El efecto nocivo de la radiación ionizante en el cuerpo humano, que es posible durante el control de calidad de las soldaduras con rayos X o rayos gamma, durante el funcionamiento de las instalaciones de haz de electrones, así como cuando se utilizan electrodos de tungsteno toriados, depende del tipo y intensidad de la radiación, distancia desde su fuente, tiempo de exposición y características corporales individuales.

La energía de radiación absorbida por una unidad de masa de la sustancia irradiada se llama dosis de radiación absorbida Dabl La unidad no sistémica de la dosis de radiación absorbida es rad (1 rad \u003d 10-2 J / kg).

Debido al hecho de que la misma dosis absorbida de varios tipos de radiación causa diferentes efectos biológicos en el tejido vivo, para evaluar el riesgo de radiación de la exposición crónica a varios tipos de radiación, los conceptos de factor de calidad (QC) y la dosis equivalente Rm fueron introducidos. Esta última caracteriza los efectos biológicos de la irradiación, teniendo en cuenta tanto la energía absorbida como la naturaleza de la radiación:

Daq ~ Dpogl ■ KK ’ KR<

donde KK es un factor de calidad que muestra la relación entre la eficacia biológica de este tipo de radiación y los rayos X con una energía de 250 keV a la misma dosis absorbida; KR - coeficiente de distribución de dosis, que tiene en cuenta la influencia de la heterogeneidad de la distribución de isótopos radiactivos en su eficacia cancerígena con respecto al radio-226.

La unidad de medida de la dosis equivalente es el equivalente biológico del rad - rem. Para 1 rem, se toma tal dosis absorbida de cualquier tipo de radiación que, bajo irradiación crónica, provoca el mismo efecto biológico que 1 rad de rayos X o radiación gamma. Las dosis creadas por diferentes tipos de radiación, expresadas en el mismo número de unidades rem, bajo las mismas condiciones de irradiación serán equivalentes en efecto biológico.

La normativa vigente establece las dosis máximas permisibles (MPD) de exposición a las personas. Como SDA se toma el nivel anual de exposición del personal que, con una acumulación de dosis uniforme a lo largo de 50 años, no provoca cambios adversos en el estado de salud de la persona expuesta y su descendencia que puedan ser detectados por métodos modernos.

De acuerdo con las posibles consecuencias de la exposición a las radiaciones ionizantes en el cuerpo, se han establecido las siguientes categorías de personas expuestas: A - personal; B - individuos de la población; B es la población en su conjunto. Se establecen SDA para exposición externa e interna para cuatro grupos de órganos y tejidos críticos.

La dosis máxima permisible (rem) para personas de la categoría A en el grupo I (cuerpo entero) durante varios años no debe ser superior a

donde N es la edad en años.

En todos los casos, la dosis acumulada a los 30 años no debe exceder los 60 rem.

Las personas de la plantilla, a excepción de las mujeres menores de 30 años, podrán recibir una dosis única para todo el cuerpo durante un trimestre, no superior a 3 rem. Para mujeres menores de 30 años, una dosis única durante un trimestre no debe exceder 1,3 rem.

Para garantizar la seguridad del trabajo, es necesario observar estrictamente las "Reglas sanitarias básicas para trabajar con sustancias radiactivas y otras fuentes de radiación ionizante" OSP-72.

La tarea de protección contra las radiaciones ionizantes se reduce en última instancia a la reducción de la dosis absorbida. Esto se puede lograr trasladando al personal irradiado a una distancia segura de la fuente de radiación o reduciendo el tiempo de exposición.

Con una fuente puntual de radiación, la dosis de exposición (en roentgens) por

lugar de trabajo, p….

Daxp~ ^2 = £>2 >

donde a - actividad de la fuente, mCi; Ku es la constante gamma del isótopo; M - gamma - equivalente de fármaco, mEq Ra t - tiempo de irradiación, h; R - distancia, cm.

En los casos en que no se pueda brindar "protección por distancia" o "protección por tiempo", recurrir a la construcción de pantallas u otros cercos de diversos materiales. Los escudos móviles de rayos X o gamma a menudo están hechos de plomo; al crear una protección estacionaria, es conveniente usar concreto con la adición de barita o el uso de yeso de barita. El cálculo del grosor de las pantallas y vallas, en función de la energía de radiación, suele realizarse de acuerdo con tablas o nomogramas especiales.

Para verificar el cumplimiento de las normas de seguridad radiológica y obtener información sobre la dosis de exposición del personal, se debe organizar el monitoreo de la radiación mediante dispositivos estacionarios y portátiles, así como dosímetros individuales, de acuerdo con las normas vigentes.

Las instalaciones de haces de electrones que funcionan con tensiones de 10 a 100 kV pertenecen al grupo de fuentes de rayos X que no se utilizan con fines tecnológicos.

El espesor de la protección del cañón de electrones de las instalaciones de haces de electrones con sistemas de enfoque y desviación de las cámaras de fusión y soldadura se calcula de acuerdo con la tensión de funcionamiento de la instalación y la intensidad máxima de corriente. Las ventanas de observación deben estar provistas de vidrios de plomo con un espesor equivalente a la protección de la cámara, y para las instalaciones de fusión deben estar provistas de dispositivos de periscopio.

Las instalaciones destinadas a la soldadura deben ubicarse en habitaciones separadas en la planta baja. Está prohibido utilizar los locales del sótano, sobre los cuales se encuentran las instalaciones de haz catódico, para locales de servicio con lugares de residencia permanente de personas.

La ubicación de las instalaciones de haz catódico en los locales destinados a las mismas deberá cumplir los siguientes requisitos básicos:

a) el área libre no ocupada por instalaciones de haces de electrones debe ser al menos la mitad del área total del local;

b) la distancia desde la parte superior de las instalaciones hasta el techo debe ser de al menos 1 m;

c) el panel de control debe estar ubicado a una distancia de no más de 1,5 m de la unidad; en las instalaciones de soldadura, se permite tener un control de respaldo en la cámara.

El monitoreo dosimétrico de protección debe realizarse por lo menos una vez al año, así como después de la instalación o cambios en el diseño de las instalaciones existentes, y debe ser realizado por una persona responsable asignada por la administración de la empresa.

El uso de electrodos de tungsteno calibrados en la soldadura con gas de protección puede estar potencialmente asociado con la liberación de torio y sus productos de descomposición en el aire de las instalaciones industriales.

El procedimiento para la obtención de electrodos de tungsteno calibrados y su transporte por todos los medios de transporte está regulado por las normas sanitarias OSP-72 vigentes y las normas para el transporte seguro de sustancias radiactivas. La mayoría de los tipos de trabajo con electrodos de tungsteno calibrados (de aleaciones de grados VT10, VT15, etc.) no representan un riesgo de radiación. Puede surgir un peligro de radiación condicional durante el transporte y almacenamiento de electrodos con una masa total de más de 5 kg, así como durante el afilado de electrodos de tungsteno y durante la soldadura simultánea en más de cinco puestos de trabajo ubicados en un taller. Sin embargo, el trabajo condicionalmente peligroso deja de ser radiológicamente peligroso si se observan las normas sanitarias y los requisitos de seguridad. En empresas e instituciones que utilizan electrodos de tungsteno calibrados, el stock de electrodos no debe exceder la necesidad anual de ellos. Este stock debe almacenarse en el almacén central de la empresa.

Los electrodos necesarios para el trabajo mensual y las existencias trimestrales, si su peso total no supera los 5 kg, podrán almacenarse en los almacenes auxiliares de los talleres o secciones, sin separarlos de otros materiales almacenados, con excepción de los fotosensibles. No existen requisitos especiales para el almacenamiento de electrodos de tungsteno calibrados directamente en los lugares de trabajo (hasta 1 kg). Las operaciones de afilado de los electrodos de tungsteno calibrados deben realizarse en una máquina rectificadora especialmente dedicada instalada en cualquier habitación adyacente a las estaciones de soldadura que cumpla con los requisitos sanitarios e higiénicos. La rectificadora debe estar equipada con un escape mecánico. El polvo debe recogerse y depositarse en un centro de recogida de desechos radiactivos sólidos. Las personas que afilan los electrodos también deben estar provistas de guantes. La soldadura con electrodos de tungsteno calibrados (simultáneamente en más de cinco puestos de trabajo en la misma habitación), así como el afilado de los electrodos y la limpieza de la bebida de la trituradora, deben realizarse en respirador. El control dosimétrico cuando se trabaja con electrodos de tungsteno calibrados debe ser realizado por laboratorios industriales de empresas y grupos radiológicos de estaciones sanitarias y epidemiológicas (SES) en forma de supervisión sanitaria vigente.

La intensidad de la radiación y, su capacidad para ionizar algo, se debilita como 1/r2, donde r es la distancia entre la fuente y y el objeto irradiado. Es decir, con la distancia desde la fuente de radiación, el riesgo de exposición a la radiación disminuye con bastante rapidez.
Esto se aplica aún más a las fuentes de radiación 3, que no solo se debilita con la distancia, sino que también se absorbe intensamente "en el camino". Por lo tanto, incluso la radiación p de rodio-106 (Ep = 3,54 MeV) será absorbido por aire "almohada" de 16 m de espesor.
Ho la radiación a está especialmente atenuada. Incluso las partículas a de polonio-216, que tienen una energía de Ea = 6,78 MeV (las más energéticas de las incluidas en el Apéndice I), serán completamente absorbidas por una capa de aire de 6 cm. Aunque en el espacio sin aire del espacio, una partícula puede viajar millones de años y cubrir millones de kilómetros.
Entonces, la protección obvia contra la radiación se está alejando de su fuente. Entonces, uno de los reflejos conductuales fundamentales que recomienda a una persona (y no solo a una persona) que se mantenga alejada de algo oscuro, potencialmente peligroso, tampoco lo engaña aquí ...
Sin embargo, el gobierno, pensando en otras categorías, desaprueba tal comportamiento humano. Porque no hay sacrificio propio (tapando lagunas con medios improvisados), ni trabajo desinteresado (y ahorrando en su pago) ... Y si una persona dejaba el peligro no solo rápidamente, sino sin pedir permiso, entonces esto se llamaba estampida.
El folclore no tardó en llegar: durante un bombardeo atómico, debes envolverte en blanco y arrastrarte en silencio hasta el cementerio ... De blanco, por supuesto, en el cementerio, también ... ¿Por qué está tranquilo? Para evitar el pánico...
Sin embargo, no siempre es posible utilizar el método de atenuación "remota" de la radiación. En primer lugar, esto se aplica, por supuesto, a los profesionales que se ven obligados a permanecer en sus puestos de trabajo. Y luego solo queda una cosa: instalar una pantalla protectora entre la persona y la fuente de radiación.

Y aquí el principal problema es la protección contra la radiación y. Y aunque no es completamente absorbido por nada, se puede reducir su intensidad a un nivel aceptable mediante una pantalla protectora de un material adecuado y de espesor suficiente. El Apéndice 7 contiene tablas (A7.1-A7.3) en las que se relacionan la dureza de la radiación y, la multiplicidad de su atenuación y el espesor de pantalla requerido para dicha atenuación.
A diferencia de la radiación y, la radiación p puede absorberse completamente en una capa de sustancia de suficiente espesor. El Apéndice 7 (Tablas A7.4, A7.5) da los valores del rango máximo de electrones con energía Ep en agua, en aire, en tejido biológico y en algunos metales.
Solo unos pocos radionucleidos emisores de p incluidos en el Apéndice I tienen una energía de emisión superior a 3 MeV (el rodio-106 emite los electrones más energéticos: Ep máx = 3,54 MeV). Y esto significa que una lámina de hierro con un espesor de 3 ... 3,5 mm proporcionará casi el 100% de protección contra la radiación p de los radionucleidos que podemos encontrar.
Tal pantalla también puede ser útil en otra capacidad: en el análisis expreso de lo que se ha descubierto. Entonces, si las lecturas del dosímetro cubiertas por él disminuyen a las habituales de fondo, entonces esto significa que lo más probable es que estemos tratando con uno de los emisores p. Y la radiación de una fuente de estroncio-itrio (Epmax = 2,27 MeV), el más masivo de los emisores p "puros", será "cortada" por una lámina de hierro de solo 2 mm de espesor.
El propio tejido biológico también puede actuar como absorbente de la radiación p y como una especie de pantalla que protege los órganos internos de una persona: el resultado de una potente irradiación de electrones suele ser solo una quemadura de la piel y los tejidos subcutáneos. Si se trata de estroncio-90 "recién caído", entonces la quemadura será superficial (profundidad 15 ... 0,2 mm), si la quemadura ya asentada (y el itrio-90 acumulado) afectará los tejidos a una profundidad de 5 ... .10 mm.
Por supuesto, al determinar el grosor de una pantalla que absorbe completamente la radiación de electrones, uno se guía por Ep max, los electrones más energéticos del espectro.
1 En el espectro p de un radionúclido, se acostumbra marcar Ep cp - la energía promedio de las partículas p - y Ep tgt;, x - su energía máxima. Usualmente Ep ma*/Ep Ср = 2.5...4. Pero esta relación puede ser mucho mayor. Entonces, para cobalto-60 Ep max / EPav = 16, y para europio-158 - Ep max / Epcps44:
“... Se suponía que a otro grupo de pilotos se le recetaría un medicamento estándar de protección contra la radiación, cistamina, que fue suministrado por el Ministerio de Defensa de la URSS. Sin embargo, los médicos militares pronto abandonaron esta acción, porque después de tomar cistamina, los pilotos experimentaron náuseas y vómitos, complicaciones típicas de la mayoría de los radioprotectores ... "
Y sobre un "radioprotector" más ...
... Dicen que "Stolichnaya" es muy bueno a partir de estroncio ... Este humor triste de Galich no surgió de la nada. Esto es lo que escriben los comandantes de nuestros submarinos nucleares sobre esto: El alcohol era (y todavía se considera) la principal medicina. Se afirmó que 150 gramos de vodka después del trabajo elimina toda la radiación recibida y mejora el metabolismo.
Y en el mismo lugar: En caso de accidentes graves, el soldador de los presos sabía que recibiría una dosis enorme. Tenía derecho a negarse, y se negó. Fue posible convencerlo solo con tal argumento: “¡Obtendrás un vaso de alcohol! Mitad antes del trabajo y mitad después.
Pero el alcohol fue "tratado" por radiación no solo en la marina: me trajeron contenedores con isótopos radiactivos... empleados del Ministerio de Seguridad del Estado. Les gustó este trabajo porque para entonces se había difundido la opinión, plasmada en el manual de servicio, de que el alcohol ayudaba contra la radiación. Se suponía que tenían una botella de vodka para dos ... (Shnol SE Heroes, villains, conformists of Russian science. - 2nd ed. M .: Kron-press. 2001. P. 592).
... Los métodos de "trabajo con la población" pueden ser muy diferentes. Ho descrito se puede atribuir a los más efectivos en Rusia: no solo es posible beber, sino también necesario y, además, a expensas del público ... Este es el pináculo de la creatividad de Agitprop atómico ...
Aunque la capacidad de un vaso de vodka para eliminar las consecuencias de las radiaciones ionizantes de cualquier nivel, es decir, la independencia de la dosis de alcohol de la dosis de radiación, debe estar en duda. Ho, parece que la dependencia sigue ahí...
A. Yakovlev en su libro (Pool of Memory. Vagrius. M .: 2000. P. 254), refiriéndose a la discusión en el Politburó de los eventos en Chernobyl, reproduce una conversación entre el presidente de la Academia de Ciencias de la URSS A.P. Alexandrov y Ministro de Sredmash E.P. Slavsky: ¿Recuerdas, Yefim, cuántas radiografías tomamos en Novaya Zemlya? Y nada, vivimos. Por supuesto que recuerdo. Pero luego acreditamos un litro de vodka...

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1. CLASIFICACIÓN DE LAS RADIACIONES IONIZANTES

2. EFECTO DE LAS RADIACIONES IONIZANTES EN EL CUERPO HUMANO

3. REGULACIÓN DE LAS RADIACIONES IONIZANTES

4. PROTECCIÓN CONTRA LAS RADIACIONES IONIZANTES

BIBLIOGRAFÍA

1. CLASIFICACIÓN DE LAS RADIACIONES IONIZANTES

Las fuentes de radiación ionizante en la industria son las instalaciones de análisis de difracción de rayos X, los sistemas eléctricos de vacío de alto voltaje, los detectores de fallas de radiación, los medidores de espesor, los densímetros, etc.

La radiación ionizante incluye la radiación corpuscular, que consiste en partículas con una masa en reposo diferente de cero (partículas alfa, beta, neutrones) y la radiación electromagnética (rayos X y radiación gamma), que al interactuar con las sustancias pueden formar iones en ellas. .

La radiación alfa es una corriente de núcleos de helio, que es emitida por la materia durante la desintegración radiactiva de los núcleos con una energía que no supera unos pocos megaelectrovoltios (MeV). Estas partículas tienen un alto poder ionizante y bajo poder de penetración.

Las partículas beta son una corriente de electrones y protones. El poder de penetración (2,5 cm en tejidos vivos y hasta 18 m en el aire) de las partículas beta es mayor, y el poder ionizante es menor que el de las partículas alfa.

Los neutrones provocan la ionización de sustancias y la radiación secundaria, que consiste en partículas cargadas y rayos gamma. El poder de penetración depende de la energía y de la composición de las sustancias que interactúan.

La radiación gamma es una radiación electromagnética (fotónica) con un alto poder de penetración y bajo poder ionizante con una energía de 0.001 3 MeV.

Radiación de rayos X: radiación que se produce en el entorno que rodea la fuente de radiación beta, en los aceleradores de electrones y es una combinación de bremsstrahlung y radiación característica, cuya energía fotónica no supera 1 MeV. La radiación de fotones con un espectro discreto, que ocurre cuando cambia el estado de energía de un átomo, se llama característica.

Bremsstrahlung es una radiación de fotones con un espectro continuo, que se produce cuando cambia la energía cinética de las partículas cargadas.

La actividad A de una sustancia radiactiva es el número de transformaciones nucleares espontáneas dN en esta sustancia en un corto período de tiempo dt dividido por este intervalo:

La unidad de medida de la actividad es el becquerel (Bq). 1 Bq es una transformación nuclear por segundo. Curie (Ci) es una unidad especial de actividad: 1 Ci = 3,7-1010 Bq.

El grado de ionización se estima por la dosis de exposición de rayos X o radiación gamma.

La dosis de exposición es la carga total dQ de iones del mismo signo, que surgen en el aire con la desaceleración completa de todos los electrones secundarios que fueron formados por fotones en un pequeño volumen de aire, dividida por la masa de aire dm en este volumen:

La unidad de medida de la dosis de exposición es culombio por kilogramo (C/kg). Unidad del sistema de pose: rayos X (P); 1 R \u003d 2.58-10 "4 C / kg.

La tasa de dosis de exposición REKSP es el aumento de la dosis de exposición dX durante un pequeño período de tiempo dt dividido por este período:

Unidad de medida -- C/kg s.

La dosis absorbida D es la energía media dE, que se transmite por radiación a una sustancia en un cierto volumen elemental, dividida por la masa de la sustancia en este volumen:

La unidad de dosis absorbida gray (Gy) es de 1 J/kg. La unidad fuera del sistema es rad; 1 rad = 0,01 Gy.

Debido al hecho de que la misma dosis absorbida de diferentes tipos de radiación causa diferentes efectos biológicos en el cuerpo, se introduce el concepto de dosis equivalente H, que le permite determinar el peligro de radiación de la influencia de la radiación de composición arbitraria y se determina por la fórmula

donde Kk es un factor de calidad adimensional.

La unidad de dosis equivalente es el sievert (Sv); 1 Sv \u003d 100 rem (equivalente biológico de un rad) es una unidad especial de dosis equivalente.

De acuerdo con las normas de seguridad radiológica NRB 76/87, se introdujo un indicador que caracteriza la radiación ionizante: kerma.

Kerma K es la relación entre la suma de las energías cinéticas iniciales dEK de todas las partículas ionizantes cargadas en un volumen elemental de una sustancia y la masa dm de la sustancia en este volumen:

El kerma se mide en las mismas unidades que la dosis absorbida (Grey, rad).

La dosis de exposición es una medida de la energía que transfieren los fotones de una unidad de masa de aire en el proceso de interacción, es decir, asociada simultáneamente con el kerma de la radiación de fotones en el aire K:

donde w es el consumo medio de energía para la formación de un par de iones; e es la carga del electrón.

2 . INFLUENCIA DE LAS RADIACIONES IONIZANTES EN EL CUERPO HUMANO

El grado de influencia biológica de las radiaciones ionizantes depende de la absorción de energía por parte del tejido vivo y de la ionización de las moléculas que se produce en este caso.

Durante la ionización, se produce la excitación de las moléculas celulares en el cuerpo. Esto predetermina la ruptura de enlaces moleculares y la formación de nuevos enlaces químicos que son inusuales para el tejido sano. Bajo influencia

radiación ionizante en el cuerpo, las funciones de los órganos hematopoyéticos se interrumpen, la fragilidad y la permeabilidad de los vasos sanguíneos aumentan, la actividad del tracto gastrointestinal se interrumpe, la resistencia del cuerpo disminuye y se agota. Las células normales degeneran en células malignas, se produce leucemia y enfermedad por radiación.

Una sola irradiación con una dosis de 25-50 rem predetermina cambios irreversibles en la sangre. En las bermas 80-120, aparecen los signos iniciales de enfermedad por radiación. La enfermedad por radiación aguda ocurre con una dosis de radiación de 270-300 ber.

La irradiación puede ser interna, con la penetración de un isótopo radiactivo en el cuerpo, y externa; general (radiación de todo el organismo) y local; crónico (con acción durante mucho tiempo) y agudo (efecto único a corto plazo).

3 REGULACIÓN DE LAS RADIACIONES IONIZANTES

Los niveles permisibles de radiación ionizante están regulados por las "Normas de seguridad radiológica" NRB 76/87 y las "Reglas sanitarias básicas para trabajar con sustancias radiactivas y otras fuentes de radiación ionizante" OSP 72/87.

Según estos documentos reglamentarios, las personas expuestas se dividen en las siguientes categorías:

A - personal - personas que trabajan permanente o temporalmente con fuentes de radiación ionizante;

B - una parte limitada de la población - personas que no trabajan directamente con fuentes de radiación, pero que debido a las condiciones de residencia o ubicación de los trabajos pueden estar sujetas a exposición;

B - la población de la región, país.

De acuerdo con el grado de reducción de la sensibilidad a las radiaciones ionizantes, fueron establecidos 3 grupos de órganos críticos, cuya irradiación conlleva la mayor pérdida para la salud: I - cuerpo entero, gónadas y médula ósea roja; II - glándula tiroides, músculos, tejido adiposo, hígado, riñones, bazo, tracto gastrointestinal, pulmones, cristalino;

III - piel, huesos, antebrazo, pantorrillas, pies.

Las dosis de irradiación se dan en la tabla. 2.13.

Dependiendo del grupo de órganos críticos para la categoría A, se establece la dosis máxima permitida (MPD) para el año, para las categorías B, el límite de dosis (DD) para el año.

tabla 1

Dosis de exposiciones externas e internas

SDA es el valor más alto de la dosis equivalente individual por año, que, con un efecto uniforme durante 50 años, no provoca cambios adversos en el estado de salud del personal que se detectan por métodos modernos.

La dosis equivalente H (ber), acumulada en el órgano crítico durante el tiempo T (años) desde el inicio de la actividad profesional, no debe exceder el valor obtenido por la fórmula:

En promedio, la exposición humana normal del fondo radiactivo natural, que consiste en radiación cósmica; La radiación de las sustancias radiactivas naturalmente distribuidas en la superficie de la Tierra, en la superficie de la atmósfera, en los alimentos, el agua, etc., es de aproximadamente 0,1 rad durante el año.

Cuando se trabaja con unidades de rayos X (para análisis estructural, detección de fallas), la tasa de dosis de exposición Rexp en los lugares de trabajo se normaliza. Por ejemplo, cuando se utilizan dispositivos electrónicos

lámparas - 14,3 * 10-10 C / kg s (20 MP / hora), cerca del dispositivo de control de video del sistema de televisión en el lado que mira al operador - 0,36 * 10-10 C / kg s (0, 5 MP / hora ). Para instalaciones en las que la radiación de rayos X es un factor secundario (instalaciones de haces de electrones para fusión, soldadura y otro tipo de procesamiento electrónico de metales), el valor normalizado de Reexp es para una semana laboral de duración

41 horas o.206 * 10-10 C/kg s (0.288 MP/hora), 36 horas - 0.18 * 10-10 C/kg hora (0.252 MP/hora).

4 PROTECCIÓN CONTRA LAS RADIACIONES IONIZANTES

La protección contra la radiación ionizante se puede lograr utilizando los siguientes principios:

uso de fuentes con radiación mínima por
cambiar a fuentes menos activas, reduciendo la cantidad del isótopo;

reducción del tiempo de trabajo con una fuente de radiación ionizante;

distancia del lugar de trabajo a la fuente de radiación ionizante;

blindaje de la fuente de radiación ionizante.
Las pantallas pueden ser móviles o fijas, diseñadas para absorber o atenuar las radiaciones ionizantes. Las paredes de los contenedores para el transporte de isótopos radiactivos, las paredes de las cajas fuertes para su almacenamiento pueden servir como pantallas.

Las partículas alfa están protegidas por una capa de aire de unos pocos centímetros de espesor, una capa de vidrio de unos pocos milímetros de espesor. Sin embargo, cuando se trabaja con isótopos alfa activos, también es necesario protegerse de las radiaciones beta y gamma.

Para protegerse contra la radiación beta, se utilizan materiales con una masa atómica baja. Para hacer esto, se utilizan pantallas combinadas, en las que, en el lado de la fuente, hay un material con una masa atómica pequeña con un espesor que es igual a la longitud del camino de las partículas beta, y detrás de él, con una masa más grande.

Para proteger contra los rayos X y la radiación gamma, se utilizan materiales con una gran masa atómica y alta densidad (plomo, tungsteno).

Para protegerse contra la radiación de neutrones, se utilizan materiales que contienen hidrógeno (agua, parafina), así como boro, berilio, cadmio y grafito. Dado que los flujos de neutrones van acompañados de radiación gamma, se debe utilizar una protección combinada en forma de pantallas estratificadas de materiales pesados ​​y ligeros (plomo-polietileno).

Una herramienta de protección efectiva es el uso de control remoto, manipuladores, sistemas robóticos.

Dependiendo de la naturaleza del trabajo a realizar, se elige el equipo de protección personal: batas y gorros de tela de algodón, mandiles de protección, guantes de goma, caretas, equipo de protección respiratoria (respirador Petal), overoles, neumotrajes, botas de goma.

Una medida eficaz para garantizar la seguridad radiológica es la vigilancia dosimétrica de los niveles de exposición del personal y del nivel de radiación en el medio ambiente.

La evaluación del estado de radiación se lleva a cabo utilizando instrumentos, cuyo principio de funcionamiento se basa en los siguientes métodos:

ionización (medida del grado de ionización del medio);

centelleo (medida de la intensidad de los destellos de luz que se producen en sustancias que se iluminan cuando la radiación ionizante las atraviesa);

fotográfico (que mide la densidad óptica del ennegrecimiento
placas fotográficas bajo la influencia de la radiación);

Métodos calorimétricos (medición de la cantidad de calor que
liberado en el absorbente).

BIBLIOGRAFÍA

1. Seguridad de vida / Ed. S. V. Belova.- 3ra ed., Revisada.- M.: Superior. escuela, 2001.-485s.

2. Protección Civil / Ed. P. G. Yakubovsky.- 5ª ed., Rev.- M.: Educación, 1972.-224c.

3. Radiación. Dosis, efectos, riesgo: Per. del inglés - M.: Mir, -79c., enfermo.

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Hay dos tipos de efectos de la exposición a las radiaciones ionizantes en el cuerpo: somáticos y genéticos. Con efecto somático, las consecuencias negativas se manifiestan directamente en la persona irradiada, con efecto genético, en su descendencia.

Los efectos somáticos pueden ser tempranos o tardíos. Los primeros ocurren en el período de varios minutos a 60 días después de la irradiación. Estos incluyen enrojecimiento y descamación de la piel, opacidad del cristalino del ojo, daño al sistema hematopoyético, enfermedad por radiación, muerte. Los efectos somáticos a largo plazo aparecen varios meses o años después de la irradiación en forma de cambios persistentes en la piel, neoplasias malignas, disminución de la inmunidad y reducción de la esperanza de vida.

Al estudiar el efecto de la radiación en el cuerpo, se revelaron las siguientes características:

• 1. Alta eficiencia de la energía absorbida, incluso pequeñas cantidades pueden causar cambios biológicos profundos en el cuerpo.
• 2. La presencia de un período latente (incubación) para la manifestación de la acción de las radiaciones ionizantes.
• 3. La acción de pequeñas dosis se puede resumir o acumular.
• 4. Efecto genético: impacto en la descendencia.
• 5. Varios órganos de un organismo vivo tienen su propia sensibilidad a la radiación.
• 6. No todos los organismos (humanos) en su conjunto reaccionan por igual a la radiación.
• 7. La exposición depende de la frecuencia de exposición. Con la misma dosis de radiación, los efectos nocivos serán menores cuanto más fraccionada sea la recepción en el tiempo.

La radiación ionizante puede afectar al cuerpo tanto con radiación externa (especialmente rayos X y radiación gamma) como interna (especialmente partículas alfa). La exposición interna ocurre cuando las fuentes de radiación ionizante ingresan al cuerpo a través de los pulmones, la piel y los órganos digestivos. La irradiación interna es más peligrosa que la externa, ya que las fuentes de IA que se han infiltrado exponen los órganos internos desprotegidos a una irradiación continua.

Bajo la acción de la radiación ionizante, el agua, que es una parte integral del cuerpo humano, se divide y se forman iones con diferentes cargas. Los radicales libres y los agentes oxidantes resultantes interactúan con las moléculas de la materia orgánica del tejido, oxidándola y destruyéndola. El metabolismo está alterado. Hay cambios en la composición de la sangre: disminuye el nivel de eritrocitos, leucocitos, plaquetas y neutrófilos. El daño a los órganos hematopoyéticos destruye el sistema inmunológico humano y conduce a complicaciones infecciosas.

Las lesiones locales se caracterizan por quemaduras por radiación de la piel y las membranas mucosas. Con quemaduras graves, se forman edema, ampollas y posiblemente muerte del tejido (necrosis).

Las dosis absorbidas letales para partes individuales del cuerpo son las siguientes:

• Cabeza - 20 Gr;
• parte inferior del abdomen - 50 Gy;
• pecho - 100 Gy;
• extremidades - 200 Gr.

Cuando se expone a dosis de 100 a 1000 veces la dosis letal, una persona puede morir durante una sola exposición ("muerte bajo el haz").

Los trastornos biológicos en función de la dosis total de radiación absorbida se presentan en la Tabla 2.

Tabla 2. Trastornos biológicos en una sola irradiación (hasta 4 días) de todo el cuerpo humano

Dosis de radiación, (Gy)	La naturaleza de las consecuencias biológicas de la irradiación.
	Sin infracciones visibles
	Posibles cambios en la sangre.
	Cambios en la sangre, deterioro de la capacidad para trabajar
	Grado leve de enfermedad por radiación (recuperación en el 100% de las víctimas)
	El grado medio de enfermedad por radiación (recuperación en el 100% de las víctimas, sujetas a tratamiento)
	Grado severo de enfermedad por radiación (recuperación en 50-80% de las víctimas, sujeto a tratamiento especial)
	Enfermedad por radiación extremadamente grave (recuperación en 30-50% de las víctimas, sujeto a tratamiento especial)
	Forma de transición (el resultado es impredecible)
	100% fatal después de unos días
	Muerte a las pocas horas
	Mortal en unos minutos

Según el tipo de radiación ionizante, pueden existir diferentes medidas de protección:

• reducción del tiempo de exposición;
• · aumentar la distancia a las fuentes de radiación ionizante;
• cercar o sellar fuentes de radiación ionizante
• equipo y equipo de protección;
• organización del control dosimétrico;
• aplicación de medidas de higiene y saneamiento.

A - personal, es decir personas que trabajan permanente o temporalmente con fuentes de radiación ionizante;

B - una parte limitada de la población, es decir las personas que no están directamente involucradas en trabajos con fuentes de radiación ionizante, pero debido a las condiciones de residencia o ubicación de los lugares de trabajo, pueden estar expuestas a la radiación ionizante;

B es toda la población.

La dosis máxima permitida es el valor más alto de la dosis equivalente individual por año que, con una exposición uniforme durante 50 años, no provocará cambios adversos en el estado de salud del personal detectados por métodos modernos.

Las fuentes naturales dan una dosis anual total de aproximadamente 200 mrem (espacio hasta 30 mrem, suelo hasta 38 mrem, elementos radiactivos en tejidos humanos hasta 37 mrem, gas radón hasta 80 mrem y otras fuentes).

Las fuentes artificiales agregan una dosis equivalente anual de alrededor de 150-200 mrem (dispositivos médicos e investigación alrededor de 100-150 mrem, ver televisión alrededor de 1-3 mrem, centrales eléctricas de carbón hasta 6 mrem, consecuencias de las pruebas de armas nucleares hasta 3 mrem y otras fuentes).

La Organización Mundial de la Salud ha definido la dosis de radiación equivalente máxima permisible (segura) para un habitante planetario en 35 rem, sujeta a su acumulación uniforme durante 70 años de vida.

Las partículas alfa pueden protegerse mediante:

• 1) aumentar la distancia a las fuentes de radiación ionizante, tk. las partículas alfa tienen un alcance corto;
• 2) el uso de monos y zapatos de seguridad, tk. el poder de penetración de las partículas alfa es bajo;
• 3) evitar la entrada de fuentes de partículas alfa en los alimentos, el agua, el aire y a través de las membranas mucosas, es decir, el uso de máscaras antigás, caretas, gafas, etc.

Como protección contra las partículas beta utilizar:

• 1) vallas (pantallas), teniendo en cuenta que una lámina de aluminio de varios milímetros de espesor absorbe completamente el flujo de partículas beta;
• 2) métodos y métodos que excluyen la entrada de fuentes de partículas beta en el cuerpo.

La protección contra los rayos X y la radiación gamma debe organizarse teniendo en cuenta que este tipo de radiación se caracteriza por un alto poder de penetración. Las siguientes medidas son las más efectivas (usualmente usadas en combinación):

• 1) aumentar la distancia a la fuente de radiación;
• 2) reducir el tiempo de permanencia en la zona de peligro;
• 3) blindaje de la fuente de radiación con materiales de alta densidad (plomo, hormigón, etc.);
• 4) el uso de estructuras de protección (refugios antirradiación, sótanos, etc.) para la población;
• 5) uso de equipo de protección personal para órganos respiratorios, piel y mucosas;
• 6) control dosimétrico del medio ambiente y de los alimentos.

Cuando se utilizan varios tipos de estructuras protectoras, debe tenerse en cuenta que la tasa de dosis de exposición de la radiación ionizante se reduce de acuerdo con el valor del coeficiente de atenuación (Cosl).

Algunos valores de Kos se dan en la Tabla 3.

Tabla 3. Valores medios del coeficiente de atenuación de dosis de radiación

Nombre de los albergues y vehículos o condiciones para la ubicación de la población (tropas)
Ubicación abierta en el suelo Trincheras infectadas, zanjas, trincheras, grietas Trincheras recién cavadas, zanjas, trincheras, grietas Zanjas cubiertas, zanjas, trincheras, etc. VEHICULOS Plataformas ferroviarias Coches, autobuses y vagones cubiertos Carros pasajeros transportes blindados de personal EDIFICIOS INDUSTRIALES Y ADMINISTRATIVOS Edificios industriales de una planta (talleres) Edificios industriales y administrativos de tres pisos CASAS RESIDENCIALES DE PIEDRA una sola planta Doble planta tres plantas cinco plantas CASAS RESIDENCIALES DE MADERA una sola planta

Debido al hecho de que la radiación penetrante tiene un efecto biológico nocivo, es de suma importancia cuando se trabaja con sustancias radiactivas que la correcta Organización Laboral garantizar la seguridad del personal operativo. La organización adecuada del trabajo con sustancias radiactivas significa crear condiciones que excluyan el exceso de los límites de dosis de radiación y eviten la penetración de sustancias radiactivas en el cuerpo. Esto incluye toda una gama de medidas que brindan protección contra la exposición externa, así como para prevenir la contaminación de los lugares de trabajo, las manos y el cuerpo de los trabajadores con fuentes radiactivas, para controlar el nivel de radiación radiactiva.

Las condiciones de seguridad para el uso de isótopos radiactivos requieren que se observen medidas de protección no solo para las personas que trabajan directamente con sustancias radiactivas o ubicadas en locales adyacentes, sino también para la población que vive cerca de la empresa, que puede estar expuesta a la radiación radiactiva. La seguridad de quienes trabajan con fuentes de radiación ionizante está garantizada por el establecimiento de dosis máximas permisibles de radiación, el uso de protección de tiempo y distancia, el uso de equipo técnico y de protección personal.

Racionamiento de parámetros y medidas de protección organizativas. Los estándares de seguridad radiológica se establecen en SanPiN 2.6.1.2523-09 "Estándares de seguridad radiológica (NRB-99/2009)". Las normas se aplican para garantizar la seguridad humana en todas las condiciones de exposición a las radiaciones ionizantes de origen artificial o natural. La NRB-99/2009 establece las siguientes categorías de personas expuestas:

• – personal (grupos A y B);
• - toda la población, incluidas las personas del personal fuera del ámbito y condiciones de sus actividades productivas.

Grupo A son personas que trabajan con fuentes de radiación artificiales. V grupo B incluye a las personas que trabajan en una instalación de radiación o en el territorio de su zona de protección sanitaria y que se encuentran en el área de influencia de fuentes tecnogénicas. Los límites de dosis básicos y todos los demás niveles derivados permisibles para el personal del grupo B no deben exceder la cuarta parte de los valores para el personal del grupo A.

• 1) límites básicos de dosis(PD), que se dan en la tabla. 5.4;
• 2) niveles permisibles de exposición monofactorial(para un radionúclido, ruta de entrada o un tipo de exposición externa), que se derivan de los principales límites de dosis: límites de entrada anual (GWP), actividades de volumen anual promedio permisible (ADV), actividades específicas anuales promedio (ARS), etc. .

Para asegurar las condiciones bajo las cuales el impacto de la radiación estará por debajo del nivel permisible, teniendo en cuenta el nivel de seguridad radiológica alcanzado en la organización, la administración de la organización establece adicionalmente los niveles de control (dosis, niveles de actividad, densidad de flujo, etc.) .

Los límites básicos de dosis de exposición no incluyen las dosis de exposición natural y médica, así como las dosis debidas a accidentes de radiación. Estos tipos de exposición están sujetos a restricciones especiales.

La dosis efectiva para el personal no debe exceder los 1000 mSv para el período de actividad laboral (50 años), y los 70 mSv para la población para el período de vida (70 años). El inicio de los períodos es el 1 de enero de 2000. 1

La dosis efectiva anual de exposición del personal debida al funcionamiento normal de las fuentes artificiales de radiación ionizante no debe exceder los límites de dosis establecidos en la Tabla. 5.4. Bajo dosis efectiva anual se entiende como la suma de la dosis efectiva de exposición externa recibida en un año natural y la dosis efectiva esperada de exposición interna debida a la incorporación de radionucleidos al organismo durante el mismo año.

Tabla 5.4

Límites básicos de dosis

Al organizar el trabajo con fuentes de baja potencia los métodos comunes son la protección por tiempo y la protección por distancia. La protección del tiempo prevé un horario de trabajo en el que la dosis recibida durante el trabajo no excederá el máximo permitido. La protección a distancia significa que todas las operaciones con fuentes de radiación deben realizarse con la ayuda de manipuladores, y todo el proceso de trabajo debe realizarse lo antes posible, durante el cual la dosis recibida por el trabajador será la más pequeña y no excederá la límites establecidos por las normas y reglas sanitarias.

al trabajar con fuentes de gran actividad para proteger a los trabajadores, especial pantallas, debilitando la intensidad de la radiación por decenas y cientos de veces. Por ejemplo, para pantallas protectoras que absorben radiación gamma, se utilizan materiales que contienen elementos de alto número atómico y alta densidad (por ejemplo, plomo); El agua, el acero, el hierro fundido, el hormigón, el hormigón de barita también son adecuados por sus propiedades protectoras. La determinación del espesor de pantalla requerido se puede hacer mediante cálculo utilizando datos de referencia y nomogramas proporcionados en la literatura especial.

Protección de neutrones. Al tener un gran poder de penetración, los neutrones rápidos son débilmente absorbidos por la materia, por lo que la tarea de protegerse contra los neutrones es ralentizar el movimiento de los neutrones rápidos, seguido de la absorción de los neutrones lentos. Se sabe que un neutrón rápido pierde aproximadamente dos tercios de su energía al chocar con un átomo de hidrógeno, por lo que el agua y los materiales que contienen hidrógeno (parafina) son un buen material protector contra los neutrones. El berilio tiene una gran sección transversal de captura para neutrones lentos. El boro y el cadmio absorben bien los neutrones de baja energía (térmicos), por lo que el boro en su forma pura o en forma de compuestos se introduce en el hormigón, el plomo y otros materiales utilizados para proteger contra los neutrones y la radiación gamma, que acompaña a la absorción de neutrones por materiales como el berilio, el boro y el cadmio.

Medidas técnicas de protección. Las medidas técnicas de protección contra la radiación ionizante incluyen automatización y control remoto, sellado de fuentes y blindaje protector. Al elegir medios técnicos de protección, es necesario tener en cuenta las condiciones de exposición (externa o interna). Cuando se trabaja con sustancias radiactivas en forma abierta, junto con el peligro de exposición externa, existe la posibilidad de que estas sustancias ingresen al cuerpo. Para la protección del personal se utilizan equipos tecnológicos de protección radiológica (cámaras, cajas, campanas extractoras), así como cajas fuertes, contenedores y bolsas para residuos radiactivos. La hermeticidad de los dispositivos de escape: gabinetes, cajas y cámaras está garantizada por la creación de rarefacción del aire (100–200 Pa).

Gabinete radioquímico más hermético que el químico convencional, las aberturas de trabajo se cierran con guantes, la velocidad del aire en las aberturas de apertura (dependiendo de la clase de trabajo) es de 1 a 1,5 m/s. Las cajas son refugios herméticos utilizados para operaciones con radioisótopos al aire libre. Para realizar operaciones en determinados medios gaseosos (por ejemplo, la reducción de metales en medios inertes), cajas con circulación de aire cerrada. Tales cajas tienen su propio sistema de ventilación, que limpia el aire (u otro gas) contaminado con aerosoles radiactivos en el filtro individual de la caja y suministra aire purificado a la caja. En las campanas y cajas de humos se utilizan manipuladores copiadores, spar y otras herramientas remotas, dispositivos para abrir botes, sellar ampollas, etc.. Además, las cajas de los manipuladores están equipadas con contenedores para residuos sólidos, carros para suministro de contenedores y una bolsa de plástico. unidad de soldadura. Para la fusión y fundición al vacío de metales radiactivos, se utiliza una instalación controlada a distancia, que se encuentra en una caja sellada equipada con comunicaciones de transporte automáticas.

Para trabajar con sustancias de alto nivel de actividad, utilice cámaras, completamente sellada, con control remoto de las operaciones de trabajo y supervisión a través de aberturas protegidas. Los trabajos con sustancias de alta actividad se realizan en equipos totalmente automatizados con control remoto.

La protección contra la radiación externa prevé la creación de tales vallas (pantallas), lo que reduciría la dosis de radiación externa al máximo permitido. La elección del tipo de valla o pantalla depende principalmente del tipo de radiación, así como de la actividad y energía de la fuente de radiación, y de las condiciones de su funcionamiento. Las cercas estacionarias son paredes protectoras, techos de piso y techo, ventanas de visualización; pantallas: las paredes de los contenedores para el transporte de isótopos radiactivos, cajas fuertes para su almacenamiento, cajas, etc.

Al elegir el material de la pantalla (valla), se tienen en cuenta la composición espectral de la radiación, su intensidad, así como la distancia desde la fuente donde se encuentran los asistentes y el tiempo que pasan bajo la influencia de la radiación. Por ejemplo, para protegerse contra radiación alfa una capa de aire a 10 cm de la fuente es suficiente, ya que el rango de partículas alfa en el aire no excede los 8-9 cm También se utilizan pantallas de metacrilato o vidrio de varios milímetros de espesor. En la práctica, cuando se trabaja con fármacos alfa-activos, uno tiene que protegerse no solo de la radiación alfa, sino también de la radiación beta o gamma.

Las pantallas de protección contra la radiación beta están hechas de materiales de baja masa atómica (por ejemplo, aluminio) o de plexiglás. El grosor de la pantalla se determina teniendo en cuenta el rango máximo de partículas beta (para aluminio a la energía de partículas beta mi= rango de 0,1:0,6 MeV yo= 0,07:1 mm). Pero cuando las partículas beta atraviesan una sustancia, no solo se ionizan los átomos, sino que también se produce bremsstrahlung, por lo tanto, para protegerse contra la radiación beta de alta energía, la pantalla se cubre en el exterior con una capa de material pesado (por ejemplo, plomo) para absorber bremsstrahlung. Los cuantos de baja energía que surgen en el material de la capa interna de la pantalla son absorbidos por la capa externa de material con una gran masa atómica. El grosor de la capa exterior está determinado por el valor calculado de la energía bremsstrahlung y la dosis de radiación generada por ella.

Más difícil de proteger contra radiación gamma externa, cuyo poder de penetración es mucho mayor que el de las partículas alfa y beta. No es posible proporcionar una protección completa contra la radiación gamma. Los dispositivos de protección sólo permiten reducir la dosis de esta radiación en un número cualquiera de veces. Los materiales de los dispositivos de protección son sustancias de alta masa atómica y alta densidad: plomo, tungsteno, etc. Se suelen utilizar materiales más ligeros, pero menos escasos y más baratos: acero, fundición, aleaciones de cobre. Es más conveniente que las cercas estacionarias, que forman parte de las estructuras de los edificios, estén hechas de hormigón y hormigón de barita. Los sistemas de observación están hechos de vidrio especial: plomo con un relleno líquido (bromuro y cloruro de zinc), etc. El caucho de plomo también se usa como material que protege contra los rayos gamma.

La protección contra la radiación gamma también se puede lograr mediante el tiempo, la distancia y la cantidad de material radiactivo. Para garantizar las condiciones de seguridad, la dosis de radiación no debe exceder la SDA (5 rem por año).

La dificultad de crear protección contra radiación de neutrones es que los neutrones, debido a la ausencia de carga, no interactúan con un campo eléctrico y por lo tanto se propagan en la materia hasta chocar con los núcleos. Por lo tanto, la absorción de la radiación de neutrones por una sustancia ocurre en dos etapas: primero, los neutrones rápidos se dispersan como resultado de las colisiones elásticas con los núcleos, la energía de los neutrones disminuye a térmica y luego los neutrones térmicos son absorbidos por el medio durante las interacciones inelásticas. La dispersión máxima ocurre durante las colisiones elásticas de partículas de igual masa; para los neutrones, estos son núcleos de hidrógeno.

Para proteger contra la radiación de neutrones, se utilizan agua, parafina, así como grafito, berilio, etc.. Los neutrones de baja energía son absorbidos por el boro y el cadmio, por lo tanto, se agregan compuestos de boro al hormigón utilizado para la protección de neutrones: bórax, colemanita. Cuando se absorben neutrones, se emiten rayos gamma. Para la protección combinada contra neutrones y radiación gamma se utilizan mezclas de materiales pesados ​​con agua o materiales que contienen hidrógeno, así como combinaciones de capas de materiales pesados ​​y ligeros: hierro - agua, plomo - agua, plomo - polietileno, etc. El grosor de la pantalla se determina mediante tablas, nomogramas o cálculos.

Equipo de protección personal diseñados para proteger contra la exposición interna a sustancias radiactivas, así como, en caso de exposición externa, de la radiación alfa y beta suave (no protegen contra la radiación gamma y de neutrones). El equipo de protección personal incluye overoles, protección respiratoria y ocular.

Durante los trabajos de clase I y ciertos trabajos de clase II, los trabajadores están provistos de overoles o trajes, gorras, zapatos de película ligera o botas especiales, guantes, toallas de papel desechables o pañuelos, así como protección respiratoria. Durante el trabajo de clase II y III, se proporciona a los empleados batas, gorros, zapatos livianos, guantes y, si es necesario, equipo de protección respiratoria.

Para realizar trabajos de reparación, en los que la contaminación puede ser muy grande, se han desarrollado trajes neumáticos hechos de materiales plásticos con suministro de aire forzado debajo del traje. El neumotraje protege los monos principales, los órganos respiratorios y la piel del polvo radiactivo. Debido a la hermeticidad total del traje, se puede desactivar mientras se trabaja después de que abandone el área contaminada.

Cuando se trabaja con isótopos, los órganos respiratorios se protegen mediante respiradores, cascos de aire y máscaras antigás. La máscara de gas de manguera más confiable.

Para proteger los ojos, las gafas protectoras se utilizan con gafas que contienen plomo o fosfato de tungsteno. Cuando se trabaja con fuentes de radiación alfa y beta, se utilizan escudos protectores de plexiglás para proteger la cara y los ojos.

La seguridad del trabajo con sustancias radiactivas y fuentes de radiación puede garantizarse organizando un control dosimétrico sobre los niveles de exposición externa e interna del personal, así como sobre el nivel de radiación en el ambiente (aire, agua, etc.). El alcance del control dosimétrico depende de la naturaleza del trabajo con sustancias radiactivas. Cuando se trabaje con fuentes selladas, basta con medir las dosis de radiación gamma en los lugares de trabajo de permanencia permanente y temporal del personal.

La implementación del trabajo con fuentes abiertas requiere, además de medir los niveles de flujos de radiación, monitorear los niveles de contaminación del aire y las superficies de trabajo con sustancias radiactivas, así como monitorear los niveles de contaminación de las manos y la ropa de los trabajadores. El personal en contacto con sustancias radiactivas debe contar con dosímetros individuales para monitorear la radiación gamma.

• Aprobado por el Decreto del Médico Jefe de Sanidad Pública de la Federación Rusa del 7 de julio de 2009 No. 47.