Вредное воздействие ионизирующих излучений на организм человека, воз­можное при рентгеновском или гамма-контроле качества сварных швов, при работе электронно-лучевых установок, а также при использовании торированных воль­фрамовых электродов, зависит от вида и интенсивности излучения, расстояния от его источника, времени воздействия и индивидуальных особенностей организма.

Энергия излучения, поглощенная единицей массы облучаемого вещества, на­зывается поглощенной дозой излучения Дпогл- Внесистемной единицей поглощен­ной дозы излучения служит рад (1 рад = 10-2 Дж/кг).

В связи с тем, что одинаковая поглощенная доза различных видов излучения вызывает в живой ткани различное биологическое действие, для оценки радиа­ционной опасности хронического облучения излучениями различных видов введе­ны понятия коэффициента качества (КК) и эквивалентной дозы Дьш. Последняя характеризует биологическое воздействие облучения с учетом как поглощенной энергии, так и характера излучения:

Дэкв ~Дпогл ■ КК ’ КР <

где КК - коэффициент качества, показывающий отношение биологической эффек­тивности данного вида излучения и рентгеновых лучей с энергией 250 кэВ нри одинаковой поглощенной дозе; КР - коэффициент распределения дозы, учиты­вающий влияние неоднородности распределения радиоактивных изотопов на их канцерогенную эффективность по отношению к радию-226.

Единицей измерения эквивалентной дозы служит биологический эквивалент рада - бэр. За 1 бэр принимается такая поглощенная доза любого вида излучения, которая при хроническом облучении вызывает такой же биологический эффект, что и 1 рад рентгеновского или гамма-излучения. Дозы, создаваемые различными видами излучения, выраженные одинаковым числом единиц бэр, при одинаковых условиях облучения будут эквивалентны по биологическому действию.

Действующими нормами установлены предельно допустимые дозы (ПДД) облучения людей. В качестве ПДД принят годовой уровень облучения персонала не вызывающий при равномерном накоплении дозы в течение 50 лет обнаруживав* мых современными методами неблагоприятных изменений в состоянии здоровья самого облучаемого и его потомства.

В соответствии с возможными последствиями воздействия ионизирующих излу­чений на организм установлены следующие категории облучаемых лиц: А - пер­сонал; Б - отдельные лица из населения; В - население в целом. ПДД внешнего и внутреннего облучения установлены для четырех групп критических органов и тканей.

Предельно допустимая доза (бэр) для лиц категории А в группе I (все тело) за ряд лет должна быть не более

где N - возраст в годах.

Во всех случаях доза, накопленная в возрасте 30 лет, не должна превышать 60 бэр.

Отдельные лица из персонала, за исключением женщин в возрасте до 30 лет, могут получить однократно в течение одного квартала дозу для всего организма, не превышающую 3 бэр. Для женщин в возрасте до 30 лет однократная доза в тече­ние одного квартала не должна превышать 1,3 бэр.

Для обеспечения безопасности работ необходимо строго соблюдать «Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений» ОСП-72 .

Задача защиты от ионизирующих излучений, в конечном счете, сводится к уменьшению поглощенной дозы. Этого можно добиться удалением облучаемого персонала на безопасное расстояние от источника излучения или сокращением времени облучения.

При точечном источнике излучения экспозиционная доза (в рентгенах) на

рабочем месте, п….

Даксп~ ^2 = £>2 >

где a - активность источника, мКи; Ку - гамма-постоянная изотопа; М - гамма — эквивалент препарата, мг-экв Ra t - время облучения, ч; R - расстояние, см.

В тех случаях, когда «защиту расстоянием» или «защиту временем» обеспечить невозможно, прибегают к сооружению экранов или других ограждений из различ­ных материалов. Передвижные экраны для защиты от рентгеновского или гамма — излучения часто делают из свинца; при создании стационарной защиты удобно ис­пользовать бетон с добавлением в него барита или применением баритовой шту­катурки. Расчет толщины экранов и ограждений в зависимости от энергии излу­чения обычно производят по специальным таблицам или номограммам .

С целью проверки соблюдения норм радиационной безопасности и получения информации о дозе облучения персонала согласно действующим правилам должен быть организован радиационный контроль с использованием стационарных и переносных приборов, а также индивидуальных дозиметров.

Электронно-лучевые установки, работающие при напряжении от 10 до 100 кВ, относятся к группе источников рентгеновского излучения, не используемого для технологических целей.

Толщину защиты электронной пушки элекгронно-лучевых установок с фоку­сирующей и отклоняющей системами плавильной и сварочной камер рассчиты­вают в соответствии с рабочим напряжением установки и максимальной силой тока. Смотровые окна должны быть снабжены свинцовыми стеклами с толщиной, эквивалентной защите камеры, а для плавильных установок оборудованы периско­пическими устройствами.

Установки, предназначенные для сварки должны размещаться в отдельных помещениях на первом этаже. Подвальные помещения, над которыми размещены электронно-лучевые установки, использовать под служебные помещения с местами постоянного пребывания людей запрещается.

Расположение электронно-лучевых установок в отведенных для них помеще­ниях должно удовлетворять следующим основным требованиям:

а) свободная площадь, не занятая электронно-лучевыми установками, долж­на составлять не менее половины общей площади помещений;

б) расстояние от верха установок до потолка должно быть не менее 1 м;

в) пульт управления должен размещаться на расстоянии не более 1,5 м от установки; на сварочных установках допустимо иметь дублирующее управление на камере.

Дозиметрический контроль защиты должен проводиться не реже 1 раза в год, а также после монтажа или внесения изменений в конструкцию действующих уста­новок и выполняться ответственным лицом, выделенным администрацией пред­приятия .

Использование тарированных вольфрамовых электродов при сварке в среде защитных газов потенциально может быть связано с выделением в воздух произ­водственных помещений тория и продуктов его распада.

Порядок получения тарированных вольфрамовых электродов и перевозка их всеми видами транспорта регламентируется действующими санитарными пра­вилами ОСП-72 и правилами безопасной перевозки радиоактивных веществ. Большинство видов работ с тарированными вольфрамовыми электродами (из сплавов марок ВТ10, ВТ15 и др.) радиационной опасности не представляет. Условная радиационная опасность может возникать при транспортировке и хра­нении электродов общей массой более 5 кг, а также при заточке вольфрамовых электродов и при одновременной сварке более чем на пяти рабочих постах, рас­положенных в одном цехе. Однако условно опасная работа перестает быть радиа — циоино опасной при соблюдении санитарных правил и требований техники безо­пасности. На предприятиях и в учреждениях, использующих тарированные воль­фрамовые электроды, запас электродов не должен превышать годовой потребности в них. Этот запас следует хранить на центральном складе предприятия.

Электроды, необходимые для месячной работы, и квартальные запасы, если их общая масса не превышает 5 кг, разрешается хранить в подсобных складах цехов или участков, не отделяя их от остальных хранящихся материалов, за исклю­чением фоточувствительных. К хранению тарированных вольфрамовых электро­дов непосредственно на рабочих местах (до 1 кг) особых требований не предъяв­ляется. Операции по заточке тарированных вольфрамовых электродов следует производить на специально выделенном заточном станке, установленном в любом близлежащем к сварочным постам помещении, отвечающем санитарным и гигиени­ческим требованиям. Заточной станок должен быть оборудован механической вытяжкой. Пыль должна собираться и помещаться в сборник твердых радиоактив­ных отходов. Лица, производящие заточку электродов, дсяжны дополнительно обеспечиваться рукавицами. Сварку тарированными вольфрамовыми электродами (одновременно более чем на пяти рабочих постах в одном и том же помещении), а также заточку электродов и уборку пьт»іи от заточного станка следует произво­дить в респираторе. Дозиметрический контроль при работе с тарированными воль­фрамовыми электродами должен выполняться промышленными лабораториями предприятий и радиологическими группами санитарно-эпидемиологических стан­ций (СЭС) в виде текущего санитарного надзора.

Интенсивность у-излучения, его способность что-либо ионизировать ослабляется как 1/г2, где г - расстояние между у-источником и облучаемым объектом. То есть с удалением от источника радиации опасность подвергнуться его облучению довольно быстро убывает.
Еще в большей мере это относится к источникам (3-излучения, которое не только ослабляется с расстоянием, но и интенсивно поглощается «по дороге». Так, p-излучение даже родия-106 (Ер = 3,54 МэВ) будет полностью поглощено воздушной «подушкой» толщиной 16 м.
Ho особенно резко ослабляется a-излучение. Даже а-частицы полония-216, имеющие энергию Ea = 6,78 МэВ (самые энергичные из попавших в приложение I), будут полностью поглощены 6-сантиметровым слоем воздуха. Хотя в безвоздушном пространстве космоса a-частица может пропутешествовать миллионы лет и покрыть миллионы километров.
Итак, очевидная защита от радиации - удаление от ее источника. Так что один из основополагающих поведенческих рефлексов, рекомендующий человеку (и не только человеку) держаться подальше от чего-то неясного, потенциально опасного, не обманывает его и здесь...
Однако власть, мысляшая иными категориями, относится к такому поведению человека неодобрительно. Ибо нет в нем ни самопожертвования (затыкания амбразур подручными средствами), ни самоотверженного труда (и экономии на его оплате)... А если человек уходил от опасности не только быстро, но и не спрашивая разрешения, то это называлось паническим бегством.
Фольклор не заставил себя ждать: При атомной бомбардировке нужно завернуться в белое и тихо ползти на кладбище... В белое - понятно, на кладбище - тоже... А почему тихо? Чтобы не было паники...
Однако воспользоваться методом «дистанционного» ослабления радиации удается не всегда. В первую очередь это относится, конечно, к профессионалам, вынужденным оставаться на своих рабочих местах. И тогда остается лишь одно - установить между человеком и источником радиации защитный экран.

И здесь основная проблема - защита от у-излучения. И хотя полностью оно не поглощается ничем, его интенсивность может быть снижена до приемлемой величины защитным экраном, изготовленным из подходящего матер пат а и имеющего достаточную толщину. В приложении 7 приведены таблицы (П7.1-П7.3), в которых связаны жесткость у-излучения, кратность его ослабления и нужная для такого ослабления толщина экрана .
В отличие от у-, p-излучение может быть полностью поглощено в слое вещества достаточной толщины. В приложении 7 (табл. П7.4, П7.5) приведены величины максимального пробега электронов с энергией Ep в воде, в воздухе, в биологической ткани и в некоторых металлах.
Лишь у немногих р-излучающих радионуклидов, вошедших в приложение I, энергия излучения превышает 3 МэВ (самые энер- гичные электроны излучает родий-106: Ep тах = 3,54 МэВ). А это значит, что практически 100%-ную защиту от p-излучения радионуклидов, с которыми мы можем встретиться, обеспечит железный лист толщиной 3...3,5 мм.
Такой экран может быть полезен и в другом качестве - при экспресс-анализе обнаруженного. Так, если показания прикрытого им дозиметра уменьшаются до обычных фоновых, то это значит, что мы, скорее всего, имеем дело с каким-то из р-излучателей. А излучение стронций-иттриевого источника (Epmax =2,27 МэВ), самого массового из «чистых» р-излучателей, будет «отрезано» листом железа толщиной лишь 2 мм.
Поглотителем p-излучения и своего рода экраном, защищающим внутренние органы человека, может быть и сама биологическая ткань: следствием мощного электронного облучения бывает обычно лишь ожог кожи и подкожных тканей. Если это «свежевыпавший» стронций-90, то ожог будет поверхностным (глубина 15...0,2 мм), если уже полежавший (и накопивший иттрий-90), ожог затронет ткани на глубину до 5... 10 мм.
Конечно, при определении толщины экрана, полностью поглощающего электронное излучение, ориентируются на Ep тах - самые энергичные электроны спектра".
1 В p-спектре радионуклида принято отмечать Ep ср - среднюю энергию р-час- тиц - и Ep тgt;,х - их максимальную энергию. Обычно Ep ma*/Ep Ср = 2,5...4. Ho это отношение может быть и значительно большим. Так, для кобальта-60 Ep тах/ЕРср= 16, а для европия-158 - Ep max/Epcps44 :
«...Другой группе летчиков предполагалось назначить бывший на снабжении MO СССР табельный препарат противорадиационной защиты - цистамин. Тем не менее от этой акции военные медики вскоре отказались, так как после приема цистамина у летчиков возникала тошнота и рвота - характерные для большинства радиопротекторов осложнения...»
И еще об одном «радиопротекторе»...
...Говорят, что «Столичная» очень хороша от стронция... Этот невеселый юмор Галича возник не на пустом месте. Вот что пишут по этому поводу командиры наших атомных подводных лодок : Основным лекарством считалось (и считается до сих пор) спиртное. Утверждалось, что 150 граммов водки после работы снимает всю полученную радиацию и улучшает обмен веществ.
И там же: При серьезных авариях сварщик из заключенных знал, что дозу он получит огромную. Он имел право отказаться - и отказывался. Убедить его можно было только таким аргументом: «Получишь стакан спирта! Половину - до начала работы и половину - после».
Ho спиртом «лечились» от радиации не только на флоте: Мне привозили контейнеры с радиоактивными изотопами... сотрудники Министерства госбезопасности. Им нравилась эта работа потому, что к этому времени распространилось мнение, воплощенное в служебную инструкцию, что против излучения помогает спирт. Им полагалась бутылка водки на двоих... (Шноль С.Э. Герои, злодеи, конформисты российской науки. - 2-е изд. М.: Крон-пресс. 2001. С. 592).
...Методы «работы с населением» могут быть самыми разными. Ho описанный может быть отнесен к самым эффективным в России: пить не только можно, но и нужно, и притом за казенный счет... Это вершина творчества атомного Агитпропа...
Хотя способность стакана водки ликвидировать последствия ионизирующего облучения любого уровня, то есть независимость спиртовой дозы от радиационной, должна была бы вызывать сомнения. Ho, похоже, зависимость все же есть...
А. Яковлев в своей книге (Омут памяти. Вагриус. М.: 2000. С. 254), касаясь обсуждения на Политбюро событий в Чернобыле, воспроизводит разговор между президентом АН СССР А.П. Александровом и министром Средмаша Е.П. Славским: Ты помнишь, Ефим, сколько рентген мы с тобой схватили на Новой Земле? И вот ничего, живем. Помню, конечно. Ho мы тогда по литру водки оприходовали...

Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже

Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.

1. КЛАССИФИКАЦИЯ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

2. ВЛИЯНИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ НА ОРГАНИЗМ ЧЕЛОВЕКА

3. НОРМИРОВАНИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

4. ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

СПИСОК ИСПОЛЬЗУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

1. КЛАССИФИКАЦИЯ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Источниками ионизирующих излучений в промышленности являются установки рентгеноструктурного анализа, высоковольтные электровакуумные системы, радиационные дефектоскопы, толщиномеры, плотномеры и др.

К ионизирующим относятся корпускулярные излучения, которые состоят из частичек с массой покоя, которая отличается от ноля (альфа-, бета-частички, нейтроны) и электромагнитные излучения (рентгеновское и гамма-излучение), которые при взаимодействии с веществами могут образовывать в них ионы.

Альфа-излучение -- это поток ядер гелия, который излучается веществом при радиоактивном распаде ядер с энергией, которая не превышает нескольких мегаэлектровольт (МеВ). Эти частички имеют высокую ионизирующую и низкую проникающую способность.

Бета-частички -- это поток электронов и протонов. Проникающая способность (2,5 см в живых тканях и в воздухе -- до 18 м) бета-частичек выше, а ионизирующая -- ниже, чем у альфа-частичек.

Нейтроны вызывают ионизацию веществ и вторичное излучение, которое состоит из заряженных частичек и гамма-квантов. Проникающая способность зависит от энергии и от состава веществ, которые взаимодействуют.

Гамма-излучение -- это электромагнитное (фотонное) излучение с большой проникающей и малой ионизирующей способностью с энергией 0,001 3 МеВ.

Рентгеновское излучение -- излучение, возникающее в среде, которая окружает источник бета-излучения, в ускорителях электронов и является совокупностью тормозного и характерного излучений, энергия фотонов которых не превышает 1 МеВ. Характерным называют фотонное излучение с дискретным спектром, который возникает при изменении энергетического состояния атома.

Тормозное излучение -- это фотонное излучение с непрерывным спектром, которое возникает при изменении кинетической энергии заряженных частичек.

Активность А радиоактивного вещества -- это количество спонтанных ядерных превращений dN в этом веществе за малый промежуток времени dt, разделенное на этот промежуток:

Единицей измерения активности является беккерель (Бк). 1 Бк -- одно ядерное превращение за секунду. Кюри (Ки) -- специальная единица активности: 1 Ки= 3,7-1010 Бк.

Степень ионизации оценивается экспозиционной дозой рентгеновского или гамма-излучения.

Экспозиционной дозой называется полный заряд dQ ионов одного знака, которые возникают в воздухе при полном торможении всех вторичных электронов, которые были образованы фотонами в малом объеме воздуха, разделенный на массу воздуха dm в этом объеме:

Единицей измерения экспозиционной дозы является кулон на килограмм (Кл/кг). Поза системная единица -- рентген (Р); 1 Р = 2,58-10"4 Кл/кг.

Мощность экспозиционной дозы РЭКСП -- это прирост экспозиционной дозы dX за малый промежуток времени dt, разделенный на этот промежуток:

Единица измерения -- Кл/кг с.

Поглощенная доза D -- это средняя энергия dЕ, которая передается излучением веществу в некотором элементарном объеме, разделенная на массу вещества в этом объеме:

Единица поглощенной дозы грей (Гр), равна 1 Дж/кг. Внесистемная единица -- рад; 1 рад = 0,01 Гр.

В связи с тем, что одинаковая поглощенная доза различных видов излучения вызывает в организме различный биологический эффект, введено понятие эквивалентной дозы Н, которая позволяет определять радиационную опасность влияния излучения произвольного состава и определяется по формуле

где Кк -- безразмерный коэффициент качества.

Единицей измерения эквивалентной дозы является зиверт (Зв); 1 Зв = 100 бер (биологический эквивалент рада) -- специальная единица эквивалентной дозы.

Согласно нормам радиационной безопасности НРБ 76/87 введен показатель, который характеризует ионизирующее излучение -- керма.

Керма К -- это отношение суммы начальных кинетических энергий dEK всех заряженных ионизирующих частичек в элементарном объеме вещества, к массе dm вещества в этом объеме:

Керму измеряют теми же единицами, что и поглощенную дозу (Грей, рад).

Экспозиционная доза является мерой энергии, которая передается фотонами единицы массы воздуха в процессе взаимодействия, то есть одновременно связанное с кермой фотонного излучения в воздухе К:

где со -- средний расход энергии на образование одной пары ионов; е -- заряд электрона.

2 . ВЛИЯНИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ НА ОРГАНИЗМ ЧЕЛОВЕКА

Степень биологического влияния ионизирующего излучения зависит от поглощения живой тканью энергии и ионизации молекул, которая возникает при этом.

Во время ионизации в организме возникает возбуждение молекул клеток. Это предопределяет разрыв молекулярных связей и образование новых химических связей, несвойственных здоровой ткани. Под влиянием

ионизирующего излучения в организме нарушаются функции кровотворних органов, растет хрупкость и проницаемость сосудов, нарушается деятельность желудочно-кишечного тракта, снижается сопротивляемость организма, он истощается. Нормальные клетки перерождаются в злокачественные, возникают лейкоз, лучевая болезнь.

Одноразовое облучение дозой 25--50 бер предопределяет необратимые изменения крови. При 80--120 бер появляются начальные признаки лучевой болезни. Острая лучевая болезнь возникает при дозе облучения 270--300 бер.

Облучение может быть внутренним, при проникновении радио-активного изотопа внутрь организма, и внешним; общим (облучение всего организма) и местным; хроническим (при действии в течение длительного времени) и острым (одноразовое, кратковременное влияние).

3 НОРМИРОВАНИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Допустимые уровни ионизирующего излучения регламентируются „Нормами радиационной безопасности" НРБ 76/87 и „Основными санитарными правилами работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующего излучения" ОСП 72/87.

Согласно этим нормативным документам облучаемые лица разделяются на следующие категории:

А -- персонал -- лица, которые постоянно или временно работают с источниками ионизирующего излучения;

Б -- ограниченная часть населения -- лица, которые не работают непосредственно с источниками излучений, но по условиям проживания или расположения рабочих мест могут подлежать облучению;

В -- население области, страны.

По степени снижения чувствительности к ионизирующему излучению установлено 3 группы критических органов, облучение которых влечет за собой наибольший убыток здоровью: I -- все тело, гонады и красный костный мозг; II -- щитовидная железа, мышцы, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталик глаз;

III -- кожа, кости, предплечье, икры, стопы.

Дозы облучения приведены в табл. 2.13.

В зависимости от группы критических органов для категории А установлена предельно допустимая доза (ПДД) за год, для категорий Б -- граница дозы (ГД) за год.

Таблица 1

Дозы внешнего и внутреннего облучений

ПДД -- наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которое при равномерном влиянии в течение 50 лет не вызывает в состоянии здоровья персонала неблагоприятных изменений, которые выявляются современными методами.

Эквивалентная доза Н (бер), накопленная в критическом органе за время Т (лет) с начала профессиональной работы, не должна превышать значения, полученного по формуле:

В среднем нормальное облучение человека от естественного радиоактивного фона, который состоит из космического излучения; излучения естественно распределенных радиоактивных веществ на поверхности Земли, в приземной атмосфере, в продуктах питания, воде и тому подобное, составляет в течение года приблизительно 0,1 рад.

При работе с рентгеновскими установками (для структурного анализа, дефектоскопии) нормируется мощность экспозиционной дозы Рэксп на рабочих местах. Например, при работе электронных

ламп -- 14,3*10-10 Кл/кг с (20 MP/час), около видеоконтрольного устройства телевизионной системы на стороне, обращенной к опе-ратору -- 0,36*10-10 Кл/кг с (0,5 MP/час). Для установок, в которых рентгеновское излучение является второстепенным фактором (электронно-лучевые установки для плавления, сварки и других видов электронной обработки металлов), нормируемое значение Рэксп составляет для рабочей недели длительностью

41 час о,206*10-10 Кл/кг с (0,288 МР/час), 36 часов -- 0,18*10-10 Кл/кг час (0,252 МР/час).

4 ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Защита от ионизирующих излучений может осуществляться путем использования следующих принципов:

использование источников с минимальным излучением путем
перехода на менее активные источники, уменьшение количества изотопа;

сокращение времени работы с источником ионизирующего излучения;

отдаление рабочего места от источника ионизирующего излучения;

экранирование источника ионизирующего излучения.
Экраны могут быть передвижные или стационарные, предназначенные для поглощения или ослабления ионизирующего излучения. Экранами могут служить стенки контейнеров для перевозки радиоактивных изотопов, стенки сейфов для их хранения.

Альфа-частицы экранируются слоем воздуха толщиной несколько сантиметров, слоем стекла толщиной несколько миллиметров. Однако, работая с альфа-активными изотопами, необходимо также защищаться и от бета- и гамма-излучения.

С целью защиты от бета-излучения используются материалы с малой атомной массой. Для этого используют комбинированные экраны, в которых со стороны источника располагается материал с малой атомной массой толщиной, которая равна длине пробега бета-частиц, а за ним -- с большей массой.

С целью защиты от рентгеновского и гамма-излучения применяются материалы с большой атомной массой и с высокой плотностью (свинец, вольфрам).

Для защиты от нейтронного излучения используют материалы, которые содержат водород (вода, парафин), а также бор, бериллий, кадмий, графит. Учитывая то, что нейтронные потоки сопровождаются гамма-излучением, следует использовать комбинированную защиту в виде слоистых экранов из тяжелых и легких материалов (свинец-полиэтилен).

Действенным защитным средством является использование дистанционного управления, манипуляторов, роботизированных комплексов.

В зависимости от характера выполняемых работ выбирают средства индивидуальной защиты: халаты и шапочки из хлопковой ткани, защитные передники, резиновые рукавицы, щитки, средства защиты органов дыхания (респиратор „Лепесток"), комбинезоны, пневмокостюмы, резиновые сапоги.

Действенной мерой обеспечения радиационной безопасности является дозиметрический контроль по уровням облучения персонала и по уровню радиации в окружающей среде.

Оценка радиационного состояния осуществляется при помощи приборов, принцип действия которых базируется на следующих методах:

ионизационный (измерение степени ионизации среды);

сцинтилляционный (измерение интенсивности световых вспышек, возникающих в веществах, которые люминесцируют при прохождении через них ионизирующих излучений);

фотографический (измерение оптической плотности почернения
фотопластинки под действием излучения);

калориметрические методы (измерение количества тепла, которое
выделяется в поглощающем веществе).

СПИСОК ИСПОЛЬЗУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

1. Безопасность жизнедеятельности/ Под ред. С. В. Белова.- 3-е изд., перераб.- М.: Высш. шк., 2001.-485с.

2. Гражданская оборона/ Под ред. П. Г. Якубовского.- 5-е изд., испр.- М.: Просвещение, 1972.-224c.

3. Радиация. Дозы, эффекты, риск: Пер. с англ.- М.: Мир,-79c., ил.

Подобные документы

Природа ионизирующего излучения. Генерация ионизирующего излучения в природе обычно происходит в результате спонтанного радиоактивного распада радионуклидов. Биологическое действие ионизирующих излучений. Гигиеническое нормирование ионизирующих излучений.

реферат , добавлен 19.11.2010


Основные характеристики ионизирующих излучений. Принципы и нормы радиационной безопасности. Защита от действия ионизирующих излучений. Основные значения дозовых пределов внешнего и внутреннего облучений. Отечественные приборы дозиметрического контроля.

реферат , добавлен 13.09.2009


Воздействие ионизирующих излучений на неживое и живое вещество, необходимость метрологического контроля радиации. Экспозиционная и поглощенная дозы, единицы размерности дозиметрических величин. Физико-технические основы контроля ионизирующих излучений.

контрольная работа , добавлен 14.12.2012


Прямое и косвенное действие ионизирующего излучения. Действие больших доз ионизирующих излучений на биологические объекты. Генетические последствия радиации. Внутреннее облучение населения. Основные методы и средства защиты от ионизирующих излучений.

презентация , добавлен 25.12.2014


Источники внешнего облучения. Воздействие ионизирующих излучений. Генетические последствия радиации. Методы и средства защиты от ионизирующих излучений. Особенности внутреннего облучения населения. Формулы эквивалентной и поглощенной доз излучения.

презентация , добавлен 18.02.2015


Виды ионизирующих излучений. Механизм их действия на живую клетку. Характеристика повреждения человеческого организма в зависимости от дозы. Использование индивидуальных средств защиты. Дозиметрический контроль внешней среды и продуктов питания.

презентация , добавлен 17.12.2016


Основные виды ионизирующих излучений. Основные правовые нормативы в области радиационной безопасности. Обеспечение радиационной безопасности. Радиационное воздействие и биологические эффекты. Последствия облучения людей ионизирующим излучением.

реферат , добавлен 10.04.2016


Экологическая экспертиза техники и технологий. Опасность включения человека в электрические сети. Виды ионизирующих излучений. Действие ионизирующих излучений на людей. Пожарная опасности. Обучение охране труда. Лица, подлежащих обязательному обучению.

контрольная работа , добавлен 27.05.2008


Радиоактивность и ионизирующие излучения. Источники и пути поступления радионуклидов в организм человека. Действие ионизирующих излучений на человека. Дозы радиационного облучения. Средства защиты от радиоактивных излучений, профилактические мероприятия.

курсовая работа , добавлен 14.05.2012


Основные типы радиоактивных излучений, их негативное воздействие на человека. Радионуклиды как потенциальные источники внутреннего облучения. Способы защиты от источников ионизирующих излучений. Пути поступления радитоксичных веществ в организм.

Различают два вида эффекта воздействия на организм ионизирующих излучений: соматический и генетический. При соматическом эффекте, негативные последствия проявляются непосредственно у облучаемого, при генетическом - у его потомства.

Соматические эффекты могут быть ранними или отдалёнными. Ранние возникают в период от нескольких минут до 60 суток после облучения. К ним относят покраснение и шелушение кожи, помутнение хрусталика глаза, поражение кроветворной системы, лучевая болезнь, летальный исход. Отдалённые соматические эффекты проявляются через несколько месяцев или лет после облучения в виде стойких изменений кожи, злокачественных новообразований, снижения иммунитета, сокращения продолжительности жизни.

При изучении действия излучения на организм были выявлены следующие особенности:

• 1. Высокая эффективность поглощённой энергии, даже малые её количества могут вызвать глубокие биологические изменения в организме.
• 2. Наличие скрытого (инкубационного) периода проявления действия ионизирующих излучений.
• 3. Действие от малых доз может суммироваться или накапливаться.
• 4. Генетический эффект - воздействие на потомство.
• 5. Различные органы живого организма имеют свою чувствительность к облучению.
• 6. Не каждый организм (человек) в целом одинаково реагирует на облучение.
• 7. Облучение зависит от частоты воздействия. При одной и той же дозе облучения вредные последствия будут тем меньше, чем более дробно оно получено во времени.

Ионизирующее излучение может оказывать влияние на организм как при внешнем (особенно рентгеновское и гамма-излучение), так и при внутреннем (особенно альфа-частицы) облучении. Внутреннее облучение происходит при попадании внутрь организма через лёгкие, кожу и органы пищеварения источников ионизирующего излучения. Внутреннее облучение более опасно, чем внешнее, так как попавшие внутрь источники ИИ подвергают непрерывному облучению ничем не защищённые внутренние органы.

Под действием ионизирующего излучения вода, являющаяся составной частью организма человека, расщепляется, и образуются ионы с разными зарядами. Полученные свободные радикалы и окислители взаимодействуют с молекулами органического вещества ткани, окисляя и разрушая её. Нарушается обмен веществ. Происходят изменения в составе крови - снижается уровень эритроцитов, лейкоцитов, тромбоцитов и нейтрофилов. Поражение органов кроветворения разрушает иммунную систему человека и приводит к инфекционным осложнениям.

Местные поражения характеризуются лучевыми ожогами кожи и слизистых оболочек. При сильных ожогах образуются отёки, пузыри, возможно, отмирание тканей (некрозы).

Смертельные поглощённые дозы для отдельных частей тела следующие:

• · голова - 20 Гр;
• · нижняя часть живота - 50 Гр;
• · грудная клетка - 100 Гр;
• · конечности - 200 Гр.

При облучении дозами, в 100-1000 раз превышающую смертельную дозу, человек может погибнуть во время однократного облучения (“смерть под лучом”).

Биологические нарушения в зависимости от суммарной поглощённой дозы облучения представлены в таблице 2.

Таблица 2. Биологические нарушения при однократном (до 4-х суток) облучении всего тела человека

Доза облучения, (Гр)	Характер биологических последствий облучения
	Видимых нарушений нет
	Возможны изменения в крови
	Изменения в крови, трудоспособность нарушена
	Лёгкая степень лучевой болезни (выздоровление у 100% пострадавших)
	Средняя степень лучевой болезни (выздоровление у 100% пострадавших при условии лечения)
	Тяжёлая степень лучевой болезни (выздоровление у 50-80% пострадавших при условии специального лечения)
	Крайне тяжёлая лучевая болезнь (выздоровление у 30-50% пострадавших при условии специального лечения)
	Переходная форма (исход непредсказуем)
	100%-ный смертельный исход через несколько суток
	Смертельный исход через несколько часов
	Смертельный исход через несколько минут

В зависимости от типа ионизирующего излучения могут быть разные меры защиты:

• · уменьшение времени облучения;
• · увеличение расстояния до источников ионизирующего излучения;
• · ограждение или герметизация источников ионизирующего излучения
• · оборудование и устройство защитных средств;
• · организация дозиметрического контроля;
• · применение мер гигиены и санитарии.

А - персонал, т.е. лица, постоянно или временно работающие с источниками ионизирующего излучения;

Б - ограниченная часть населения, т.е. лица, непосредственно не занятые на работе с источниками ионизирующих излучений, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могущие подвергаться воздействию ионизирующих излучений;

В - всё население.

Предельно допустимая доза - это наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которая при равномерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

Природные источники дают суммарную годовую дозу примерно 200 мбэр (космос до 30 мбэр, почва до 38 мбэр, радиоактивные элементы в тканях человека до 37 мбэр, газ радон до 80 мбэр и другие источники).

Искусственные источники добавляют ежегодную эквивалентную дозу облучения примерно в 150-200 мбэр (медицинские приборы и исследования порядка 100-150 мбэр, просмотр телевизора около 1-3 мбэр, ТЭЦ на угле до 6 мбэр, последствия испытаний ядерного оружия до 3 мбэр и другие источники).

Всемирной организацией здравоохранения предельно допустимая (безопасная) эквивалентная доза облучения для жителя планеты определена в 35 бэр, при условии её равномерного накопления в течение 70 лет жизни.

От альфа-частиц можно защититься путём:

• 1) увеличения расстояния до источников ионизирующих излучений, т.к. альфа-частицы имеют небольшой пробег;
• 2) использования спецодежды и спецобуви, т.к. проникающая способность альфа-частиц невысока;
• 3) исключения попадания источников альфа-частиц с пищей, водой, воздухом и через слизистые оболочки, т.е. применение противогазов, масок, очков и т.п.

В качестве защиты от бета-частиц используют:

• 1) ограждения (экраны), с учётом того, что лист алюминия толщиной несколько миллиметров полностью поглощает поток бета-частиц;
• 2) методы и способы, исключающие попадание источников бета-частиц внутрь организма.

Защиту от рентгеновского и гамма-излучения необходимо организовывать с учётом того, что эти виды излучения отличаются большой проникающей способностью. Наиболее эффективны следующие мероприятия (как правило, используемые в комплексе):

• 1) увеличение расстояния до источника излучения;
• 2) сокращение времени пребывания в опасной зоне;
• 3) экранирование источника излучения материалами с большой плотностью (свинец, бетон и др.);
• 4) использование защитных сооружений (противорадиационных укрытий, подвалов и т.п.) для населения;
• 5) использование индивидуальных средств защиты органов дыхания, кожных покровов и слизистых оболочек;
• 6) дозиметрический контроль внешней среды и продуктов питания.

При использовании различного рода защитных сооружений следует учитывать, что мощность экспозиционной дозы ионизирующего излучения снижается в соответствии с величиной коэффициента ослабления (Косл).

Некоторые величины Косл приведены в таблице 3.

Таблица 3. Средние значения коэффициента ослабления дозы радиации

Наименование укрытий и транспортных средств или условия расположения населения (войск)
Открытое расположение на местности Заражённые траншеи, канавы, окопы, щели Вновь отрытые траншеи, канавы, окопы, щели Перекрытые траншеи, канавы, окопы и т.п. ТРАНСПОРТНЫЕ СРЕДСТВА Железнодорожные платформы Автомобили, автобусы и крытые вагоны Пассажирские вагоны Бронетранспортёры ПРОМЫШЛЕННЫЕ И АДМИНИСТРАТИВНЫЕ ЗДАНИЯ Производственные одноэтажные здания (цехи) Производственные и административные трёхэтажные здания ЖИЛЫЕ КАМЕННЫЕ ДОМА Одноэтажные Двухэтажные Трёхэтажные Пятиэтажные ЖИЛЫЕ ДЕРЕВЯННЫЕ ДОМА Одноэтажные

В связи с тем, что проникающее излучение оказывает вредное биологическое действие, первостепенное значение при работе с радиоактивными веществами приобретает правильная организация труда , обеспечивающая безопасность обслуживающего персонала. Правильно организовать работу с радиоактивными веществами значит создать условия, исключающие превышение пределов доз облучения и предупреждение проникновения радиоактивных веществ внутрь организма. Сюда входит целый комплекс мероприятий, обеспечивающих защиту от внешнего облучения, а также позволяющих предотвратить загрязненность радиоактивными источниками рабочих помещений, рук и тела работающих, осуществить контроль за уровнем радиоактивных излучений.

Условия безопасности при использовании радиоактивных изотопов требуют соблюдения мер защиты не только в отношении людей, непосредственно работающих с радиоактивными веществами или находящихся в смежных помещениях, но также и населения, проживающего недалеко от предприятия, которое может подвергаться радиоактивному облучению. Безопасность работающих с источниками ионизирующих излучений обеспечивается установлением предельно допустимых доз облучения, применением защиты временем и расстоянием, использованием технических и индивидуальных средств защиты.

Нормирование параметров и организационные меры защиты . Нормы радиационной безопасности установлены в СанПиН 2.6.1.2523-09 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)" . Нормы применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения. НРБ-99/2009 устанавливают следующие категории облучаемых лиц :

• – персонал (группы А и Б);
• – все население, включая лиц из персонала вне сферы и условий их производственной деятельности.

Группу А составляют лица, работающие с техногенными источниками излучения. В группу Б входят лица, работающие на радиационном объекте или на территории его санитарно-защитной зоны и находящиеся в сфере воздействия техногенных источников. Основные пределы доз и все остальные допустимые производные уровни для персонала группы Б не должны превышать одной четвертой значений для персонала группы А.

• 1) основные пределы доз (ПД), которые приведены в табл. 5.4;
• 2) допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз, – пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и др.

Для обеспечения условий, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого, с учетом достигнутого в организации уровня радиационной безопасности администрацией организации дополнительно устанавливаются контрольные уровни (дозы, уровни активности, плотности потоков и др.).

Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) – 1000 мЗв, для населения за период жизни (70 лет) – 70 мЗв. Началом периодов считается 1 января 2000 г. 1

Годовая эффективная доза облучения персонала за счет нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения не должна превышать пределов доз, установленных в табл. 5.4. Под годовой эффективной дозой понимается сумма эффективной дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.

Таблица 5.4

Основные пределы доз

При организации работ с источниками малой мощности распространенными способами являются защита временем и защита расстоянием. Защита временем предусматривает такой регламент работ, при котором доза, полученная за время проведения работ, не превысит предельно допустимую. Защита расстоянием означает, что все операции с источниками излучения следует проводить при помощи манипуляторов, а весь процесс работы – в возможно короткий срок, в течение которого доза, полученная работающим, будет наименьшей и не превысит пределов, установленных санитарными нормами и правилами.

При работе с источниками большой активности для защиты работающих необходимы специальные экраны , в десятки и сотни раз ослабляющие интенсивность излучения. Например, для защитных экранов, поглощающих гамма- излучение , используются материалы, содержащие элементы с высоким атомным номером и высокой плотностью (например, свинец); пригодны по своим защитным свойствам также вода, сталь, чугун, бетон, баритобетон. Определение необходимой толщины экрана может быть произведено расчетным путем по справочным данным и по номограммам, приведенным в специальной литературе.

Защита от нейтронов. Обладая огромной проникающей способностью, быстрые нейтроны слабо поглощаются веществом, поэтому задача защиты от нейтронов заключается в замедлении движения быстрых нейтронов с последующим поглощением замедленных нейтронов. Известно, что быстрый нейтрон теряет приблизительно две трети своей энергии при столкновении с атомом водорода, вследствие этого хорошим защитным материалом от нейтронов являются вода и водородосодержащие материалы (парафин). Большое сечение захвата медленных нейтронов имеет бериллий. Нейтроны малой энергии (тепловые) хорошо поглощаются бором и кадмием, поэтому бор в чистом виде или в виде соединений вводится в бетон, свинец и другие материалы, применяемые для защиты от нейтронов и гамма-излучения, которое сопровождает поглощение нейтронов такими материалами, как бериллий, бор и кадмий.

Технические меры защиты. К техническим мерам защиты от ионизирующих излучений относятся автоматизация и дистанционное управление, герметизация источников, защитное экранирование. При выборе технических средств защиты необходимо учитывать условия облучения (внешнее или внутреннее). При работе с радиоактивными веществами в открытом виде наряду с опасностью внешнего облучения имеется возможность поступления этих веществ внутрь организма. Для защиты персонала используется радиационно-защитное технологическое оборудование (камеры, боксы, вытяжные шкафы), а также сейфы, контейнеры и мешки для радиоактивных отходов. Герметичность вытяжных устройств – шкафов, боксов и камер обеспечивается созданием разрежения воздуха (100–200 Па).

Радиохимический шкаф более герметичен, чем обычный химический, рабочие отверстия закрыты перчатками, скорость воздуха в открывающихся проемах (в зависимости от класса работ) составляет 1–1,5 м/с. Боксы – герметичные укрытия, применяемые для проведения операций с радиоизотопами в открытом виде. Для проведения операций в заданных газовых средах (например, восстановления металлов в инертных средах) применяют боксы с замкнутой циркуляцией воздуха . Такие боксы имеют собственную вентиляционную систему, обеспечивающую очистку в индивидуальном фильтре бокса загрязненного радиоактивными аэрозолями воздуха (или другого газа) и подачу очищенного воздуха в бокс. В вытяжных шкафах и боксах используют манипуляторы копирующие, шпатовые и другой дистанционный инструмент, приспособления для вскрытия пеналов, запайки ампул и др. Кроме того, манипуляторные боксы снабжены контейнерами для твердых отходов, тележками для подачи контейнеров, блоком сварки пластиковых мешков. Для вакуумной плавки и литья радиоактивных металлов применяют дистанционно управляемую установку, которая размещается в герметичном боксе, оборудованном автоматическими транспортными коммуникациями.

Для работ с веществами высоких уровней активности используют камеры , полностью герметизированные, с дистанционным управлением рабочими операциями и наблюдением через защищенные отверстия. Работы с веществами большой активности выполняются на полностью автоматизированном оборудовании с дистанционным управлением.

Защита от внешнего облучения предусматривает создание таких ограждений (экранов) , которые снижали бы дозу внешнего облучения до предельно допустимой. Выбор типа ограждения или экрана прежде всего зависит от вида излучения, а также от активности и энергии источника излучения, условий его эксплуатации. Стационарными ограждениями служат защитные стены, перекрытия пола и потолка, смотровые окна; экранами – стенки контейнеров для перевозки радиоактивных изотопов, сейфов для их хранения, боксов и др.

При выборе материала экрана (ограждения) во внимание принимаются спектральный состав излучения, его интенсивность, а также расстояние от источника, на котором находится обслуживающий персонал, и время пребывания под действием излучений. Например, для защиты от альфа-излучения достаточен слой воздуха в 10 см от источника, так как пробег альфа-частиц в воздухе не превышает 8–9 см. Применяют также экраны из плексигласа или стекла толщиной в несколько миллиметров. Практически при работе с альфа-активными препаратами приходится защищаться не только от альфа-, но и от бета- или гамма- излучения.

Экраны для защиты от бета-излучения изготовляют из материалов с малой атомной массой (например, алюминия) или из плексигласа. Толщину экрана определяют с учетом максимального пробега бета-частиц (для алюминия при энергии бета-частиц Е = 0,1:0,6 МэВ пробег l = 0,07:1 мм). Но при прохождении бета-частиц через вещество не только ионизируются атомы, но и возникает тормозное излучение, поэтому для защиты от бета-излучений высоких энергий экран снаружи покрывают слоем тяжелого материала (например, свинца) для поглощения тормозного излучения. Возникающие в материале внутреннего слоя экрана кванты с малой энергией поглощаются внешним слоем материала с большой атомной массой. Толщину наружного слоя определяют по рассчитанному значению энергии тормозного излучения и создаваемой им дозе излучения.

Сложнее осуществить защиту от внешнего гамма- излучения , проникающая способность которого гораздо выше, чем у альфа- и бета-частиц. Обеспечить полную защиту от гамма-излучения не представляется возможным. Защитные устройства позволяют только снизить величину дозы этого излучения в любое число раз. Материалы защитных устройств – вещества с большой атомной массой и высокой плотностью: свинец, вольфрам и т.п. Часто используют более легкие материалы, но менее дефицитные и более дешевые: сталь, чугун, сплавы меди. Стационарные ограждения, являющиеся частью строительных конструкций, целесообразнее изготовлять из бетона и баритобетона. Смотровые системы изготовляют из специального стекла: свинцового с жидким наполнителем (бромидом и хлоридом цинка) и др. В качестве защищающего от гамма-лучей материала применяют и свинцовую резину.

Защиту от гамма-излучения можно осуществить также временем, расстоянием, количеством радиоактивного вещества. Для обеспечения условий безопасности доза облучения не должна превышать ПДД (5 бэр в год).

Сложность создания защиты от нейтронного излучения состоит в том, что нейтроны вследствие отсутствия заряда не взаимодействуют с электрическим полем и поэтому распространяются в веществе, пока не столкнутся с ядрами. Таким образом, поглощение веществом нейтронного излучения проходит в два этапа: вначале быстрые нейтроны в результате упругих столкновений с ядрами рассеиваются, энергия нейтронов уменьшается до тепловой, а затем тепловые нейтроны при неупругих взаимодействиях поглощаются средой. Максимальное рассеивание происходит при упругих столкновениях частиц равной массы – для нейтронов это ядра водорода.

Для защиты от нейтронного излучения применяют воду, парафин, а также графит, бериллий и др. Нейтроны малой энергии поглощаются бором и кадмием, поэтому в применяемый для защиты от нейтронов бетон добавляют соединения бора: буру, колеманит. При поглощении нейтронов происходит испускание гамма-квантов. Для комбинированной защиты от нейтронов и гамма-излучения используют смеси тяжелых материалов с водой или водородсодержащими материалами, а также комбинации слоев тяжелых и легких материалов: железо – вода, свинец – вода, свинец – полиэтилен и т.п. Толщина экрана определяется по таблицам, номограммам или расчетам.

Средства индивидуальной защиты предназначены для защиты от внутреннего облучения радиоактивными веществами, а также – при внешнем облучении – от альфа- и мягкого бета-излучений (от гамма- и нейтронного излучений они не защищают). Индивидуальные средства защиты включают спецодежду, средства защиты органов дыхания и зрения.

При работах I класса и отдельных работах II класса работники обеспечиваются комбинезонами или костюмами, шапочками, легкой пленочной обувью или специальными ботинками, перчатками, бумажными полотенцами или носовыми платками разового пользования, а также средствами защиты органов дыхания. При работах II и III классов работники снабжаются халатами, шапочками, легкой обувью, перчатками, а при необходимости – средствами защиты органов дыхания.

Для выполнения ремонтных работ, при которых загрязнения могут быть очень большими, разработаны пневмо-костюмы из пластических материалов с принудительной подачей воздуха под костюм. Пневмокостюм защищает основную спецодежду, органы дыхания и кожные покровы от радиоактивной пыли. Вследствие полной герметичности костюм можно дезактивировать на работающем после его выхода из загрязненной зоны.

Органы дыхания при работе с изотопами защищают посредством респираторов, пневмошлемов, противогазов. Наиболее надежен шланговый противогаз.

Для защиты глаз применяют очки закрытого типа со стеклами, содержащими свинец или фосфат вольфрама. При работах с источниками альфа- и бета-излучений для защиты лица и глаз используют защитные щитки из оргстекла.

Безопасность работы с радиоактивными веществами и источниками излучения можно обеспечить, организуя систематический дозиметрический контроль за уровнями внешнего и внутреннего облучения персонала, а также за уровнем радиации в окружающей среде (воздухе, воде и др.). Объем дозиметрического контроля зависит от характера работы с радиоактивными веществами. При работе с закрытыми источниками достаточно измерять дозы гамма-излучения на рабочих местах постоянного и временного пребывания персонала.

Осуществление работ с открытыми источниками требует кроме измерения уровней потоков излучения проведения контроля уровней загрязненности воздуха и рабочих поверхностей радиоактивными веществами, а также контроля уровней загрязненности рук и одежды работающих. Персонал, контактирующий с радиоактивными веществами, должен иметь индивидуальные дозиметры для контроля гамма-излучения.

• Утверждены постановлением Главного государственного санитарного врача РФ от 7 июля 2009 г. № 47.