Захист довкілля від іонізуючого випромінювання

ПЛАН
ВСТУП
РОЗДІЛ 1.ХАРАКТЕРИСТИКА ІОНІЗУЮЧИХ ВИПРОМІНЮВАНЬ
1.1 Класифікація тахарактеристика основних видів техногенного випромінювання
1.2 Джерела штучних іонізуючих випромінювань
1.3 Одиниці вимірювання радіоактивних випромінювань
РОЗДІЛ 2. ДІЯ ТЕХНОГЕННОГО ІОНІЗУЮЧОГО ВИПРОМІНЮВАННЯ НАОРГАНІЗМ ЛЮДИНИ
2.1 Біологічна дія іонізуючоговипромінювання
2.2 Гостра і хронічна променева хвороба
2.3 Опромінення ірепродуктивна функція людини
2.4 Онкогенні наслідкиопромінення людини
2.5 Опромінення ітривалість 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 контролюрадіоактивного забруднення
3.4 Захист від іонізуючих випромінювань
ВИСНОВКИ
СПИСОК ВИКОРИСТАНИХ ДЖЕРЕЛ
ВСТУП
Іонізуючівипромінювання існували на Землі ще задовго до появи на ній людини. Проте впливіонізуючих випромінювань на організм людини був виявлений лише наприкінці XIX ст. з відкриттям французькоговченого А.Беккереля, а потім дослідженнями П'єраі Марії Кюрі явищарадіоактивності.
Термін "іонізуюче випромінювання"характеризуєбудь-яке випромінювання, яке прямо або посередньо викликає іонізацію оточуючогосередовища (утворення позитивно та негативно заряджених іонів).
Особливістю іонізуючих випромінювань є те, що всі вонивідзначаються високою енергією і викликають зміни в біологічній структуріклітин, які можуть призвести до їх загибелі. На іонізуючі випромінювання нереагують органи чуття людини, що робить їх особливо небезпечними.
Іонізуюче випромінювання існує протягом всього періодуіснування Землі, воно розповсюджується в космічному просторі. Вплив іонізуючоговипромінювання на організм людини почав досліджуватися після відкриття явищарадіоактивності у 1896 р. французьким вченим Анрі Беккерелем, а потімдосліджений Марією та П'єром Кюрі, які в 1898 році прийшли до висновку, щовипромінювання радію є результатом його перетворення в інші елементи.Характерним прикладом такого перетворення є ланцюгова реакція перетворенняурану-238 у стабільний нуклід свинцю-206.
На кожному етапі такого перетворення вивільняється енергія,яка далі передається у вигляді випромінювань. Відкриттю Беккереля тадослідженню Кюрі передувало відкриття невідомих променів, які у 1895 році німецькийфізик Вільгельм Рентген назвав Х-про-менями, а в подальшому, в його честь,названо рентгенівськими.
Перші ж дослідження радіоактивних випромінювань дали змогувстановити їх небезпечні властивості. Про це свідчить те, що понад 300дослідників, які проводили експерименти з цими матеріалами, померли внаслідокопромінення.
Мета роботиполягає в тому, щоб проаналізувати особливості впливу техногенно-іонізуючихвипромінювань та захист від них.
Завдання роботи:
1)  дати характеристикуіонізуючих випромінювань;
2)  проаналізувати діютехногенного іонізуючого випромінювання на організм людини;
3)  проаналізувати проведеннядозиметричного контролю та захисту довкілля від іонізуючих випромінювань.
РОЗДІЛ1.ХАРАКТЕРИСТИКА ІОНІЗУЮЧИХВИПРОМІНЮВАНЬ1.1 Класифікаціята характеристика основних видів техногенного випромінювання
Поняття "іонізуючевипромінювання" об'єднує різноманітні види, різні за своєю природою,випромінювання. Подібність їх полягає в тому, що усі вони відрізняються високоюенергією, мають властивість іонізувати і руйнувати біологічні об'єкти.
Іонізуючевипромінювання — це будь-яке випромінювання, взаємодія якого із середовищемпризводить до утворення електричних зарядів різних знаків.
Штучнимиджерелами іонізуючих випромінювань є ядерні реактори, прискорювачі зарядженихчастинок, рентгенівські установки, штучні радіоактивні ізотопи, прилади засобівзв'язку високої напруги тощо. Як природні, так і штучні іонізуючі випромінюванняможуть бути електромагнітними (фотонними або квантовими) і корпускулярними. Корпускулярне — потік елементарнихчастинок .із масою спокою, відмінною від нуля, що утворюються прирадіоактивному розпаді, ядерних перетвореннях, або генеруються на прискорювачах.Це а і b частки, нейтрони, протони та ін.
Фотонне — потікелектромагнітних коливань, що поширюється у вакуумі з постійною швидкістю 300000 км/с. Це у -випромінювання і рентгенівське випромінювання.
Вони різняться умовамиутворення і властивостями: довжиною хвилі й енергією. До фотонноговипромінювання належить й ультрафіолетове випромінювання — найбільшкороткохвильова частина спектра сонячного світла (довжина хвилі 400*10-9м).
Випромінюванняхарактеризуються за своєю іонізуючою і проникаючою спроможностями. Іонізуючаспроможність випромінювання визначається питомою іонізацією, тобто числом паріонів, що утворюються частинкою в одиниці об'єму, маси середовища або наодиниці довжини шляху. Різноманітні види випромінювань мають різноманітнуіонізуючу спроможність. Проникаюча спроможність випромі-^ нювань визначаєтьсярозміром пробігу, тобто шляхом, пройденим часткою в речовині до її повногозникнення.
Класифікація іонізуючих випромінювань, яка враховує їхприроду, наведена на рис. 1.1.
/>
Рис. 1.1. Класифікація іонізуючих випромінювань
Рентгенівське випромінювання виникає в результаті змінистану енергії електронів, що знаходяться на внутрішніх оболонках атомів, і маєдовжину хвилі (1000 — 1)10-12 м. Це випромінювання є сукупністюгальмівного та характеристичного випромінювання, енергія фотонів котрих неперевищує 1 МеВ.
Характеристичним називають фотонневипромінювання з дискретним спектром, що виникає при зміні енергетичного стануатома.
Гальмівне випромінювання — це фотонне випромінювання знеперервним спектром, котре виникає при зміні кінетичної енергії зарядженихчастинок.
Рентгенівські промені проходять тканини людини наскрізь.
Гамма (γ)-випромінювання виникають призбудженні ядер атомів або елементарних частинок. Довжина хвилі (1000 — 1)10-15м.
Джерелом g-випромінювання є ядерні вибухи, розпад ядер радіоактивних речовин, вониутворюються також при проходженні швидких заряджених частинок крізь речовину.Завдяки значній енергії, що знаходиться в межах від 0,001 до 5 МеВ у природнихрадіоактивних речовин та до 70 МеВ при штучних ядерних реакціях, цевипромінювання може іонізувати різні речовини, а також характеризується великоюпроникаючою здатністю, γ-випромінювання проникає крізь великі товщіречовини. Поширюється воно зі швидкістю світла і використовується в медицинідля стерилізації приміщень, апаратури, продуктів харчування.
Альфа (а)-випромінювання— іонізуюче випромінювання, щоскладається з ос-частинок (ядер гелію), які утворюються при ядернихперетвореннях і рухаються зі швидкістю близько до 20000 км/с. Енергіяос-частинок — 2-8 МеВ. Вони затримуються аркушем паперу, практично не здатніпроникати через шкіряний покрив. Тому а-частинки не несуть серйозної небезпекидоти, доки вони не потраплять всередину організму через відкриту рану або черезкишково-шлунковий тракт разом із їжею, а-частинки проникають в повітря на 10-11см від джерела, а в біологічних тканинах на 30-40 мкм.
Бета (β) -випромінювання — це електронне та позитроннеіонізуюче випромінювання з безперервним енергетичним спектром, що виникає приядерних 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 вповітрі — на декілька метрів. Вони повністю затримуються шаром ґрунту товщиною3 см.
Потоки нейтронів та протонів виникають при ядерних реакціях,їх дія залежить від енергії цих частинок.
Контакт з іонізуючим випромінюваннямявляє собою серйозну небезпеку для життя та здоров'я людини.
Однак при виконанні певних технічних та організаційнихзаходів цей вплив можна звести до безпечного.
Енергію частинокіонізуючого випромінювання вимірюють у позасистемних одиницях електрон-вольтах,еВ. 1 еВ = 1,6-10*1 джоуля (Дж).1.2 Джерелаштучних іонізуючих випромінювань
До техногеннихджерел іонізуючих випромінювань відносяться:
— іспиту ядерноїзброї;
— підприємства повидобутку, переробці й одержанню матеріалів, що розщеплюються, і штучнихрадіоактивних ізотопів;
— установи, підприємстваі лабораторії, що використовують радіоактивні речовини в технології виробничихпроцесів.
1. Випродування ядерної зброї. Прямим наслідком дії Договорупро припинення випробування ядерної зброї в трьох середовищахз'явилося зниження кількості радіоактивних опадів, що випадають повсюдно нанашій планеті. Зменшилося і радіоактивне забруднення рослинності, включаючисільськогосподарські культури. Однак радіоізотопи з тривалим періодомнапіврозпаду 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; унавколишнє середовище надходить і деяку кількість самих матеріалів, щорозщеплюються.
При вибуху термоядернихпристроїв додатково виникає радіоактивний 14С.
Частинки розподілу — складна сумішрадіоактивних речовин, що утворяться при розподілі атомних ядер. Ядра атомів 235Uабо 238Рu розщеплюються з утворенням 80 різних частинок. Останні починають негайнорозпадатися. У результаті виникає складна суміш продуктів розподілу з 200різних ізотопів 36 хімічних елементів, періоди напіврозпаду яких знаходяться вмежах від 1 з до 1,57-107 років. По характері випромінювання майже всірадіоактивні ізотопні розподіли відносяться до β або β і γ-випромінювачам.
Найбільше потенційнонебезпечними осколками через їхнє активне включення в біологічний цикл івеликий період напіврозпаду вважають Sr і Cs.
З численної групирадіоактивних ізотопів, що утворяться при ядерних вибухах, що веде місце вдодатковому до природного радіаційного тла опромінення людини займають такірадіонукліди, як 3Н, 14С, 89Sr, 90Sr,95Zr, 95Nb, 106Ru, 131І, 137Cr,140Ba, 144Ba, 239Pu.
2. Підприємства повидобутку, переробці й одержанню матеріалів, що розщеплюються, і штучнихрадіоактивних речовин — потенційні джерела забруднення навколишньогосередовища. Це підприємства атомної промисловості: уранові рудники ігідрометалургійні заводи по одержанню збагаченого урану (урановогоконцентрату), заводи по очищенню уранових концентратів, експериментальні йенергетичні реактори, заводи з виробництва ядерного пального.
До відходів, що виникаютьпри 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 вітровоїерозії відвали можуть ставати джерелами забруднення навколишньої території.Рудничне повітря, що надходить в атмосферупри вентилюванні шахт, може містити підвищена кількість радону і йогопродуктів.
Основними відходамигідрометалургійних заводів є рудні пульпи, що складаються з песковой шламовоїфракції. У пісках, що скидаються, і шламах вміст урану складає 0,02-0,028%, радію — (2-3)х10-10 г/г.
З газовими викидамигідрометалургійних підприємств в атмосферне повітря можуть надходити радон,аэрозоли урану, радію (при видаленні вентиляційного повітря з ділянокздрібнювання руди, сушіння, прокалки і фасовки уранового концентрату) і т.д.
На заводах по очищеннюуранових концентратів (або збагачення урану) у процесі виробництва утворитьсядо 5,7 м3 рідких відходів на 1 т збагаченого урану. Газоподібнівикиди цих заводів можуть містити гексафторид урану й урановмісні пил і дим від хімічних процесів імеханічної обробки металевого урану.
При експлуатації атомнихелектростанцій і експериментальних реакторів утворяться газоподібні, рідкі ітверді радіоактивні відходи. Радіоактивні гази й аэрозоли виникають урезультаті опромінення газів і аэрозолей повітря нейтронами в зоні реактора.
Процеси одержанняядерного пального супроводжуються утворенням газоподібних відходів, основнаактивність яких обумовлена присутністю в них радіойоду.
Джерелами рідкихрадіоактивних відходів реакторів можуть служити вода або будь-які розчини,застосовувані як теплоносії. Уцьому випадку наведена активність, що виникає в теплоносії першого контуру,буває обумовлена захопленням нейтронів атомами елементів, що надходять утеплоносія в результаті процесу корозії елементів конструкцій. Іншим джереломрідких відходів є басейни витримки тепловиділяючих елементів (ТВЕЛ), використовувані для підвідногозбереження що відробили ТВЭЛ. Вода басейнів може забруднюватися продуктамирозподілу при порушенні цілості оболонок ТВЕЛІВ, домішками, щопотрапили на оболонки, і іншими матеріалами, що попадають у воду басейну прирозвантаженні реактора. До рідких відходів відносяться також стічні водисанітарних пропускників і спецпрачечных, а також води після дезактиваціїустаткування і приміщень.
На заводах з виробництваядерного пального насамперед видаляють оболонки ТВЕЛ, а потім паливо розчиняють і роблять екстракцію урану іплутонію. При здійсненні зазначених операцій виникають рідкі радіоактивнівідходи в значних обсягах з питомою активністю до 1 Ки/л і більш.
3. Установи, підприємстваі лабораторії, що використовують радіоактивні речовини в технології виробничогопроцесу. До цієї групи потенційних джерел радіоактивного забрудненнянавколишнього середовища відносяться: «гарячі» лабораторії,радіоізотопні лабораторії і радіологічні відділення медичних установ,лабораторії науково-дослідних інститутів, де проводяться роботи в областібіології і сільського господарства з використанням відкритих радіоактивнихречовин, радіоізотопні лабораторії в промисловості і т.д..
У залежності відхарактеру технологічного процесу, здійснюваного в «гарячих»лабораторіях (фасовка радіоактивних речовин, виконання експериментів зопроміненими на реакторах матеріалами, виготовленням радіоактивних препаратів іт.д. ), вони можуть бути джерелами газоподібних, рідких і твердих радіоактивнихвідходів з високим змістом у них різноманітних радіоактивних ізотопів.
При застосуваннівідкритих радіоактивних речовин у медичній практиці можливе утвореннягазоподібних, рідких і твердих радіоактивних відходів (повітря, вилучений збоксів і витяжних шаф; виділення хворих; респіратори однократного використання,фільтрувальна папера й ін.).
У лабораторіяхсільськогосподарського профілю утворяться відходи у формі стебел, листя, плодіві інших супутніх матеріалів.
Слід зазначити, що обсягі питома активність відходів зазначеної групиоб'єктів (за винятком «гарячих» лабораторій) порівняно невеликі впорівнянні з відходами підприємств, що відносяться до другої групи потенційнихджерел забруднень навколишнього середовища.
Наявність природних ітехногенних джерел іонізуючих випромінювань визначає можливість реальногоопромінення людей.
Для попередженнянесприятливої дії іонізуючих випромінювань на організм здійснюється гігієнічнерегламентування опромінення людини, що є найважливішим заходом у системізабезпечення радіаційної безпеки працюючих і населення.1.3 Одиницівимірювання радіоактивних випромінювань
Середрізноманітних видів іонізуючих випромінювань, як уже зазначалося вище,надзвичайно важливими при вивченні питання небезпеки для здоров'я і життялюдини є випромінювання, що виникають в результаті розпаду ядер радіоактивнихелементів, тобто радіоактивне випромінювання.
Щоб уникнутиплутанини в термінах, варто пам'ятати; що радіоактивні випромінювання,незважаючи на їхнє величезне значення, є одним з видів іонізуючихвипромінювань. Радіонукліди утворюють випромінювання в момент перетворенняодних атомних ядер в інші. Вони характеризуються періодом напіврозпаду (від секунд до млн років),активністю (числом радіоактивних перетворень за одиницю часу), що характеризуєїх іонізуючу спроможність. Активність у міжнародній системі (СВ) вимірюється вбеккерелях (Бк), а позасистемною одиницею є кюрі (Кі). Один Кі = 37 х 109 Бк. Міра дії іонізуючого випромінювання в будь-якомусередовищі залежить від енергії випромінювання й оцінюється дозою іонізуючоговипромінювання. Останнє визначається для повітря, речовини і біологічноїтканини. Відповідно розрізняють * експозиційну, * поглинену та * еквівалентнудози іонізуючого випромінювання.
Експозиційна дозахарактеризує іонізуючу спроможність випромінювання в повітрі, вимірюється вкулонах на 1 кг (Кл/кг); позасистемна одиниця — рентген (Р); 1 Кл/кг — 3,88 х103Р. За експозиційною дозою можна визначити потенційні можливості іонізуючоговипромінювання.
Поглинута дозахарактеризує енергію іонізуючого випромінювання, що поглинається одиницею масиопроміненої 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 набіологічний об'єкт однієї і тієї ж дози різних видів випромінювань неоднаковий.Щоб врахувати цей ефекту введено поняття еквівалентної дози.
Еквівалентна доза є міроюбіологічного впливу випромінювання на конкретну людину, тобто індивідуальнимкритерієм небезпеки, зумовленим іонізуючим випромінюванням. За одиницювимірювання еквівалентної дози прийнятий зіверт (Зв). Зіверт дорівнюєпоглинутій дозі в 1 Дж/кг (для рентгенівського та а, b випромінювань).Позасистемною одиницею служить бер (біологічний еквівалент рада). 1 бер = 0,01Зв.
Кінцевийрезультат поглинання організмом іонізуючого проміння залежить від багатьохчинників, але насамперед — від кількості енергії, яка виділилася в ньому.
Тому у дозиметріїосновним поняттям є «поглинута доза» D (часто його скорочують доодного слова «доза»). Вона визначається як відношення всієїпоглинутої енергії Е до маси речовини т, у якій вона спричинила іонізацію ірадіоліз (радіаційний розклад) молекул: D = Elm (Дж/кг = Гр).
Одиницею дози єгрей, названий на честь англійського фізика С. Грея, одного із засновниківрадіаційної дозиметрії.
Якщо людинаотримує дозу 1 Гр, то в кожному кілограмі її тіла іонізуючі агенти виділятьенергію 1 Дж. Стільки ж енергії виділяє камінь масою 1 кг, впавши з висоти 10см. Тому може видатися, що це незначна енергія і шкідливі наслідкималоймовірні, адже тіло нагріється лише на 0,00024 °С.
На жаль, це нетак, і така доза негативно позначається на здоров'ї. Причиною є особливатоксичність вторинних продуктів дії радіації, своєрідне біологічне посиленняфізичної дії іонізуючого випромінювання .
З огляду наособливості всіх видів випромінювання можна чекати різної шкідливості однаковихдоз кожного з них. Експерименти підтверджують це припущення: поглинутий тіломджоуль 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 цюнеоднакову «ефективність» різних іонізуючих агентів, то можназапровадити «ближчу до суворої прози життя» так звану еквівалентнудозу, її позначають Н і вимірюють у зівертах (Зв), названих так на честь шведськоговченого Р. Зіверта.
Тут використаноприпущення, що біодії окремих агентів лише додаються, а не перемножуються здодатковим посиленням їх спільної дії. Експерименти свідчать, що суттєвівідхилення від формули (9.3) і припущення про підсумовування спостерігаютьсярідко. Причиною відхилень може бути аномальний стан особи, приймання неюнаркотиків, інтенсивне куріння тютюну та інші негативні впливи індивідуальногохарактеру. Зіверт не ставзагальновживаною і поширеною одиницею. Традиційно дотепер використовується бер(біологічний еквівалент рада). Не розглядатимемо деталей його появи і причинитакої назви, а тільки зазначимо, що зіверт у сто разів більший за бер, отже, 1Зв = 100 бер.
Окрімеквівалентної дози існує ще «детальніша» ефективна еквівалентна доза,яка теж вимірюється у зівертах, але додатково враховує під час повногоопромінення тіла велику вразливість статевих органів і червоного кістковогомозку та значно меншу решти тіла. Надалі ми використовуватимемо лише зіверт ібер. Хоч зв'язку з дозою в берах (Зв) та рівнем пошкодження особи радіацією невстановлено так добре, як для лабораторних тварин, та все ж за роки ближчогознайомства (як правило, небажаного, під час аварій) з іонізуючимвипромінюванням вчені поступово нагромадили достатньо інформації
РОЗДІЛ2.ДІЯ ТЕХНОГЕННОГОІОНІЗУЮЧОГО ВИПРОМІНЮВАННЯ НА ОРГАНІЗМ ЛЮДИНИ2.1Біологічна дія іонізуючого випромінювання
Людина зазнаєопромінення двома способами — зовнішнім та внутрішнім. Якщо радіоактивні речовинизнаходяться поза організмом і опромінюють його ззовні, то у цьому випадкуговорять про зовнішнє опромінення. А якщо ж вони знаходяться у повітрі, якимдихає людина, або у їжі чи воді і потрапляють всередину організму через органидихання та кишково-шлунковий тракт, то таке опромінення називають внутрішнім. .
Перед тим, як потрапитидо організму людини, радіоактивні речовини проходять складний маршрут унавколишньому середовищі, і це необхідно враховувати при оцінці дозопромінення, отриманих від того чи іншого джерела.
Внутрішнє опромінення всередньому становить 2/3 ефективної еквівалентної дози опромінення, яку людинаодержує від природних джерел радіації. Воно надходить від радіоактивнихречовин, що потрапили в організм з їжею, водою чи повітрям. Невеличка частинацієї дози припадає на радіоактивні ізотопи (типу вуглець-14, тритій), щоутворюються під впливом космічної радіації. Все інше надходить від джерелземного походження. В середньому людина одержує близько 180 мкЗв/рік за рахуноккалію-40, який засвоюється організмом разом із нерадіоактивним ізотопом калію,що є необхідним для життєдіяльності людини. Проте значно більшу дозувнутрішнього опромінення людина одержує від нуклідів радіоактивного, рядуурану-238 і в меншій кількості від радіонуклідів ряду торію-232.
Під впливом іонізаційного випромінювання атоми і молекулиживих клітин іонізуються, в результаті чого відбуваються складні фізико-хімічніпроцеси, які впливають на характер подальшої життєдіяльності людини.
Згідно з одними поглядами, іонізація атомів і молекул, щовиникає під дією випромінювання, веде до розірвання зв'язків у білковихмолекулах, що призводить до загибелі клітин і поразки всього організму. Згідноз іншими уявленнями, у формуванні біологічних наслідків іонізуючихвипромінювань 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 живомуорганізму. Це призводить до порушення обмінних процесів, пригнобленняферментних і окремих функціональних систем, тобто порушення життєдіяльностівсього 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 порушенихопроміненням. Таким чином, ефект дії іонізуючого випромінювання зумовленийне кількістю поглинутої об'єктом, що опромінюється, енергії, а формою, в якійця енергія передається. Жоден інший вид енергії (теплова, електрична таін.), що поглинається біологічним об'єктом у тій самій кількості, не призводитьдо таких змін, які спричиняє іонізуюче випромінювання.
Також необхідно відзначити деякі особливості дії іонізуючоговипромінювання на організм людини:
— органи чуття не реагують на випромінювання;
— малі дози випромінювання можуть підсумовуватися інакопичуватися в організмі (кумулятивний ефект);
— випромінювання діє не тільки на даний живий організм, але іна його спадкоємців (генетичний ефект);
— різні органи організму мають різну чутливість довипромінювання.
Найсильнішого впливу зазнають клітини червоного кістковогомозку, щитовидна залоза, легені, внутрішні органи, тобто органи, клітини якихмають високий рівень поділу. При одній і тій самій дозі випромінювання у дітейвражається більше клітин, ніж у дорослих, тому що у дітей всі клітиниперебувають у стадії поділу.
Небезпека різних радіоактивних елементів для людинивизначається спроможністю організму їх поглинати і накопичувати.
Радіоактивні ізотопи надходять всередину організму з пилом, повітрям,їжею або водою і поводять себе по-різному: деякі ізотопи розподіляютьсярівномірно в організмі людини (тритій, вуглець, залізо, полоній), деякінакопичуються 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 їхподіляють 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 променевоїхвороби. Постачальником таких часток є в основному ізотопи, що мають короткутривалість життя, у-випромінювання, потік нейтронів.
Формами променевої хвороби є гостра та хронічна. Гостраформа виникає в результаті опромінення великими дозами за короткий проміжокчасу. При дозах порядку тисяч рад ураження організму може бути миттєвим. Хронічнаформа розвивається в результаті тривалого опромінення, що перевищуєгранично допустимі дози (ГДД). Більш віддаленими наслідками променевогоураження можуть бути променеві катаракти, злоякісні пухлини та інше.
Для вирішення питань радіаційної безпеки населення передусімвикликають інтерес ефекти, що спостерігаються при малих дозах опромінення —порядку декілька сантизиверів на годину, що реально трапляються при практичномувикористанні атомної енергії. У нормах радіаційної безпеки НРБУ-97, введених1998 p., як одиниця часувикористовується рік або поняття річної дози опромінення. Це викликано, якзазначалося раніше, ефектом накопичення «малих» доз і їхньогосумарного 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, якау світлі сучасних знань не повинна викликати значних ушкоджень організму протягомжиття.
ГПД для людей, які постійно працюють з радіоактивнимиречовинами, становить 2 бер на рік. При цій дозі не спостерігається соматичнихуражень, проте достовірно поки невідомо, яким чином реалізуються канцерогеннийі генетичний ефекти дії. Цю дозу слід розглядати як верхню межу, до якої неварто наближатися.
Згідно з однимипоглядами, іонізація атомів і молекул, що виникає під дією випромінювання, ведедо розірвання зв'язків у білкових молекулах, що призводить до загибелі клітин іпоразки всього організму. Згідно з іншими уявленнями, у формуванні біологічнихнаслідків іонізуючих випромінювань відіграють роль продукти радіолізу води,яка, як відомо, становить до 70% маси організму людини. При іонізації водиутворюються вільні радикали Н+ та ОН-, а в присутності кисню — пероксиднісполуки, що є сильними окислювачами. Останні вступають у хімічну взаємодію змолекулами білків та ферментів, руйнуючи їх, в результаті чого утворюютьсясполуки, не властиві живому організму. Це призводить до порушення обміннихпроцесів, пригноблення ферментних і окремих функціональних систем, тобтопорушення життєдіяльності всього організму.
Впливрадіоактивного випромінювання на організм людини можна уявити в дуже спрощеномувигляді таким чином. Припустімо, що в організмі людини відбувається нормальнийпроцес травлення, їжа, що надходить, розкладається на більш прості сполуки, якіпотім надходять через мембрану усередину кожної клітини і будуть ви­користаніяк будівельний матеріал для відтворення собі подібних, для відшкодуванняенергетичних витрат на транспортування речовин і їхню переробку. Під часпотрап­ляння випромінювання на мембрану відразу ж порушуються молекулярнізв'язки, ато­ми перетворюються в іони. Крізь зруйновану мембрану в клітинупочинають надходи­ти сторонні (токсичні) речовини, робота її порушується. Якщодоза випромінювання невелика, відбувається рекомбінація електронів, тобтоповернення їх на свої місця. Молекулярні зв'язки відновлюються, і клітинапродовжує виконувати свої функції. Якщо ж доза опромінення висока або дужебагато разів повторюється, то електрони не встигають рекомбінувати; молекулярнізв'язки не відновлюються; виходить з ладу велика кількість клітин; роботаорганів розладнується; нормальна життєдіяльність організму стає неможливою.
Специфічність діїіонізуючого випромінювання полягає в тому, що інтенсивність хімічних реакцій,індуційованих вільними радикалами, підвищується, й у них втягуються багатосотень і тисячі молекул, не порушених опроміненням. Таким чином, ефект діїіонізуючого випромінювання зумовлений не кількістю поглинутої об'єктом, щоопромінюється, енергії, а формою, в якій ця енергія передається. Ніякий іншийвид енергії (теплова, електрична та ін.), що поглинається біологічним об'єктому тій самій кількості, не призводить до таких змін, які спричиняє іонізуючевипромінювання.
Також необхідновідзначити деякі особливості дії іонізуючого випромінювання на організм людини:
* органи чуття нереагують на випромінювання;
* малі дозивипромінювання можуть підсумовуватися і накопичуватися в організмі(кумулятивний ефект);
* випромінюваннядіє не тільки на даний живий організм, але і на його, спадкоємців (генетичнийефект);
* різні організмимають різну чутливість до випромінювання.
Найсильнішоговпливу зазнають клітини червоного кісткового мозку, щитовидна залоза, легені,внутрішні органи, тобто органи, клітини яких мають високий рівень поділу. Приодній і тій самій дозі випромінювання у дітей вражається більше клітин, ніж удорослих, тому у дітей всі клітини перебувають у стадії поділу.
Небезпека різнихрадіоактивних елементів для людини визначається спроможністю організму їхпоглинати і накопичувати.
Радіоактивніізотопи надходять всередину організму з пилом, повітрям, їжею або водою іповодять себе по-різному: *деякі ізотопи розподіляються рівномірно в організмілюдини (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, викликанідією іонізуючих випромінювань (радіації), систематизуються за видами ушкодженьі часом прояву. За видами ушкоджень їх поділяють на три групи: соматичні,соматико-стохатичні (випадкові, ймовірні), генетичні. За часом прояву виділяютьдві групи —' ранні (або гострі) і пізні. Ранні ураження бувають тількисоматичні. Це призводить до смерті або променевої хвороби. Постачальником такихчасток є в основному ізотопи, що мають коротку тривалість життя, y — випромінювання, потік нейтронів.
Гостра формавиникає в результаті опромінення великими дозами за короткий проміжок часу. Придозах порядку тисяч рад ураження організму може бути миттєвим. Хронічна формарозвивається в результаті тривалого опромінення дозами, що перевищують лімітидози (ЛД). Більш віддаленими наслідками променевого ураження можуть бутипроменеві катаракти, * злоякісні пухлини та інше.
Для вирішенняпитань радіаційної безпеки населення передусім викликають інтерес ефекти, щоспостерігаються при малих дозах опромінення — порядку декілька сантизиверів нагодину, що реально трапляються при практичному використанні атомної енергії. Унормах радіаційної безпеки НРБУ-97, введених 1998 p., як одиниці часувикористовується рік або поняття річної дози опромінення. Це викликано, якзазначалося раніше, ефектом накопичення «малих» доз і їхньогосумарного впливу на організм людини.
Існуютьрізноманітні норми радіоактивного зараження: разові, сумарні, граничноприпустимі та інше. Всі вони описані в спеціальних довідниках.
ЛД загальногоопромінення людини вважається доза, яка у світлі сучасних знань не повиннавикликати значних ушкоджень організму протягом життя./>2.2 Гостра і хронічна променева хвороба
Якщо під час розгляду можливого впливу радіонукліднихзабруднень на мікроорганізми, рослини і тварини основну увагу приділяють станупопуляцій цих організмів, то щодо людини наслідки такого впливу розглядають віншому аспекті. У цьомувипадку основний інтерес становлять не популяційні, а індивідуальні ефекти;недоля населення, що проживає на певних забруднених територіях у цілому, а станздоров'я його окремих представників від людей старших поколінь, які вже давновийшли з репродуктивного віку, до ще не народжених нащадків батьків, щозазнають опромінення. Це значно утруднює оцінку впливу радіонуклідів на людинуі визначення безпечних для неї доз випромінювання [3].
Розглянемо особливості зовнішнього опромінення людини, шляхинадходження радіонуклідів в організм, поглинені дози випромінювання при різнихрівнях забруднення територій і вплив його в таких дозах на здоров'я людей.
При зовнішньому опроміненні людини можна майже цілкомвилучити радіонуклідні джерела важких частинок, альфа- і бета-випромінюваннясередніх (помірних) і низьких (менш ніж 1 МеВ) енергій. Такі видивипромінювання не можуть проникати крізь одяг і шкірні покриви людини. Томуможливими джерелами зовнішнього опромінення залишаються тількибета-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 черезтравний канал. Можливість надходження радіонуклідів в організм людини такимшляхом значною мірою залежить від того, чи вжито будь-яких запобіжних заходів («чистота»напоїв і продуктів харчування), чи ні. До ефективних запобіжних заходівналежить також використання спеціального одягу і взуття, що робить мінімальнимпотрапляння до організму радіонуклідів крізь порізи, подряпини, шкіру. У разідотримання всіх запобіжних заходів надходження радіонуклідів у організм можназнизити до 10 % і більше тієї їх кількості, що потрапляє в організм людей завідсутності такої профілактики. В останньому випадку можна вважати, що доорганізму буде надходити (особливо разом із молоком і овочами) кількістьрадіонуклідів, яка подвоює дозу випромінювання від зовнішніх гамма-джерел. Томупотужність поглиненої дози випромінювання зовнішніх джерел й інкорпорованихрадіонуклідів для людини, що постійно перебуває на забруднених територіях,становить близько 0,01—0,02 Гр/рік (1—2 рад/рік) за поверхневої активностірадіонуклідів 3,7 • 1010 Бк/км2 (1—5 Кі/км2).Очевидно, що такі слабкі дози випромінювання не здатні призводити до променевоїхвороби в людини, тим більше до смерті.
Ознаки гострої променевої хвороби внаслідок загальногоодноразового опромінення починають виявлятися в дорослих людей за поглиненихдоз 2 — 2,5 Гр і більше, а в разі хронічного опромінювання — 1,5 Гр. Летальнийкінець унаслідок загального гострого зовнішнього опромінення спостерігаєтьсяпри поглинених дозах, що перевищують 3—3,5 Гр. Такі дози мали місце у воєннийчас (у жителів Хіросіми і Нагасакі) в аварійних ситуаціях (у ліквідаторів, щопрацювали на даху четвертого блока ЧАЕС). Проте такі випадки є винятковими іналежать до компетенції не радіоекологів, а фахівців із радіаційної медицини.За потужності поглиненої дози випромінювання 10 Гр/рік (що відповідає поверхневійактивності радіонуклідів близько 3,7 • 1013 Бк/км2, або102 Кі/км2, і нижче) можливі два види наслідків (хочанемає будь-яких відомостей про стан здоров'я людей, які прожили на територіяхіз таким ступенем забруднення майже рік). По-перше, це хронічна променевахвороба, по-друге, онкологічні захворювання, особливо в разі потрапляннярадіонуклідів в організм, і генетичні ефекти [13].
Вважають, що хронічна променева хвороба може розвинутись запотужності еквівалентної дози випромінювання 0,001 — 0,005 Зв/добу (0,1 — 0,5бер/добу) і сумарних доз 0,7 — 1,0 Зв (70 – 100 бер) і вище. Для цього потрібнопрожити 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, якіактивно 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 хронічнийвплив складним комплексом фізіологічних реакцій і повільним наростаннямдистрофічних змін у їх тканинах. Походження цих змін та їхні механізми досі невивчено. їх виявляють рефлекторним шляхом, у відповідь на вплив різнихподразників, у тому числі на додаткове опромінення. Ступінь і характер різнихпроявів хронічної променевої хвороби залежать від індивідуальних особливостейорганізму хворого і його пристосувальних реакцій. Після опромінення настаєперіод відновлення — переважання репаративних процесів у найбільш ураженихйонізуючим випромінюванням тканинах, а також нормалізація функціонального стануінших систем (наприклад, імунної), іноді з тим чи іншим ступенем їхньоїнедостатності.
Інша форма хронічної променевої хвороби може бути зумовленатривалим опромінюванням різних ділянок тіла внаслідок зовнішнього впливу чи діїінкорпорованих радіонуклідів із вибірковим розподілом. Клінічна картина такоїформи променевої хвороби може варіювати з переважанням локальних змін ураженихтканин над реакціями загального характеру.
Якщо потужність поглиненої дози випромінювання становить0,001 Гр/добу (0,1 рад/добу) і менше, ніяких проявів променевої патологіївиявити не вдається. Про це свідчать результати медичного обстеження великих колективівпрацівників атомних підприємств і населення, евакуйованого після вибуху сховищарадіоактивних відходів у 1957 р. на Південному Уралі, а також населення, якепроживає на забруднених радіонуклідами внаслідок аварії на ЧАЕС територіяхУкраїни, Білорусі, Росії.
Розглянемо висновки щодо змін в організмі залежно відпотужності еквівалентної дози при хронічному опромінюванні, які було зробленогрупою лікарів під керівництвом О. К. Гуськової, на основі результатівобстеження 3220 опромінених осіб і 612 осіб, які ніколи не піддавалисяопроміненню [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"2бер/добу), ніяких відмінностей від контрольної групи не виявлено. Якщо жпотужність 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, можутьспостерігатися артеріальна гіпотензія й помірна брадикардія. Частіше, ніж уконтролі, і не завжди відповідно до ступеня навантаження спостерігаєтьсяреакція кровообігу на зміну положення тіла, фізичне навантаження і тепловийвплив, а також на посилену вентиляцію. Мають місце також деякі порушеннякапілярного кровообігу і потовиділення. Змінюються тип і амплітудареовазографічних кривих. Отже, при наведених рівнях доз ніяких специфічних дляопромінення змін в організмі людини не виявляють, хоча, вірогідно, збільшуєтьсякількість осіб із лабільнішою, ніж у людей, що не зазнали опромінення,регуляцією кровообігу. Ці зміни мають пристосувальний характер, чомувідповідають нормальні загальне самопочуття і працездатність, а також деякіоб'єктивні показники, що виявляють під час обстеження. Усе це дає підставувважати, що в разі зовнішнього хронічного опромінювання потужність поглиненоїдози менша ніж 0,1 — 0,35 Гр/рік (10 — 35 рад/рік) на стан здоров'я людей невпливає.
Починаючи з поглиненої дози 0,7 — 1,5 Гр (70 — 150 рад), призагальному хронічному опромінюванні поступово розвиваються деяке пригніченнясекреторних функцій і ферментативної активності секрету травних залоз, змінимоторики шлунка і кишок. Це також реакції невровісцерального характеру, щопоряд з іншими змінами вегетативної нервової системи не є характерними тількидля променевого ураження. Такі відхилення добре компенсовані і несупроводжуються будь-якими розладами травлення. Якщо сумарні еквівалентні дозипри хронічному опромінюванні перевищують 1,5—4 Зв (150 — 400 бер), розладинервової регуляції секреції травних залоз змінюються стійким її пригніченням.Спостерігається сухість у горлі внаслідок згасання секреторної діяльності залозротової порожнини; виникають вогнищеві субатрофічні процеси у слизовихоболонках порожнини рота, шлунка і кишок. Ніяких порушень у загальному обмініречовин, у тому числі пов'язаних із функцією печінки, при дозах, менших ніж 4Зв (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, щочасто супроводжується залученням до відповідної реакції інших систем(насамперед серцево-судинної й ендокринної), що відповідають за адаптацію. Всіособи, що зазнали загального хронічного опромінювання в діапазоні потужностіпоглинених доз 10-4 — 5 * 10-4 Гр/добу (0,01—0,05рад/добу) чи еквівалентних доз 0,05 — 0,15 Зв/рік (5 — 15 бер/рік), залишаютьсяздоровими і працездатними, а частота окремих скарг і відхилень у загальномуневрологічному стані є не більшою, ніж у контролі. Ознаки деякої функціональноїнедостатності нервової діяльності спостерігаються лише при підвищенніпотужності еквівалентної дози в разі хронічного опромінювання і досягненнізагальної еквівалентної дози до 0,7 — 1,5 Зв (70 — 150 бер).
У великої кількості осіб (понад 1000), які обслуговувалиекспериментальні реактори й зазнавали протягом кількох років опромінювання запотужності поглиненої дози 0,001 —0,01 Гр/рік (0,1 — 1 рад/рік), не буловиявлено будь-яких відмінностей від контролю за показниками периферичної кровіі порушень у стані кісткового мозку. Деякі зрушення в картині кровізареєстровано 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 звичайноїфізіологічної варіабельності. При хронічному опромінюванні за потужностіпоглиненої дози 0,001 —0,01 Гр/добу (0,1 — 1 рад/добу) іноді виявляють ознакипосилення проліферативної активності клітин кісткового мозку. Можливо, що цетакож стосується адаптивної відповіді організму на деструкцію найбільшрадіочутливих клітин кровотворної тканини, звичайно їй властивої.
Зазначені зрушення у кровотворній тканині стають стійкішимитільки в разі збільшення потужності поглиненої дози при хронічномуопромінюванні до 0,01—0,1 Гр/добу (1 —10 рад/добу), а загальної дози — додесятків грей (кількох сотень рад). Це стосується і лімфатичних вузлів, іеритробластичного кровотворення [3].
Таким чином, хронічне опромінювання за потужності поглиненоїдози 0,0001 Гр/добу (0,01 рад/добу) протягом кількох років не призводить добудь-яких змін у кровотворній системі, адже кровотворна система належить досистем, у яких зменшення потужності дози опромінення завжди зумовлює переважаннявідновних процесів, завдяки чому малі відхилення в її функціях відбуваються безвіддалених патологічних наслідків./>2.3 Опромінення і репродуктивна функція людини
Хронічний вплив випромінювання на статеві залози відомий восновному за результатами експериментів із різними лабораторними тваринами ізначно меншою мірою — зі спостережень за людьми. Результати в обох випадкахдобре узгоджуються між собою.
Можна вважати, що в людини потужність поглиненої дозивипромінювання 0,001 Гр/добу (0,1 рад/добу) через 1—2 роки призводить до зміниформули еякуляту і несталих дегенеративно-дистрофічних явищ у вигляді атрофіїяєчок. Сумарна доза досягає в цих випадках 1—2,25 Гр (100 — 225 рад). Якщопотужність дози становить 0,005 — 0,1 Гр/добу (0,5—10 рад/добу), можнаочікувати помітного зниження кількості активних сперматозоонів у еякуляті ізменшення маси яєчок, що потім змінюється поступовим відновленням нормальногостану статевих залоз. Розвиток стійкої необоротної чоловічої стерильностіможливий лише в осіб, що зазнали опромінення на ділянку яєчок (наприклад, підчас променевої терапії) унаслідок поглинання дози до 30—40 Гр. Проте, якщорефлекторні 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 динамікивідновлення сперматогенезу відповідають закономірностям більшої чутливості доопромінення менш зрілих і менш диференційованих клітин органів, що формуються,і тканин [13].
На відміну від сперматогенезу, при оогенезі практично всіяйцеклітини, що містяться в яєчниках жінок, виникають ще в ембріональний періодрозвитку, а потім лише дозрівають. Тому, починаючи від потужності поглиненоїдози випромінювання близько 0,01 Гр/добу (1 рад/добу), відбувається лишезменшення кількості первинних фолікулів яєчника, ступінь якого помітно непрогресує внаслідок щоденного зростання поглиненої дози випромінювання до 0,1Гр (10 рад). Для виникнення жіночої стерильності сумарна поглинена дозавипромінювання для яєчників має бути досить великою — близько 10 Гр (1000 рад).Проте жіноча стерильність набуває необоротного характеру внаслідок загибелівсіх первинних фолікулів, що мають приблизно однакову радіочутливість.Гормональні порушення, що впливають на цикли розвитку первинних фолікулів,можуть спостерігатися вже в разі потужності поглиненої дози випромінювання0,001—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 здатністьорганізму жінок. Усі автори, що описують функцію статевого апарату жінок, якізазнали хронічного опромінювання за потужності поглинених доз 0,00001 —0,0001Гр/добу (0,001—0,01 рад/добу) і сумарних поглинених доз близько 0,4 Гр (40рад), констатують незначні і порівняно рідкі зміни тривалості менструальногоциклу без будь-яких істотних відхилень у перебігу вагітностей, пологів і часунастання клімаксу. Стан немовлят у таких матерів також не відрізняється віднорми. Це пов'язане як із внутрішньоутробним «добором» ушкодженихяйцеклітин, 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 пухлинирізного гістогенезу, насамперед лейкоз.
Граничні дози при загальному опроміненні, а також такі, щонайчастіше спричинюють лейкоз, дуже близькі за значенням для різних джерелзовнішнього опромінення. Що більша потужність дози, то вища ймовірністьрозвитку лейкозу. Чітка залежність розвитку лейкозу від потужності дозивипромінювання є, таким чином, першою особливістю онкогенної діївипромінювання. У разі загального опромінення розвиток пухлинних процесів ворганах кровотворення зумовлений як неспецифічною онкогенною дією йонізуючоговипромінювання, пов'язаною зі складними ендокринними перебудовами, так ібезпосереднім його впливом на репродукцію клітин крові. Поєднання обох обставинпояснює той факт, що лейкоз спостерігається частіше від інших, спричиненихопроміненням злоякісних новоутворень [3].
Як свідчать дослідження на пацюках, підвищення частотилейкозу у кілька разів порівняно з контролем слід очікувати за поглиненої дози5 — 7 Гр у випадку одноразового загального опромінення і не менше ніж 12 — 15Гр при фракціонованому. Зі зменшенням разової дози (в разі фракціонованогоопромінення) до 0,044 — 0,088 Гр/добу (4,4 — 8,8 рад/добу) при сумарному їїрівні 17 — 60 Гр частота лейкозу зростає порівняно з контролем в 1,2 — 1,5рази.
Іншою особливістю онкогенної дії йонізуючого випромінювання єте, що виникнення лейкозу зумовлює не локальна (наприклад, на лімфатичнівузли), а інтегральна доза випромінювання, поглинена всією масою кровотворноїтканини.
З урахуванням цих обставин і оцінок середні лейкогенні дозипри тривалому опромінюванні кісткового мозку людини оцінюють у 5 — 35 Гр. Можнаприпустити, що загальне гостре опромінення за великих поглинених доз спричинюєлейкоз значно частіше, ніж хронічний чи локальний вплив іонізуючоговипромінювання, причому термін прояву променевого лейкозу від моментуопромінення звичайно становить близько 10 років. Так, кількість хворих налейкоз у Хіросімі і Нагасакі серед осіб із поглиненою дозою випромінювання10—14 Гр у 1960 — 1980 pp.становила на рік на 1 млн. населення приблизно 563 — 1366 чоловік, при дозі0,02-0,14 Гр — 308-530, а при 0,3-2 Гр — 42-68 чоловік, що вже наближалося доконтролю (10,7 чоловік на 1 млн. населення). Зрозуміло, що розвиток лейкозуможливий далеко не у всіх осіб, які зазнали опромінення [13].
Опромінення зазвичай спричинює розвиток злоякісних пухлин нетільки в органах кровотворення, айв інших органах і тканинах, що відрізняютьсяособливо високою проліферативною активністю, — яєчниках, яєчках і груднихзалозах, шкірі. В усіх цих випадках загальне опромінення є більш канцерогенним,ніж локальне, а гостре опромінення — більше, ніж хронічне. Граничнимипоглиненими дозами, що ще не спричинюють розвитку пухлин яєчників, можнавважати 0,35 Гр (35 рад) для гострого і близько 0,9 Гр (90 рад) для хронічногоопромінювання (досліди на мишах), проте чітких залежностей частоти пухлин віддози (при подальшому її підвищенні) виявити не вдається. Це саме загаломстосується і онкогенної дії радіонуклідів йоду на щитоподібну залозу.
Можна вважати, що для людини граничні дози онкогенної діївипромінювання перебувають у межах 0,5 — 5 Гр, однак точних «даних немає,адже зі зменшенням дози частота онкогенної дії випромінювання швидкознижується. За даними літератури, для вірогідного розходження з контролем уразі поглиненої дози 0,1 Гр (10 рад) потрібно обстежувати вибіркові групи по 50тис. чоловік, а 0,01 Гр (1 рад) — по 5 млн./>2.5 Опромінення і тривалість життя людини
Зазначене вище дає підстави вважати, що вихідний фонендокринно-вегетативної регуляції є одним із найважливіших чинників, якізумовлюють як наслідки впливу на людину низьких доз випромінювання, так і дужезначні відмінності у чутливості до такого впливу різних індивідуумів. Станендокринної системи може мати велике значення й у прояві таких наслідківопромінення, як тривалість циклів розвитку і зміна клітинних популяцій утканинах різних органів (кровотворні органи, епітелій слизових оболонок таін.). Інтегрально все цеможе призводити до деякого скорочення тривалості життя при хронічних променевихвпливах. Як свідчать розрахунки, в разі щоденного впливу поглиненої дозивипромінювання 0,001 — 0,0001 Гр (0,1 — 0,01 рад) середня тривалість життя можезменшитися приблизно на 150 днів, тобто на 0,5 — 0,6 %, що навряд чи можнавиявити на фоні інших коливань цього показника. Проте вірогідно встановлено, щосумарна поглинена доза 1,5 — 4 Гр (150 — 400 рад) при хронічному опромінюванніосіб 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 скороченнязагальної тривалості життя цих тварин на 2 —3 %, і цей рівень зростає прямопропорційно 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 зменшеннясередньої тривалості життя приблизно на 10 %. Зменшення потужності поглиненоїдози при хронічному опромінюванні нижче за 0,01 Гр/добу (1,0 рад/добу) непризводить 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 будевпливати на тривалість життя людини хронічне опромінювання, наприклад запотужності поглиненої дози 0,001 — 0,01 Гр/добу (0,1 — 1 рад/добу). 
РОЗДІЛ 3.ДОЗИМЕТРИЧНИЙ КОНТРОЛЬТА ЗАХИСТ ДОВКІЛЛЯ ВІД ІОНІЗУЮЧИХ ВИПРОМІНЮВАНЬ3.1Методи визначення іонізуючих випромінювань
Виявлення радіоактивних речовин та іонізуючих (радіоактивних)випромінювань (нейтронів, гамма-променів, бета- і альфа-частинок), ґрунтуєтьсяна здатності цих випромінювань іонізувати речовину середовища, в якій вонипоширюються.
Під час іонізації відбуваються хімічні та фізичні зміни уречовині, 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 приладівзастосовують такі методи індикації: фотографічний, сцинтиляційний, хімічний,іонізаційний, калориметричний, нейтронно-активізаційний.
Крім цього, дози можна визначати за допомогою біологічного ірозрахункового методів.
Фотографічний метод оснований на зміні ступеняпочорніння 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 спричиняютьпочорніння фотопластин чи фотопаперу під час проявлення. Одержану дозувипромінювання (експозиційну або поглинуту) можна визначити, порівнюючипочорніння плівки паперу з еталоном.
Сцинтиляційний метод полягає в тому, що підвпливом радіоактивних випромінювань деякі речовини (сірчистий цинк, йодистийнатрій) світяться. Спалахи світла, які виникають, реєструються, іфотоелектронним посилювачем перетворюються на електричний струм. Вимірюванийанодний струм і швидкість рахунку (рахунковий режим) пропорційні рівнямрадіації.
Хімічний метод базується на властивостідеяких хімічних речовин під впливом радіоактивних випромінювань внаслідококислювальних або відновних реакцій змінювати свою структуру або колір. Так,хлороформ у воді під час опромінення розкладається з утворенням соляноїкислоти, яка вступає в кольорову реакцію з барвником, доданим до хлороформу. Укислому середовищі двовалентне залізо окислюється в тривалентне під впливомвільних радикалів НО2 і ОН, які утворюються у воді при їїопроміненні. Тривалентне залізо з барвником дає кольорову реакцію.Інтенсивність зміни кольору індикатора залежить від кількості соляної кислоти,яка утворилася під впливом радіоактивного випромінювання, а її кількістьпропорційна дозі радіоактивного випромінювання. За інтенсивністю утвореногозабарвлення, яке є еталоном, визначають дозу радіоактивних випромінювань. Зацим методом працюють хімічні дозиметри ДП-20 і ДП-70 М.
Іонізаційний метод полягає в тому, що підвпливом радіоактивних випромінювань в ізольованому об'ємі відбуваєтьсяіонізація газу й електрично нейтральні атоми (молекули) газу розділяються напозитивні й негативні іони. Якщо в цьому об'ємі помістити два електроди істворити електричне поле, то під дією сил електричного поля електрони звід'ємним зарядом будуть переміщуватися до анода, а позитивно заряджені іони —до катода, тобто між електродами проходитиме електричний струм, названийіонізуючим струмом і можна робити висновки про інтенсивність іонізаційнихвипромінювань. Зі збільшенням інтенсивності, а відповідно й іонізаційноїздатності радіоактивних випромінювань, збільшиться і сила іонізуючого струму.
Калориметричний метод базується на зміні кількостітеплоти, яка виділяється в детекторі поглинання енергії іонізуючихвипромінювань.
Нейтронно-активаційний метод зручний під часоцінювання доз в аварійних ситуаціях, коли можливе короткочасне опроміненнявеликими потоками нейтронів. За цим методом вимірюють наведену активність, і вдеяких випадках він є єдино можливим у реєстрації, особливо слабких нейтроннихпотоків, тому, що наведена ними активність мала для надійних вимірюваньзвичайними методами.
Біологічний метод дозиметрії ґрунтується навикористанні властивостей випромінювань, які впливають на біологічні об'єкти.Дозу оцінюють за рівнем летальності тварин, ступенем лейкопенії, кількістюхромосомних аберацій, зміною забарвлення і гіперемії шкіри, випаданню волосся,появою в сечі дезоксицитидину. Цей метод не дуже точний і менш чутливий, ніжфізичний.
Розрахунковий метод визначення дози опроміненняпередбачає застосування математичних розрахунків. Для визначення дозирадіонуклідів, які потрапили в організм, цей метод є єдиним.
На основі іонізаційного методу розроблені прилади, які маютьоднакову будову і складаються зі сприймаючого пристрою (іонізаційної камери абогазорозрядного лічильника), підсилювача іонізуючого струму (електричної схеми),реєстраційного пристрою (мікроамперметр) і джерела живлення (сухі елементи абоакумулятори).
Сприймаючий пристрій призначений для перетворення енергіїрадіоактивних випромінювань в електричну.
В основу роботи дозиметричних приладів покладено принципіонізації газів.
Як відомо, гази є провідниками електричного струму. Підвпливом радіоактивних випромінювань, вони в результаті іонізації починаютьпроводити струм. На цій властивості газів і ґрунтується робота сприймаючогопристрою дозиметричних приладів — іонізаційної камери та газорозрядноголічильника.
Іонізаційна камера має вигляд прямокутноїкоробки або трубки, виготовленої з алюмінію або пластмаси. В останньому випадкувнутрішню поверхню стінок вкривають струмопровідним матеріалом. У серединікоробки або трубки розміщується графітовий чи алюмінієвий стержень.
Отже, в іонізаційній камері є два електроди: до стінки камерипідключається позитивна напруга від джерел живлення, яка виконує рольпозитивного електрода, а до графітового чи алюмінієвого стержня, який виконуєроль негативного електрода і розміщений у середині камери — негативна напруга.Простір у камері між електродами заповнений повітрям. Сухе повітря, що заповнюєіонізаційну камеру, є добрим ізолятором. Ось чому у звичайних умовахелектричний струм через камеру не проходить. У зоні радіоактивних забруднень укамеру проникають гамма-випромінювання і бета-частинки, які спричиняютьіонізацію повітря. Іони, що утворилися під дією електричного поля, починаютьспрямовано рухатися, а саме: негативні іони рухаються до позитивного електрода(анода), а позитивні іони — до негативного електрода (катода). Таким чином, уланцюгу камери виникає іонізуючий струм.
Проте безпосередньо виміряти силу іонізуючого струмунеможливо, бо вона дуже мала. У зв'язку з цим для посилення іонізуючого струмузастосовують електричні підсилювачі, після чого струм проходить черезвимірювальний прилад, шкала якого проградуйована у відповідних одиницяхвимірювання.
Газорозрядний лічильник призначений для вимірювання малоїінтенсивності у десятки тисяч разів меншої тієї, яку можна вимірятиіонізаційною камерою. Через це газорозрядні лічильники застосовуються уприладах для вимірювання рівня радіації на місцевості (рентгенметрах), уприладах (радіометрах) для вимірювання ступеня забрудненості різних предметів,продуктів, урожаю, кормів альфа-, бета- і гамма-активними речовинами.
Газорозрядні лічильники відрізняються від іонізаційних камеряк конструктивним оформленням, так і характером іонізації, що відбувається вних. Лічильник складається з тонкостінної металевої (з нержавіючої сталі)трубки довжиною 10—15 см і діаметром 1—2 см. По осі трубки протягнуто дужетонку вольфрамову нитку. До електродів лічильника, тобто до вольфрамової ниткиі стінок трубки, підведено напругу від джерела живлення. Простір між стінкамитрубки і металевою ниткою заповнений інертним газом (неоном, аргоном або їхсумішшю), з невеликою добавкою галогенів (хлору, брому).
Тиск газового наповнення в лічильнику понижений — близько1330 Па (10 мм рт. ст.).
Іонізаційна частинка, потрапляючи всередину лічильника,створює принаймні одну пару іонів: позитивний іон і електрон. Під дієюелектричного поля позитивний іон рухається до катода (стінки трубки), аелектрон — до анода (нитки лічильника). Рух іонів спричиняє в ланцюгу лічильникастрибок (імпульс) струму, який після посилення може бути зареєстрованийвимірювальним приладом (мікро-амперметром).
Реєструючи кількість імпульсів струму, які виникають заодиницю часу, можна знайти інтенсивність радіоактивних випромінювань.
Проходження в газовому лічильнику імпульсів напруги можнапочути в головних телефонах у вигляді клацань, які при сильному забрудненні РРповерхні переходять у шум (тріск).
Підсилювач іонізуючого струму призначений для посиленняслабких сигналів, які виробляються сприймаючим пристроєм, до рівня, необхідногодля роботи реєстраційного (вимірювального) пристрою. Як підсилювач застосовуютьелектрометричні лампи.
Реєстраційний пристрій призначений для вимірювання сигналів,які виробляються сприймаючим пристроєм. Шкали приладів градуйованібезпосередньо в одиницях тих величин, для вимірювання яких призначений прилад(відповідної характеристики радіоактивних випромінювань).
Джерело живлення забезпечує роботу приладу. Для цієї метизастосовують сухі елементи або акумулятори.
 3.2Класифікація дозиметричних приладів
Дозиметричні прилади за своїм призначенням поділяються начотири основних типи
Індикатори застосовують для, виявленнярадіоактивного забруднення місцевості та різних предметів. Деякі з них даютьзмогу також вимірювати рівні радіації Р- і у-випромінювань.
Датчиком служать газорозрядні лічильники. До цієї групиприладів належать індикатори ДП-63, ДП-63А, ДП-64.
Рентгенметри призначені для вимірюваннярівнів радіації на забрудненій радіоактивними речовинами місцевості. Датчикамив цих приладах застосовують іонізаційні камери або газорозрядні лічильники. Цезагальновійськовий, рентгенметр ДП-2, рентгенметр „Кактус“, ДП-3,ДП-ЗБ, ДП-5А, Б і В, МКС-У та ін.
Радіометри використовують для вимірюванняступеня забруднення поверхонь різних предметів радіоактивними речовинами,головним чином 3- і у-частинками. Датчиками радіометрів є газорозрядні йсцинтиляційні лічильники.
Найбільш поширені прилади цієї групи ДП-12, бета-,гамма-радіо-метр „Луч-А“, радіометр „Тисе“, радіометричніустановки ДП-100М, ДП-ЮОАДМ та ін.
Дозиметри призначені для вимірювання сумарних доз опромінення,одержаних особовим складом формувань цивільного захисту та населенням, головнимчином у-опромінення. Вони поділяються за видом вимірюваних випромінювань (З, іу- і а-частинок та нейтронного потоку.
Такі дозиметри індивідуального призначення мають датчикамиіонізаційні камери, газорозрядні, сцинтиляційні й фотолічильники.
Набір, який складається з комплекту камер і зарядно-вимірювальногопристрою; називають комплектом індивідуального дозиметричного контролю.Комплектами індивідуальних дозиметрів є: ДК-0,2, ДП-22В, ДП-24, ІД-1, ІД-11 таін.
На оснащенні формувань цивільного захисту знаходятьсятабельні прилади радіаційної розвідки, контролю опромінення і забрудненнярадіоактивними 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 дозопромінення.
Якщо немає приладів нових модифікацій, можна користуватисяприладами, виготовленими раніше, які були табельними приладами в ЦО ізберігаються 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 застосовуватиприлади, які використовуються на об'єктах атомної енергетики, в геології,медицині та інших галузях. До таких приладів належать переносний медичнийрентгенметр 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-гаммарадіометр ГБР-3, перерахункові прилади ПП-16, ПП-9-2М, ПСО-2-4, переносніуніверсальні радіометри СРП-68-01, СРП-88-01, СРП-68-02, комплектиіндивідуального дозиметричного контролю КИД-4, КИД-6, ИФКУ-1, ИКС,»Гнейс" та ін.
Останніми роками виготовляють багато побутових дозиметрів ірадіометрів: 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 можнавикористовувати для вимірювання потужності експозиційної дози іонізуючихвипромінювань під час ведення радіаційної розвідки, поглинутої дози опроміненнялюдей, тварин, а також для сигналізації про наявність радіоактивних речовин.
 3.3Прилади 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 ірадіоактивного забруднення поверхні різних предметів за у-випромінюванням.Потужність експозиційної дози γ-випромінювання визначається вмілірентгенах або рентгенах за годину для тієї точки простору, в якійзнаходиться при вимірюваннях блок детектування приладу. Крім того, можнавиявляти Р-випромінювання. Технічний опис та інструкція з експлуатаціїдодаються до приладу. Діапазон вимірювань гамма-випромінювання від 0,05 мР/годдо 200 Р/год у діапазоні енергій від 0,084 до 1,25 МеВ. Прилади ДП-5В, ДП-5А іДП-5Б мають шість піддіапазонів вимірювань (табл. 3.1) і звукову індикацію навсіх піддіапазонах; крім першого. Звукова індикація прослуховується задопомогою головних телефонів приладу.
Таблиця 3.1. Піддіапазонивимірювань приладів ДП-5А, ДП-5Б, ДП-5ВПіддіапазони 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 шкалоюмікро-амперметра в Р/год, за верхньою шкалою — у мР/год з наступнимперемноженням на відповідний коефіцієнт піддіапазону. Робочою вважаєтьсяділянка шкали, окреслена суцільною лінією.
Живлення приладів здійснюється від трьох сухих елементів типуКБ-1, А-336, один з яких використовують тільки для підсвічування шкалимікроамперметра під час роботи у темний час. Комплект живлення забезпечуєбезперервну роботу приладу без підсвічування шкали в нормальних умовах не менше40 год (ДП-5А, ДП-5Б) і 55—70 год (ДП-5В) за умов зберігання не більше одногомісяця.
Прилади можуть підключатися до зовнішніх джерел постійногоструму з напругою 3, 6 і 12 В (ДП-5А, ДП-5Б) і 12 або 24 В (ДП-5В). Для цієїмети 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 перевіркипрацездатності приладів (на внутрішньому боці кришки футляру у ДП-5А і ДП-5Б іна боці детектування у ДП-5В). Вимірювальний пульт складається з панелі 3 іфутляра 8 (рис. 11). На панелі вимірювального пульта розміщені: ДП-5А, ДП-5Б іДП-5В мікроамперметр 6 з двома вимірювальними шкалами, перемикач піддіапазонів10, кнопка «Сброс» — анулювання показань 4, тумблер підсвічуванняшкали 9, з лівого боку гніздо для телефону.
Панель вимірювального пульта кріпиться до кожуха. Елементисхеми 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 блоцідетектування 11.

/>
Рис. 3.2. Прилад ДП-5В
1 — подовжувальна штанга; 2 — телефони; 3 — панельвимірювального приладу; 4 — кнопка скидання показників; 5 — нормизабрудненості; 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 11з вікном для індикації бета-випромінювання, закритим етилцелюлозною водостійкоюплівкою, крізь яку проникають бета-частинки. На корпус надітий металевийповоротний екран 13, який фіксується у двох положеннях (Г і Б) на зондіприладів ДП-5А, ДП-5Б і в трьох положеннях (Г, Б і K) на блоці детектування приладу ДП-5В. Вікно корпуса в положенні Гзакривається екраном 13 і в лічильник можуть проникати тільки γ-промені.Повертаючи екран у положення Б, вікно корпуса відкривається і бета-частинкипроникають у лічильник. У заглибленні на екрані розміщене контрольне джерело β-випромінювання7. Встановивши в положенні К джерело бета-випромінювання проти вікна, можнаперевірити прилад. Зонд і блок детектування на корпусах мають по два опорнихфіксатори 12, за допомогою яких вони встановлюються на обстежувані поверхні приіндикації забруднення бета-частинками. У корпусі знаходяться газорозряднийлічильник, електрична схема і підсилювач-нормалізатор.
Телефон 2 складається з двох малогабаритних телефонів ТГ-7М,підключається до вимірювального пульта і фіксує наявність радіоактивнихвипромінювань. Для підготовки приладу до роботи слід вийняти його зукладального ящика, відкрити кришку футляра, оглянути прилад, пристебнути дофутляра паси. Дістати зонд або блок детектування, приєднати ручку до зонда, адо блока детектування — штангу 1. Підключити джерело живлення.
Включити прилад, встановити ручки перемикачів піддіапазонів уположення; приладу ДП-5А «Реж» і ДП-5В "▲" — контрольрежиму, стрілка приладу встановлюється в режимному секторі: в ДП-5А стрілкуприладу потенціометром встановити в режимному секторі на "▲".Якщо стрілка мікроамперметра не відхиляється або не встановлюється на режимномусекторі, необхідно перевірити придатність джерел живлення.
За допомогою контрольних джерел потрібно перевіритипридатність приладів до роботи. Для цього екрани зонду в ДП-5А, ДП-5Б і блокадетектування в ДП-5В встановити відповідно у положеннях БІК. Підключитителефони. В приладах ДП-5А, ДП-5Б відкрити контрольне бета-джерело, встановитизонд опорними фіксаторами на кришку футляра так, щоб джерело знаходилосянапроти відкритого вікна зонду. Потім, встановлюючи послідовно ручку перемикачапіддіапазонів у положення х1000, x100, х10, x1 і х0,1,перевірити придатність приладу на всіх діапазонах, крім першого. В телефоніповинен прослуховуватися тріск. При цьому стрілка мікроамперметра маєзашкалювати на 6 і 5-му піддіапазонах, відхилятися на 4-му, а на 3-му і 2-муможе не відхилятися через недостатню активність контрольного джерела. На 6піддіапазоні тріск у телефоні може періодично перериватися через великуактивність 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 готовідо роботи.
Під час радіаційної розвідки рівні радіації на місцевостівимірюються 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 Гмає знаходитися у футлярі. Перемикач під-діапазонів встановити в положення 200і зняти показання на нижній -шкалі, мікроамперметра 0—200 Р/год.
Якщо показники менше 5 Р/год, потрібно перемикач піддіапазонівперевести в положення х1000 і зняти показання на верхній шкалі — 0—5 мР/год.При вимірюванні гамма-випромінювань реєструється потужність дози в місцізнаходження зонда і блока детектування. При таких вимірюваннях прилад маєзнаходитись на висоті 0,7—1 м від поверхні землі.
Ступінь радіоактивного забруднення шкірних покривів людей, їходягу, сільськогосподарських тварин, техніки, обладнання, транспорту, продуктівхарчування, урожаю, кормів, води визначають у такій послідовності. Заміряютьгамма-фон у місці, де визначатиметься ступінь забрудненості об'єкта, але неближче 15—20 м від нього. Зонд (блок детектування) повинен знаходитися нависоті 0,7—1 м від поверхні землі. Потім зонд (блок детектування) опорнимифіксаторами вперед підносять до поверхні об'єкта на відстані 1,5—2 см.Перемикач піддіапазонів встановлюють у положення х1000. Екран зонда (блокадетектування) має бути в положенні Г.
За показаннями мікроамперметра і за тріском у телефонівизначають місце максимального забруднення об'єкта. Із максимальної потужностіекспозиційної дози, виміряної на поверхні об'єкта, потрібно відняти гамма-фон.Результат буде характеризувати ступінь радіоактивного забруднення об'єкта. Завідсутності показання на 2 піддіапазоні, перемикач піддіапазонів послідовновстановити в положення х100, х10, хі і х0,1. Якщо гамма-фон менший за допустимузабрудненість, то його не враховують.
Для виявлення β-випромінювань необхідно встановити екранзонда (блока детектування) у положення Б. Піднести зонд (блок детектування) дообстежуваної поверхні на відстань 1,5—2 см. Ручку перемикача піддіапазонівпослідовно встановлювати в положення х10, х1 і х0,1 до одержання відхиленнястрілки мікроамперметра в межах шкали. У положенні екрану Б вимірюєтьсяпотужність дози сумарного бета-гамма-випромінення.
Збільшення показань приладу на одному і тому ж піддіапазоніпорівняно з гамма-фоном свідчить про наявність (3-випромінення. Для визначенняступеня радіоактивного забруднення води відбирають дві проби загальним об'ємом1,5—10 л, одну з верхнього шару вододжерела, другу — з придонного. Вимірюванняпроводять зондом (блоком детектування) у положенні Б, розміщуючи його навідстані 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 дугишкали.
До комплекту приладу входять 10 чохлів із поліетиленовоїплівки для зонду (блока детектування). Чохол надівається на зонд (блокдетектування) для захисту його від радіоактивного забруднення при вимірюванняхзабрудненості рідких і сипких речовин. Після використання чохол підлягаєдезактивації або знищенню.
Під час вимірювань, якщо необхідно збільшити відстань відоб'єкта, що обстежується, до оператора, штангу подовжують. Для цього необхідновикрутити накидну гайку і витягнути внутрішню трубу, після чого закрутитинакидну 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 післяаварії на Чорнобильській АЕС його широко застосовували для обстеження дітей,яких вивезли з тридцятикілометрової зони, для вимірювання наявності ущитовидній залозі йоду-131, а в сільському і лісовому господарствах — длявизначення радіоактивності продуктів харчування, урожаю, кормів, сировини,ґрунту, добрив, води. Прилад широко використовують служби цивільного захистудля вимірювання рівнів радіації (фону).
Прилад СРП-68-01 вимірює потік Р-випромінень у межах від 0 до10 000 С"1; потужність експозиційної дози у-випромінення вмежах від 0 до 3000 мкР/год (табл. 3.3, рис. 3.2).
Час встановлення робочого режиму з моменту включення приладу1 хв. Прилад може безперервно працювати 8 год. Комплект живлення складається з9 елементів типу 343. Робота приладу ґрунтується на перетворенні фізичноїінформації в електричні сигнали з наступним вимірюванням їх параметрів. Функціюперетворювача виконує сцинтиляційний детектор, який складається з кристала Val (ТІ), як сцинтилятора іфотоелектронного множника, як перетворювача світлових величин в електричні.
На панелі приладу нанесені позначення режимів роботи прирізних положеннях відповідних перемикачів, а також межі вимірювань. Чорнимкольором позначені показники, які відповідають вимірюванню γ-випромінення,а червоним — потужності експозиційної дози. На боковій стінці панелі є гніздодля телефону. Перед початком роботи необхідно ознайомитися з інструкцієюприладу. Потім перевести перемикач режиму роботи в положення «Выкл» іперевірити, чи знаходиться стрілка вимірювального приладу на нулі, якщо ні, топотрібно встановити її на нульовій рисці коректором, попередньо повернувшизаглушку на панель пульта; відкрити кришку батарейного відсіку і вставитикомплект елементів живлення, дотримуючись полярності згідно з маркуванням накожусі пульта.

Таблиця 3.3 Діапазонивимірювань приладу СРП-68-01Положення 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 — гумовийковпачок 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 вробочий стан необхідно:
— включити прилад, перевівши перемикач режиму роботи вположення «Бат». Напруга батареї живлення повинна бути в межах від 8до 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 цьомупоказання приладу відповідає потужності експозиційної дози в місці розміщенняблока детектування;
— зняти кришку контрольного джерела, зафіксувати на фланціконтрольного джерела тримач, який входить до комплекту приладу. За допомогоютримача приєднати блок детектування до контрольного джерела. Перед перевіркоюприладу потрібно зняти гумовий ковпачок з блока детектування. Перемикачем межвимірювання встановити діапазон, який відповідає максимальному відхиленню стрілкивимірювального приладу. Записати показання приладу;
— від'єднати блок детектування, проконтролювати рівень фону вмісці вимірювань. Показання приладу при приєднаному блоці детектування доконтрольного джерела за вирахуванням фону має відповідати вказаному в паспортіприладу;
— 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 джерелокришкою.
Для проведення вимірювань перемикач меж вимірювань перевестив положення, яке відповідає необхідній межі. Для приладу СРП-68-01застосовувати межі в мікрорентгенах за годину.
Залежно від потужності експозиційної дози, яку вимірюють задопомогою перемикача, встановити постійну часу вимірювань 2,5 або 5 с. Припостійній часу 5 с статичні флуктуації знижуються, тобто підвищується точністьвідліку, але зростає й інерційність приладу.
Похибку відліку можна суттєво зменшити, якщо визначитипоказання 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 стрілкиперебільшують 1/3 шкали вимірювального приладу. Якщо відхилення менше 1/3 шкали,то потрібно перейти до вимірювань у більш високих межах чутливості, якщо жстрілка наближається до верхньої межі («зашкалює»), то необхідноперейти до вимірювань у менш чутливих межах вимірювань.
Переносний мікрорентгенметр ПМР-1 використовують для вимірюванняпотужності дози, γ-випромінення в діапазоні від 0 до 5000 мкР/с (0—18Р/год).У системі цивільного захисту мікрорентгенметр можна застосовувати дляведення радіаційної розвідки до рівня не більше 18 Р/год. Живлення приладу відбатареї.
Радіометр РУП-1 — це універсальний прилад,призначений для виявлення і вимірювання ступеня забрудненості α- і β-активнимиречовинами поверхні й визначення потужності дози γ-випромінення в широкихдіапазонах.
Діапазон вимірювання α-випромінення від 0,5 до 20 000част./ (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 — від0,2 до 10 000 мкР/с.
Живлення приладу від мережі змінного струму напругою 220 Вабо від акумулятора чи гальванічної батареї.
Прилад РУП-1 у системі цивільного захисту можна застосовуватидля ведення радіаційної розвідки потужності дози γ-випромінення до 36Р/год.
Бета-гамма радіометр ГБР-3 призначений для вимірюваннязабрудненості 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 (0,2Р/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 застосовуватидля ведення радіаційної розвідки в широкому інтервалі потужності дози γ-випроміненнядо 100 Р/год. Цей прилад можна використовувати замість дозиметрів ДП-5А, ДП-5Бі ДП-5В.
Можнавикористовувати також переносні прилади, такі як універсальний бета-гаммарадіометр „Звезда“, радіометр-сигналізатор „Сигнал“універсальний бета-гамма радіометр „Луч-А“, радіометр РПП-1,пошуковий радіометр СРП-2, „Бета“ прилад і КРБ-1.3.4 Захиствід іонізуючих випромінювань
Питання захистулюдини від негативного впливу іонізуючого випромінювання постали майжеодночасно з відкриттям рентгенівського випромінювання і радіоактивного розпаду.Це зумовлено такими факторами: по-перше, надзвичайно швидким розвиткомзастосування відкритих випромінювань в науці та на практиці, і, по-друге,виявленням негативного впливу випромінювання на організм.
Заходирадіаційної безпеки використовуються на підприємствах і, як правило, потребуютьпроведення цілого комплексу різноманітних захисних заходів, що залежать відконкретних умов роботи з джерелами іонізуючих випромінювань і, передусім, відтипу джерела випромінювання.
Закритиминазиваються будь-які джерела іонізуючого випромінювання, устрій яких виключаєпроникнення радіоактивних речовин у навколишнє середовище при передбаченихумовах їхньої експлуатації і зносу.
Це —гамма-установки різноманітного призначення; нейтронні, бета-ігамма-випромінювачі; рентгенівські апарати і прискорювачі заряджених часток.При роботі з закритими джерелами іонізуючого випромінювання персонал можезазнавати тільки зовнішнього опромінення.
Захисні заходи,що дозволяють забезпечити умови радіаційної безпеки при застосуванні закритихджерел, основані на знанні законів поширення іонізуючих випромінювань іхарактеру їхньої взаємодії з речовиною. Головні з них такі:
— дозазовнішнього опромінення пропорційна інтенсивності випромінювання і часу впливу;
— інтенсивністьвипромінювання від точкового джерела пропорційна кількості квантів або часток,що виникають у ньому за одиницю часу, і обернено Пропорційна квадрату відстані;
— інтенсивністьвипромінювання може бути зменшена за допомогою екранів.
З цих закономірностейвипливають основні принципи забезпечення радіаційної безпеки:
1) зменшенняпотужності джерел до мінімальних розмірів (»захист кількістю");
2) скороченнячасу роботи з джерелом («захист часом»);
3) збільшеннявідстані від джерел до людей («захист відстанню»);
4) екрануванняджерел випромінювання матеріалами, що поглинають іонізуюче випромінювання («захистекраном»).
Найкращими длязахисту від рентгенівського і гамма-випромінювання є свинець і уран. Проте, зогляду на високу вартість свинцю й урану, Можуть застосовуватися екрани з більшлегких матеріалів — просвинцьованого скла, заліза, бетону, залізобетону інавіть води. У цьому випадку, природно, еквівалентна товща екрану значнозбільшується.
Для захисту відбета-потоків доцільно застосовувати екрани, які виготовлені з матеріалів змалим атомним числом. У цьому випадку вихід гальмівного випромінюванняневеликий. Звичайно як екрани для захисту від бета-випромінювань використовуютьорганічне скло, пластмасу, алюміній.
Відкритиминазиваються такі джерела іонізуючого випромінювання, при використанні якихможливе потрапляння радіоактивних речовин у навколишнє середовище.
При Цьому можевідбуватися не тільки зовнішнє, але і додаткове внутрішнє опроміненняперсоналу. Це може відбутися при надходженні радіоактивних ізотопів унавколишнє робоче середовище у вигляді газів, аерозолів, а також твердих ірідких радіоактивних відходів: Джерелами аерозолів можуть бути не тількивиконувані виробничі операції, але і забруднені радіоактивними речовинамиробочі поверхні, спецодяг і взуття.
Основні принципизахисту:
— використанняпринципів захисту, що застосовуються при роботі з джерелами випромінювання узакритому виді;
— герметизаціявиробничого устаткування з метою ізоляції процесів, що можуть стати джереламинадходження радіоактивних речовин у зовнішнє середовище;
— заходипланувального характеру;
— застосуваннясанітарно-технічних засобів і устаткування, використання спеціальних захиснихматеріалів;
— використаннязасобів індивідуального захисту і санітарної обробки персоналу;
— дотриманняправил особистої гігієни;
— очищення відрадіоактивних забруднень поверхонь будівельних конструкцій, апаратури і засобівіндивідуального захисту;
— використаннярадіопротекторів (біологічний захист).
Радіоактивнезабруднення спецодягу, засобів індивідуального захисту та шкіри персоналу неповинно перевищувати припустимих рівнів, передбачених Нормами радіаційноїбезпеки НРБУ-97.
У випадкузабруднення радіоактивними речовинами особистий одяг і взуття повинні пройтидезактивацію під контролем служби радіаційної безпеки, а у випадку неможливостідезактивації їх слід захоронити як радіоактивні відходи.
Рентгенорадіологічніпроцедури належать до найбільш ефективних методів діагностики захворюваньлюдини. Це визначає подальше зростання застосування рентгене- і радіологічнихпроцедур або використання їх у ширших масштабах. Проте інтереси безпекипацієнтів зобов'язують прагнути до максимально можливого зниження рівнівопромінення, оскільки вплив іонізуючого випромінювання в будь-якій дозі поєднанийз додатковим, відмінним від нуля ризиком виникнення віддалених, стохастичнихефектів. У даний час з метою зниження індивідуальних і колективних дозопромінення населення за рахунок діагностики широко застосовуютьсяорганізаційні і технічні заходи:
• як винятокнеобгрунтовані (тобто без доведень) дослідження;
• зміна структуридосліджень на користь тих, що дають менше дозове навантаження;
• впровадженнянової апаратури, оснащеної сучасною електронною технікою посиленого візуальногозображення;
• застосуванняекранів для захисту ділянок тіла, що підлягають дослідженню, тощо.
Ці заходи, проте,не вичерпують проблеми забезпечення максимальної безпеки пацієнтів іоптимального використання цих діагностичних методів. Система забезпеченнярадіаційної безпеки пацієнтів може бути повною й ефективною, якщо вона будедоповнена гігієнічними регламентами припустимих доз опромінення.
ВИСНОВКИ
До техногеннихджерел іонізуючих випромінювань відносяться: іспиту ядерної зброї; підприємствапо видобутку, переробці й одержанню матеріалів, що розщеплюються, і штучнихрадіоактивних ізотопів; установи, підприємства і лабораторії, що використовуютьрадіоактивні речовини в технології виробничих процесів.
Штучнимиджерелами іонізуючих випромінювань є ядерні вибухи, ядерні установки длявиробництва енергії, ядерні реактори, прискорювачі заряджених частинок,рентгенівські апарати, припади апаратури засобів зв'язку високої напруги тощо.
За декількаостанніх десятиліть людство створило сотні штучних радіонуклідів і навчилосявикористовувати енергію, атома як у військових цілях — для виробництва зброїмасового ураження, так і в мирних — для виробництва енергії, у медицині, пошукукорисних копалин, діагностичному устаткуванні й ін. Усе це призводить до збільшення дози опромінення як окремих людей, так і населення Землізагалом. Індивідуальні дози, які одержують різні люди від штучних джереліонізуючих випромінювань, сильно відрізняються. У більшості випадків ці дозинезначні, але іноді опромінення за рахунок техногенних джерел у багато тисячразів інтенсивніші ніж за рахунок природних. Проте слід зазначити, що породженітехногенними джерелами випромінювання звичайно легше контролювати, ніжопромінення, пов'язані з радіоактивними опадами від ядерних вибухів і аварій наАЕС, так само як і опромінення, зумовлені космічними і наземними природнимиджерелами.
Під впливоміонізаційного випромінювання атоми і молекули живих клітин іонізуються, врезультаті чого відбуваються складні фізико-хімічні процеси, які впливають на характерподальшої життєдіяльності людини.
Виявленнярадіоактивних речовин та іонізуючих (радіоактивних) випромінювань (нейтронів,гамма-променів, бета- і альфа-частинок), ґрунтується на здатності цихвипромінювань іонізувати речовину середовища, в якій вони поширюються. Захиснізаходи, що дозволяють забезпечити умови радіаційної безпеки при застосуваннізакритих джерел, основані на знанні законів поширення іонізуючих випромінюваньі характеру їхньої взаємодії з речовиною.
СПИСОКВИКОРИСТАНИХ ДЖЕРЕЛ
1. Безпекажиттєдіяльності. 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 іохорона природи». К., 1990.
3. Гусев Н. Г.,Беляев В. А. Радиоактивныевыбросы в биосфере: Справ. — М Энергоатомиздат, 1991. — 256 с.
4. Гуськова А. К.,Байсоголов Г. Д. Лучеваяболезнь человека. — М.: Мсдицн на, 1971. — 384 с.
5. Дажо А. Основы экологии. — М.: Прогресс,1978. — 416 с.
6. Дертингер Д., ЮнгК. Молекулярнаярадиобиология. — М.: Атомиздш, 1973. — 248 с.
7. Джигирей В.С.Безпека життєдіяльності: Навч. посібник. – Львів, 2000.
8. Дозы облучения населения Украиныисточниками 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 ионизирующейрадиации: Докл. НКДАР ООН, 1988. — М.: Мир, 1992. — Т. 1. — 552 с; Т. 2.-726 с.
12. Козлов В. Ф. Справочник по радиационнойбезопасности. — 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 радиационнаябезопасность. — М.: Энергоатомиздат, 1988. — 224 с.
18. Москалев Ю. И. Отдаленные последствия воздействияионизирующих излучений. — М.: Медицина, 1991. — 464 с.
19. Новиков Г.А.Основи общей экологии. Л., 1979.
20. Пістун І.П. таінші. Безпека життєдіяльності. — Львів, 1995.
21. Радиация. Дозы, эффекты, риск. — М.: Мир, 1988.— 80 с.
22. Радиоэкология. Современные проблемы радиобиологии: В8 т. — М.: Атомиздат, 1971. — Т. 2. — 424 с.
23. Сельскохозяйственнаярадиоэкология / 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 количественнойрадиобиологии. — М.: Госатомиздат, 1962. — 100 с.