ЧАЕС). Проте такі випадки є винятковими і належать до компетенції не радіоекологів, а фахівців із радіаційної медицини. За потужності поглиненої дози випромінювання 10 Гр/рік (що відповідає поверхневій активності радіонуклідів близько 3,7 • 10¹³ Бк/км², або 10² Кі/км², і нижче) можливі два види наслідків (хоча немає будь-яких відомостей про стан здоров'я людей, які прожили на територіях із таким ступенем забруднення майже рік). По-перше, це хронічна променева хвороба, по-друге, онкологічні захворювання, особливо в разі потрапляння радіонуклідів в організм, і генетичні ефекти [13].

Вважають, що хронічна променева хвороба може розвинутись за потужності еквівалентної дози випромінювання 0,001 — 0,005 Зв/добу (0,1 — 0,5 бер/добу) і сумарних доз 0,7 — 1,0 Зв (70 – 100 бер) і вище. Для цього потрібно прожити не менше ніж рік на території із забрудненням

радіонуклідами понад 3,7 • 10¹² Бк/км² (10² Кі/км²), не вживаючи ніяких запобіжних заходів. Своєрідність хронічної променевої хвороби полягає в тому, що у тканинах, які активно проліферують завдяки інтенсивним процесам клітинного відновлення, тривалий час зберігається нормальна структура. Водночас такі стабільні системи, як нервова, м'язова, серцево-судинна й ендокринна, відповідають на хронічний вплив складним комплексом фізіологічних реакцій і повільним наростанням дистрофічних змін у їх тканинах. Походження цих змін та їхні механізми досі не вивчено. їх виявляють рефлекторним шляхом, у відповідь на вплив різних подразників, у тому числі на додаткове опромінення. Ступінь і характер різних проявів хронічної променевої хвороби залежать від індивідуальних особливостей організму хворого і його пристосувальних реакцій. Після опромінення настає період відновлення — переважання репаративних процесів у найбільш уражених йонізуючим випромінюванням тканинах, а також нормалізація функціонального стану інших систем (наприклад, імунної), іноді з тим чи іншим ступенем їхньої недостатності.

Інша форма хронічної променевої хвороби може бути зумовлена тривалим опромінюванням різних ділянок тіла внаслідок зовнішнього впливу чи дії інкорпорованих радіонуклідів із вибірковим розподілом. Клінічна картина такої форми променевої хвороби може варіювати з переважанням локальних змін уражених тканин над реакціями загального характеру.

Якщо потужність поглиненої дози випромінювання становить 0,001 Гр/добу (0,1 рад/добу) і менше, ніяких проявів променевої патології виявити не вдається. Про це свідчать результати медичного обстеження великих колективів працівників атомних підприємств і населення, евакуйованого після вибуху сховища радіоактивних відходів у 1957 р. на Південному Уралі, а також населення, яке проживає на забруднених радіонуклідами внаслідок аварії на ЧАЕС територіях України, Білорусі, Росії.

Розглянемо висновки щодо змін в організмі залежно від потужності еквівалентної дози при хронічному опромінюванні, які було зроблено групою лікарів під керівництвом О. К. Гуськової, на основі результатів обстеження 3220 опромінених осіб і 612 осіб, які ніколи не піддавалися опроміненню [13].

За еквівалентної дози випромінювання до 0,15 — 0,3 Зв, або 15 — 30 бер (потужність дози менша ніж 2 * 10^-4 Зв/добу, або 2-Ю"² бер/добу), ніяких відмінностей від контрольної групи не виявлено. Якщо ж потужність еквівалентної дози зростає до 2 * 10^-4 Зв/добу (2 * 10"² бер/добу), а сумарна доза наближається до 0,3 — 0,5 Зв (30—50 бер), то приблизно в 2 рази частіше, ніж у контрольній групі, можуть спостерігатися артеріальна гіпотензія й помірна брадикардія. Частіше, ніж у контролі, і не завжди відповідно до ступеня навантаження спостерігається реакція кровообігу на зміну положення тіла, фізичне навантаження і тепловий вплив, а також на посилену вентиляцію. Мають місце також деякі порушення капілярного кровообігу і потовиділення. Змінюються тип і амплітуда реовазографічних кривих. Отже, при наведених рівнях доз ніяких специфічних для опромінення змін в організмі людини не виявляють, хоча, вірогідно, збільшується кількість осіб із лабільнішою, ніж у людей, що не зазнали опромінення, регуляцією кровообігу. Ці зміни мають пристосувальний характер, чому відповідають нормальні загальне самопочуття і працездатність, а також деякі об'єктивні показники, що виявляють під час обстеження. Усе це дає підставу вважати, що в разі зовнішнього хронічного опромінювання потужність поглиненої дози менша ніж 0,1 — 0,35 Гр/рік (10 — 35 рад/рік) на стан здоров'я людей не впливає.

Починаючи з поглиненої дози 0,7 — 1,5 Гр (70 — 150 рад), при загальному хронічному опромінюванні поступово розвиваються деяке пригнічення секреторних функцій і ферментативної активності секрету травних залоз, зміни моторики шлунка і кишок. Це також реакції невровісцерального характеру, що поряд з іншими змінами вегетативної нервової системи не є характерними тільки для променевого ураження. Такі відхилення добре компенсовані і не супроводжуються будь-якими розладами травлення. Якщо сумарні еквівалентні дози при хронічному опромінюванні перевищують 1,5—4 Зв (150 — 400 бер), розлади нервової регуляції секреції травних залоз змінюються стійким її пригніченням. Спостерігається сухість у горлі внаслідок згасання секреторної діяльності залоз ротової порожнини; виникають вогнищеві субатрофічні процеси у слизових оболонках порожнини рота, шлунка і кишок. Ніяких порушень у загальному обміні речовин, у тому числі пов'язаних із функцією печінки, при дозах, менших ніж 4 Зв (400 бер), у разі хронічного опромінювання виявити не вдається [13].

У діапазоні еквівалентних доз 0,15 — 0,7 Зв (15 — 70 бер) функціональні порушення нервової діяльності мають рефлекторний характер, що часто супроводжується залученням до відповідної реакції інших систем (насамперед серцево-судинної й ендокринної), що відповідають за адаптацію. Всі особи, що зазнали загального хронічного опромінювання в діапазоні потужності поглинених доз 10^-4 — 5 * 10^-4 Гр/добу (0,01—0,05 рад/добу) чи еквівалентних доз 0,05 — 0,15 Зв/рік (5 — 15 бер/рік), залишаються здоровими і працездатними, а частота окремих скарг і відхилень у загальному неврологічному стані є не більшою, ніж у контролі. Ознаки деякої функціональної недостатності нервової діяльності спостерігаються лише при підвищенні потужності еквівалентної дози в разі хронічного опромінювання і досягненні загальної еквівалентної дози до 0,7 — 1,5 Зв (70 — 150 бер).

У великої кількості осіб (понад 1000), які обслуговували експериментальні реактори й зазнавали протягом кількох років опромінювання за потужності поглиненої дози 0,001 —0,01 Гр/рік (0,1 — 1 рад/рік), не було виявлено будь-яких відмінностей від контролю за показниками периферичної крові і порушень у стані кісткового мозку. Деякі зрушення в картині крові зареєстровано лише в частини осіб, що зазнали опромінювання дозою 0,001 Гр/добу (0,1 рад/добу) і більше. Значення таких відхилень від норми не з'ясовано. Багато вчених оцінюють їх як такі, що перебувають у межах звичайної фізіологічної варіабельності. При хронічному опромінюванні за потужності поглиненої дози 0,001 —0,01 Гр/добу (0,1 — 1 рад/добу) іноді виявляють ознаки посилення проліферативної активності клітин кісткового мозку. Можливо, що це також стосується адаптивної відповіді організму на деструкцію найбільш радіочутливих клітин кровотворної тканини, звичайно їй властивої.

Зазначені зрушення у кровотворній тканині стають стійкішими тільки в разі збільшення потужності поглиненої дози при хронічному опромінюванні до 0,01—0,1 Гр/добу (1 —10 рад/добу), а загальної дози — до десятків грей (кількох сотень рад). Це стосується і лімфатичних вузлів, і еритробластичного кровотворення [3].

Таким чином, хронічне опромінювання за потужності поглиненої дози 0,0001 Гр/добу (0,01 рад/добу) протягом кількох років не призводить до будь-яких змін у кровотворній системі, адже кровотворна система належить до систем, у яких зменшення потужності дози опромінення завжди зумовлює переважання відновних процесів, завдяки чому малі відхилення в її функціях відбуваються без віддалених патологічних наслідків.

2.3 Опромінення і репродуктивна функція людини

Хронічний вплив випромінювання на статеві залози відомий в основному за результатами експериментів із різними лабораторними тваринами і значно меншою мірою — зі спостережень за людьми. Результати в обох випадках добре узгоджуються між собою.

Можна вважати, що в людини потужність поглиненої дози випромінювання 0,001 Гр/добу (0,1 рад/добу) через 1—2 роки призводить до зміни формули еякуляту і несталих дегенеративно-дистрофічних явищ у вигляді атрофії яєчок. Сумарна доза досягає в цих випадках 1—2,25 Гр (100 — 225 рад). Якщо потужність дози становить 0,005 — 0,1 Гр/добу (0,5—10 рад/добу), можна очікувати помітного зниження кількості активних сперматозоонів у еякуляті і зменшення маси яєчок, що потім змінюється поступовим відновленням нормального стану статевих залоз. Розвиток стійкої необоротної чоловічої стерильності можливий лише в осіб, що зазнали опромінення на ділянку яєчок (наприклад, під час променевої терапії) унаслідок поглинання дози до 30—40 Гр. Проте, якщо рефлекторні механізми статевого акту в чоловіків цілком сформувалися до опромінення, вони істотно не порушуються навіть у разі настання променевої стерильності. Причинами настання імпотенції звичайно є загальні гормонально-нервові розлади, що супроводжують хронічне опромінювання. Закономірності ураження і динаміки відновлення сперматогенезу відповідають закономірностям більшої чутливості до опромінення менш зрілих і менш диференційованих клітин органів, що формуються, і тканин [13].

На відміну від сперматогенезу, при оогенезі практично всі яйцеклітини, що містяться в яєчниках жінок, виникають ще в ембріональний період розвитку, а потім лише дозрівають. Тому, починаючи від потужності поглиненої дози випромінювання близько 0,01 Гр/добу (1 рад/добу), відбувається лише зменшення кількості первинних фолікулів яєчника, ступінь якого помітно не прогресує внаслідок щоденного зростання поглиненої дози випромінювання до 0,1 Гр (10 рад). Для виникнення жіночої стерильності сумарна поглинена доза випромінювання для яєчників має бути досить великою — близько 10 Гр (1000 рад). Проте жіноча стерильність набуває необоротного характеру внаслідок загибелі всіх первинних фолікулів, що мають приблизно однакову радіочутливість. Гормональні порушення, що впливають на цикли розвитку первинних фолікулів, можуть спостерігатися вже в разі потужності поглиненої дози випромінювання 0,001—0,01 Гр/добу (0,1 — 1 рад/добу) і сумарної дози у кілька десятих грея (десятків рад). Це, очевидно, майже не впливає на репродуктивну здатність організму жінок. Усі автори, що описують функцію статевого апарату жінок, які зазнали хронічного опромінювання за потужності поглинених доз 0,00001 —0,0001 Гр/добу (0,001—0,01 рад/добу) і сумарних поглинених доз близько 0,4 Гр (40 рад), констатують незначні і порівняно рідкі зміни тривалості менструального циклу без будь-яких істотних відхилень у перебігу вагітностей, пологів і часу настання клімаксу. Стан немовлят у таких матерів також не відрізняється від норми. Це пов'язане як із внутрішньоутробним "добором" ушкоджених яйцеклітин, так і з досить високою їх стійкістю до опромінення порівняно, наприклад, з ембріонами у віці 2—3 місяців.

2.4 Онкогенні наслідки опромінення людини

Розглянемо такі наслідки опромінення, як злоякісні пухлини різного гістогенезу, насамперед лейкоз.

Граничні дози при загальному опроміненні, а також такі, що найчастіше спричинюють лейкоз, дуже близькі за значенням для різних джерел зовнішнього опромінення. Що більша потужність дози, то вища ймовірність розвитку лейкозу. Чітка залежність розвитку лейкозу від потужності дози випромінювання є, таким чином, першою особливістю онкогенної дії випромінювання. У разі загального опромінення розвиток пухлинних процесів в органах кровотворення зумовлений як неспецифічною онкогенною дією йонізуючого випромінювання, пов'язаною зі складними ендокринними перебудовами, так і безпосереднім його впливом на репродукцію клітин крові. Поєднання обох обставин пояснює той факт, що лейкоз спостерігається частіше від інших, спричинених опроміненням злоякісних новоутворень [3].

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

Піддіапазони	Позиція ручки перемикача	Шкала	Одиниця вимірювання	Межі вимірювань	Час встановлення показників, с
1	200	0—200	р/год	5—200	10
2	х1000	0—5	мр/год	500—5000	10
3	х100	0—5	мр/год	50—500	30
4	х10	0—5	мр/год	5—50	45
5	х1	0—5	мр/год	0,5—5	45
6	х0,1	0—5	мр/год	0,05—0,5	45

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

Положення перемикачів піддіапазонів		Діапазони вимірювань і шкали приладу		Положення перемикачів піддіапазонів		Діапазони шкали вимірювань приладу
мкР/год	с-1	експози­ційної дози, мкР/год	потоку гамма-випроміню-вань, с"1	мкР/год	с-1	експози­ційної дози, мкР/год	потоку гамма-випроміню-вань, с-1
30	100	0—30	0—30	100	3 000	0—1000	0—3 000
100	300	0—100	0—300	3 000	10 000	0—3000	0—10 000
300	1000	0—300	0—1000

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.