Ионизирующее излучение – это любое излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков. Представляет собой поток заряженных и (или) неза­ряженных частиц.

Различают:

• непосредственно ионизирующее излучение;
• кос­венно ионизирующее излучение.

Непосредственно ионизирующее из­лучение состоит из заряженных частиц, кинетическая энергия которых достаточная для ионизации при столкновении с атомами вещества (α и ß – излучение радионуклидов, протонное излучение ускорителей и пр.).

Косвенно ионизирующее излучение состоит из незаряженных (нейтральных) частиц, взаимодействие которых со средой приводит к возникновению заряженных частиц, способных непосредственно вы­зывать ионизацию (нейтронное излучение, гамма-излучение).

Ядра всех изотопов химических элементов образуют группу нуклидов, большинство которых нестабильные, т.е. они все время превращаются в другие нуклиды. Самопроизвольный распад нестабильного нуклида называется радиоактивным распадом, а сам такой нуклид – радионуклидом. При каждом распаде высвобождается энергия, которая и передается дальше в виде излучения. Образование и рассеивание радионуклидов приводит к радиоактивному заражению воздуха, почвы, воды, что требует постоянного контроля их содержания и принятия мер по нейтрализации.

Источниками ионизирующих излучений являются радиоактивные элементы и их изотопы, ядерные реакторы, ускорители заряженных частиц, рентгеновские установки, высоковольтные источники постоянного тока и др.

Существенную часть облучения население получает от естественных источников радиации, т.е. из космоса и от радиоактивных веществ, находящихся в земной коре. Например, радиоактивный газ радон постоянно выделяется на поверхность и проникает в производственные и жилые помещения.

Любой вид ионизирующих излучений вызывает биологические изменения в организме как при внешнем (источник находится вне организма), так и при внутреннем облучении (радиоактивные частицы попадают внутрь организма с пищей, через органы дыхания).

Основной механизм действия на организм человека ионизирующих излучений связан с процессами ионизации атомов и молекул живой материи, в частности молекул воды, содержащихся в клетках, что ведет к их разрушению.

Степень воздействия ионизирующих излучений на живой организм зависит от мощности дозы облучения, продолжительности этого воздействия, вида излучения и радионуклида, попавшего внутрь организма.

Количество энергии излучения, поглощенное единицей массы об­лучаемого тела (тканями организма), называется поглощенной дозой и измеряется в греях (1 Гр – 1 Дж/кг). Однако этот критерий не учи­тывает того, что при одинаковой поглощенной дозе α-частицы гораздо опаснее ß-частиц и гамма-излучения.

В связи с этим введена величина эквивалентной дозы, которая измеряется в зивертах (1 Зв = 1 Дж/кг) по Международной системе единиц (СИ), принятой в I960 г. Зиверт представляет собой единицу поглощенной дозы, умноженную на коэффициент, учитывающий неодинаковую радиационную опасность для организма разных видов ионизирующего излучения.

Для оценки эквивалентной дозы применяется также единица бэр (биологический эквивалент рада): 1 бэр = 0,01 Зв. В зивертах также измеряется эффективная эквивалентная доза – эквивалентная доза, умноженная на коэффициент, учитывающий разную чувствительность различных тканей к облучению.

В соответствии с требованиями Закона о радиационной безопасности населения введены дозовые пределы:

• для персонала 20 мЗв (миллизивертов) в год при производственной деятельности с источниками ионизирующих излучений;
• для населения – 1 мЗв.

Мероприятия по защите от ионизирующих излучений

Защита от ионизирующих излучений осуществляется с помощью следующих мероприятий:

• сокращение продолжительности работы в зоне излучения;
• полная автоматизация технологического процесса;
• дистанционное управление;
• экранирование источника излучения;
• увеличение расстояния;
• использование манипуляторов и роботов;
• использование средств индивидуальной защиты и предупреж­дение знаком радиационной опасности;
• постоянный контроль за уровнем ионизирующего излучения и за дозами облучения персонала.

Защита от внутреннего облучения заключается в устранении не­посредственного контакта работающих с радиоактивными веществами и предотвращении попадания их в воздух рабочей зоны.

Для защиты людей от ионизирующих излучений следует строго соблюдать требования «Норм радиационной безопасности (НРБ-09/2009)» и «Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности (OCПOPБ-99/2010)».

Применяют следующие методы и средства:

• снижение активности (количества) радиоизотопа, с которым работает человек;
• увеличение расстояния от источника излучения;
• экранирование излучения с помощью экранов и биологических защит;
• применение средств индивидуальной защиты.

Для точечного изотропного источника (под точечным источником понимают источник, размеры которого значительно меньше расстояния, на котором рассматривается его действие; под изотропным источникам понимают источник одного радионуклидного состава с равномерно распределенной активностью) мощность поглощенной дозы (dD / dt ) определяется формулой

• Г δ - керма-постоянная, Гр * м 2 / (с * Бк) — постоянная для каждого радионуклида величина, значение которой можно найти в справочниках по радиационной безопасности;
• A (t ) - активность источника, зависящая от времени, Бк;
• r — расстояние до источника, м.

Так как в соответствии с законом радиоактивного распада активность источника изменяется по времени в соответствии с формулой

• A 0 — начальная активность, Бк;
• λ = ln 2/Т 1/2 — постоянная распада радионуклида, с;
• T 1/2 — период полураспада (время, в течение которого распадается половина атомов радионуклида), с, то

Таким образом, на основании анализа приведенной формулы можно сделать вывод, что защищаться от ионизирующих излучений можно путем уменьшения активности радиоактивного источника (А 0), времени пребывания в поле ионизирующего из лучения (t) и удалением от источника излучения (r), причем поглощенная доза обратно пропорциональна квадрату расстояния.

Экранирование ионизирующего излучения

Если указанных мер защиты временем, расстоянием, количеством недостаточно для снижения уровня излучения до допустимых величин, между источником излучения и защищаемым объектом (человеком) устанавливают защиту (экраны). Мощность дозы уменьшается в экране по экспоненциальному закону:

D 0 - мощность поглощенной дозы перед экраном; μ, d 1 /2 , d - соответственно линейный коэффициент ослабления, толщина половинного ослабления (толщина материала экрана, ослабляющая мощность излучения в 2 раза), толщина экрана. Значения μ, d 1/ 2 зависят от вида и энергии излучения и материала экрана, их значения известны и содержатся в справочниках по радиационной безопасности.

Кроме указанных формул, обычно в инженерной практике для выбора типа и материала экрана, его толщины используют уже известные расчетно-экспериментальные данные по кратности ослабления излучений различных радионуклидов и энергий, представленные в виде таблиц или графических зависимостей. Примеры таких графических зависимостей представлены на рис. 1. Кратность ослабления К - это отношение мощности

дозыD 0 перед экраном к мощности дозыD за экраном. Зная допустимую мощность дозы для защищаемого объекта и мощность источника излучения при отсутствии экрана, можно определить требуемую кратность ослабления К и, выбрав материал, по графикам определить его необходимую толщину.

Выбор материала защитного экрана определяется видом и энергией излучения.

Альфа-излучение. Альфа-частицы тяжелые, поэтому, обладая высокой ионизирующей способностью, быстро теряют свою энергию. Для защиты от альфа-излучения достаточно 10 см слоя воздуха. При близком расположении от альфа-источника обычно применяют экраны из органического стекла. Однако распад альфа-нуклида может сопровождаться бета- и гамма-излучением. В этом случае должна устанавливаться защита от этих видов излучений.

Бета-излучение. Для защиты от бета-излучения рекомендуется использовать материалы с малой атомной массой (алюминий, плексиглас, карболит), которые дают наименьшее тормозное гамма-излучение, обычно сопровождающее поглощение бета-частиц. Для комплексной защиты от бета- и тормозного гамма-излучения применяют комбинированные двух- и многослойные экраны, у которых со стороны источника излучения устанавливают экран из материала с малой атомной массой, а за ним — с большой атомной массой (свинец, сталь и т. д.).

Гамма- и рентгеновское излучение. Для защиты от гамма- и рентгеновского излучения, обладающих очень высокой проникающей способностью, применяют материалы с большой атомной массой и плотностью (свинец, вольфрам и пр.), а также сталь, железо, бетон, чугун, кирпич. Однако, чем меньше атомная масса вещества экрана и чем меньше плотность защитного материала, тем для обеспечения требуемой кратности ослабления необходима большая толщина экрана.

Рис. 1. Зависимость кратности ослабления y-излучения от толщины защитного экрана: из свинца: 1 — 192 Ir; 2 — 1 37 Cs; 3 — 60 Со; из железа: 4 — 192 Ir: 5 — 1 37 Cs; 6 — 60 Cо

Нейтронное излучение. Лучшими для защиты от нейтронного излучения являются водородосодержащие вещества, т. е. вещества, имеющие в своей химической структуре атомы водорода. Обычно применяют воду, парафин, полиэтилен. Кроме того, нейтронное излучение хорошо поглощается бором, бериллием, кадмием, графитом. Поскольку нейтронные излучения сопровождаются гамма-излучениями, необходимо применять многослойные экраны из различных материалов: свинец-полиэтилен, сталь-вода и т. д. В ряде случаев для одновременного поглощения нейтронного и гамма-излучений применяют водные растворы гидроокисей тяжелых металлов, например гидрооксида железа Fe 2 (OH) 3 .

Конструкции защитных устройств разнообразны, некоторые из них представлены на рис. 2. Они могут выполняться в виде защитных боксов, сейфов для хранения радиоактивных препаратов, передвижных и стационарных экранов. При выделении радиоактивной пыли и газов боксы снабжаются вытяжной вентиляцией.

Помещения, предназначенные для работы с радиоактивными препаратами, должны быть отдельными, изолированными от других помещений и специально оборудованными. Стены, потолки и двери делают гладкими, не имеющими пор и трещин. Все углы помещения закругляют для облегчения уборки помещения от радиоактивной пыли. Стены покрывают масляной краской на высоту 2 м, а при поступлении в воздушную среду помещения радиоактивных аэрозолей или паров как стены, так и потолки покрывают масляной краской полностью. Помещения оборудуют хорошей приточно-вытяжной вентиляцией, проводят ежедневную влажную уборку.

Защита от ионизирующих излучений

Защита от состоит из комплекса организационных и технических мер. осуществляемых путем экранирования источников излучения или рабочих мест, удаления источника от рабочих мест, сокращения времени облучения.

К организационным мерам относятся:

• выбор радионуклидов с меньшим периодом полураспада;
• применение измерительных приборов большей точности:
• инструктажи с указанием порядка и правил проведения работ, обеспечивающих безопасность;
• применение специальных хранилищ для радиоактивных веществ;
• медицинский контроль за состоянием здоровья работающих. Технические меры защиты заключаются в экранировании источников излучения или рабочих мест, при помощи которого можно снизить облучение на рабочем месте до заданного значения (рис. 2, 3).

Альфа-частицы имеют небольшую длину пробега, поэтому слой воздуха в несколько сантиметров, одежда, резиновые перчатки являются достаточной защитой.

Для защиты от бета-излучений применяют материалы с небольшим атомным весом (плексиглас, алюминий). Для зашиты от бета- излучений высоких энергий этими материалами облицовывают экраны из свинца, так как при прохождении бета-частиц через вещество возникает тормозное излучение в виде рентгеновского излучения.

Рис. 2. Передвижной экран для защиты от радиоактивных излучений: 1 — смотровое окно; 2 — манипуляторы; 3 — шасси

Гамма-излучение и рентгеновское лучше всего поглощается материалами с большим атомным номером и высокой плотностью (свинец, вольфрам). Применяют и другие материалы: сталь, железо,бетон, чугун, кирпич и т.д. При этом чем меньше атомная масса вещества экрана и чем меньше плотность защитного материала, тем больше должна быть толщина экрана.

Рис. 3. Бокс защитный перчаточный на одно рабочее место: 1 — корпус бокса; 2 — перчатки; 3 — смотровое окно; 4 — тягонапоромер; 5 — вытяжной фильтр; Б — форкамера; 7 — подставка

Защитные экраны могут быть стационарными, передвижными, настольными, разборными.

В качестве технической меры зашиты может быть использована вытяжная вентиляция.

Средствами индивидуальной защиты от альфа- и бета-излучений являются индивидуальные защитные костюмы, изолирующие противогазы.

Средства индивидуальной защиты от ионизирующего излучения

Для защиты человека от внутреннего облучения при попадании радиоизотопов внутрь организма с вдыхаемым воздухом применяют респираторы (для защиты от радиоактивной пыли), противогазы (для защиты от радиоактивных газов).

При работе с радиоактивными изотопами в качестве основной спецодежды применяют халаты, комбинезоны, полукомбинезоны из неокрашенной хлопчатобумажной ткани, а также хлопчатобумажные шапочки.

При опасности значительного загрязнения помещения радиоактивными изотопами поверх хлопчатобумажной одежды надевают пленочную (нарукавники, брюки, фартук, халат, костюм), покрывающую все тело или места возможного наибольшего загрязнения. В качестве материалов для пленочной одежды применяются пластики, резину и другие материалы, которые легко очищаются от радиоактивных загрязнений. При использовании пленочной одежды в ее конструкции предусматривается принудительная подача воздуха под костюм и нарукавники.

Рис. 2. Конструкции устройств для защиты от радиации: а — экран из органического стекла: 1 — смотровое окно; 2 — подставка; б — сейф стационарный стенной защитный: 1 — стальной шкаф; 2 — свинцовая дверь с замком; в — экран настольный передвижной с двумя захватами: 1 — боковые стенки; 2 — передняя стенка; 3 — смотровое окно; 4 — захваты; г — сейф стационарный стенной защитный поворотный: 1 — дверца с замком; 2 — кожух; 3 — указатель; 4 — маховик; 5 — барабан; д — бокс защитный перчаточный на одно рабочее место: 1 — корпус бокса; 2 — перчатки; 3 — смотровое окно; 4 — тягонапоромер; 5 — вытяжной фильтр; 6 — форкамера; 7- подставка; е — передвижной защитный экран: 1 — смотровое окно; 2 — манипуляторы; 3 — механизм передвижения

При работе с радиоактивными изотопами высокой активности используют перчатки из резины, пропитанной свинцом.

При высоких уровнях радиоактивного загрязнения применяют пневмокостюмы из пластических материалов с принудительной подачей чистого воздуха под костюм (рис. 3).

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

На ноги надевают пленочные туфли или бахилы и чехлы, снимаемые при выходе из загрязненной зоны.

Рис. 3. Пневмокостюм

Защита от ионизирующих излучений на производстве

Среди большого разнообразия ионизирующих излучений в промышленности встречаются: α-, β- и нейтронное излучение, которые являются корпускулярными, (потоки частиц), а также у- и рентгеновское излучение, представляющие собой электромагнитные волны высокой частоты.

α-излучение является потоком ядер гелия (Не), испускаемых при радиоактивном распаде ядер некоторых веществ. Длина пробега α-частицы в воздухе составляет от 2 до 12 см, а с повышением плотности материала проникающая способность α-излучения резко уменьшается. В твердых веществах длина пробега α-частицы не превышает нескольких микрон, задерживается листом бумаги. β-излучение состоит из потока электронов или позитронов ядерного происхождения, возникающих при радиоактивном распаде ядер. Ионизирующая способность β-частиц низка, а проникающая выше, чем у α-частиц. Длина пробега электрона в воздухе — до 160 см, в биотканях — 2,5 см, свинце — 0,04 см. Поток β-частиц задерживается металлической фольгой.

Нейтронное излучение является потоком электронейтральных частиц ядра. Так называемое вторичное излучение нейтрона, когда он сталкивается с каким-либо ядром или электроном, оказывает сильное ионизирующее воздействие. Ослабление нейтронного излучения эффективно осуществляется на ядрах легких элементов, особенно водорода, а также на материалах, содержащих такие ядра, — воде, парафине, полиэтилене и др.

Рентгеновское и γ-излучения представляют электромагнитные волны, способные глубоко проникать в вещество. Ионизирующие способности их невелики (примерно как у β-излучения). Замедление рентгеновского и γ-излучения наиболее интенсивно происходит на тяжелых элементах, например свинце (пробег 20...25 см), железе, тяжелом бетоне и др.

Источниками ионизирующих излучений в промышленности могут быть высоковольтные электровакуумные установки, установки рентгеновского анализа, радиоизотопные термоэлектрические генераторы, радиационные приборы (дефектоскопы, плотномеры, влагомеры, измерители и сигнализаторы уровня жидкости) и другие устройства.

Количество ионизирующего излучения в охране труда оценивается дозой и мощностью дозы. Различают экспозиционную, поглощенную и эквивалентную дозы облучения.

Экспозиционная доза характеризует излучение по эффекту ионизации и выражает энергию излучения, преобразованную в кинетическую энергию заряженных частиц в единице массы атмосферного воздуха. В системе СИ экспозиционная доза выражается в кулон/кг (Кл/кг). Внесистемной единицей экспозиционной дозы γ- или рентгеновского излучения является рентген (Р). 1 Р соответствует образованию 2,1·109 пар ионов в 1 см3 воздуха при 0°С и давлении 760 мм рт. ст. 1 Р соответствует 2,58·10-4 Кл/кг.

Поглощенная доза дает количественную оценку действия, производимого любым ионизационным излучением в любом облученном веществе, и показывает, какое количество энергии излучения поглощено в единице массы облучаемого вещества. За единицу поглощенной дозы в системе СИ принят грэй (Гр). 1 Гр равняется дозе излучения, при которой в 1 кг вещества поглощается энергия, равная 1 Дж. Внесистемной единицей поглощенной дозы является рад — энергия в 100 эрг, поглощенная в 1 г вещества: 1 рад = 0,01 Гр.

Эквивалентная доза служит для оценки радиационной опасности облучения человека от разных видов излучения и определяется как произведение поглощенной дозы на коэффициент качества излучения К:

Дэкв = Дпогл. К (3.44)

Коэффициент качества дает количественную оценку биологического действия каждого вида излучения, которая зависит от его ионизирующей способности.

Значения коэффициента качества К

Для излучений, К которых равен 1, т.е. для γ-, β- и рентгеновского излучений, значения поглощенной и эквивалентной доз будут равны.

В системе СИ эквивалентная доза измеряется в зивертах, внесистемной единицей служит БЭР (биологический эквивалент рада); 1зв = 100 БЭР.

Мощность дозы показывает, какую дозу облучения получает среда за единицу времени. Большинство дозиметрических приборов измеряет мощность экспозиционной дозы. По ее значению можно судить об изменении интенсивности излучения. В системе СИ единицей мощности экспозиционной дозы является ампер на килограмм (А/кг), мощности поглощенной дозы — Гр/с (грэй/с); мощности эквивалентной дозы — Зв/с (зиверт/с). Внесистемными единицами служат соответственно Р/с (рентген/с); рад/с и бэр/с.

В настоящее время в нашей стране действуют «Нормы радиационной безопасности», выпущенные в 1996 г. (НРБ—96). Эти нормы определяют ПДД1 как «наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год, при котором равномерное облучение в течение 50 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами». Допустимые уровни облучения установлены для трех категорий лиц.

К категории А относятся профессиональные работники, постоянно или временно работающие непосредственно с источниками ионизирующих излучений. Для них установлена ПДД. К категории Б относится ограниченная часть населения, которая не работает непосредственно с источниками радиоактивного излучения, но по условиям проживания или профессиональной деятельности может подвергаться действию радиоактивных веществ. Для категории Б устанавливается предельная доза облучения (ПД). В категорию В включено остальное население страны.

Степень поражения человека зависит не только от вида, но и от характера облучения. Различают внешнее облучение человека, когда источник излучения размещается вне организма, внешне по отношению к человеку, и внутреннее, когда радиоактивная пыль или аэрозоль вместе с воздухом или пылью попадают во внутренние органы человека, становясь источником излучения и создавая повышенную опасность для человека.

По степени радиочувствительности органы человека разделяются на три группы (критические органы). К I группе относятся гонады, костный мозг; ко II — мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталик глаза и другие органы; к III — кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, лодыжки и стопы.

Допустимые пределы суммарного внешнего и внутреннего облучения, бэр, за календарный год, согласно НРБ—96, представлены в таблице.

Допустимые пределы радиационного облучения, БЭР

При отсутствии источника внешнего излучения ПДД определяется внутренним облучением, которое ограничивается годовым предельно допустимым поступлением (ПДП) радиоактивных веществ в организм человека, а для отдельных лиц из населения (категории Б) — пределом годового поступления (ПГП). Исходя из этих величин, определяется среднегодовая допустимая концентрация (ДК) (в Бк/л) данного радиоактивного вещества в атмосферном воздухе или воде:

(3.45)

(3.46)

где 2,5·106 и 7,3·106 — соответственно средние объемы воздуха, вдыхаемого за год профессиональным работником (категория А) и взрослым человеком (категория Б), л/год.

Величины ДК, ПДП, ПГП для 245 радиоактивных изотопов приведены в НРБ—96.

Меры снижения опасности биологического воздействия ионизирующих излучений включают комплекс мероприятий, снижающих суммарную дозу от всех источников внутреннего и внешнего облучения до уровня, который не превышает предельно допустимой дозы (ПДД). Основные положения об организации работ и защитных мероприятий при использовании источников ионизирующих излучений установлены в «Основных санитарных правилах работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений».

Методы защиты от воздействия ионизирующих излучений принципиально однотипны. В то же время при выборе технических средств защиты необходимо учитывать, в каких условиях работает человек (при внешнем или внутреннем облучении).

Защита от внешнего облучения предусматривает создание таких защитных ограждений, которые бы снижали дозу внешнего облучения до предельно допустимых значений. Ограждения могут быть выполнены стационарными или передвижными. К стационарным ограждениям относятся защитные стены, перекрытия пола и потолка, двери, смотровые окна и др. Передвижные защитные ограждения — это различного типа ширмы, экраны, тубусы, диафрагмы, контейнеры для хранения и транспортировки радиоактивных веществ.

Использование защитных ограждений обязательно, если мощность дозы, измеренная на расстоянии 0,1 м от источника, превышает 103 м·3 в/ч.

В первую очередь при выборе защитных сооружений учитываются: спектральный состав излучения, его интенсивность, а также расстояние от источника и время пребывания под воздействием излучений.

Вследствие малых пробегов α- и β-частицы не представляют серьезной опасности как источники внешнего излучения (для защиты достаточно обеспечить расстояние 8...10 см от источника α-излучения, a для β-излучения применить защитную конструкцию из плексигласа, алюминия или стекла толщиной, превышающей максимальный пробег β-частиц).

Сложнее осуществить защиту от внешнего γ-излучения, проникающая способность которого гораздо выше. Защитные устройства позволяют только снизить в любое число раз величину дозы этого излучения. Материалом защитных устройств служат вещества, имеющие большую плотность (свинец, уран, бетон и др.). В последнее время используют воду, которая позволяет без помех проводить перезарядку и зарядку установок, выполнять ремонтные работы.

При использовании источников γ-излучения малой мощности более распространенными являются «защита расстоянием» (манипуляторы) и «защита временем» (такой регламент работ, при котором доза, полученная за время выполнения работ, не превысит предельно допустимую).

Для защиты от нейтронного излучения обычно используют воду или полиэтилен.

Рабочая часть стационарных установок ионизирующих излучений, как правило, размещается в отдельном здании или изолированном его крыле, пульт управления располагают в смежном помещении, соединенном с основным дверью, которая снабжается блокировкой, исключающей возможность случайного облучения персонала. Кроме того, предусматривается устройство принудительного помещения источника в положение хранения в случае аварии. При работе с радиоактивными веществами в открытом виде, учитывая возможность поступлений излучений (кроме обеспечения защиты от внешнего облучения), предъявляются особые требования к планировке, отделке и оборудованию помещений, а также к системе вентиляции. Специфика этих требований зависит от класса работ, определяемого по группе радиационной опасности вещества и по фактической его активности на рабочем месте.

Установлено четыре группы радиационной опасности (А, Б, В, Г) и три класса работ (I, II, III).

Для защиты персонала широко используются и индивидуальные средства зашиты.

При работах I класса и отдельных работах II класса работники обеспечиваются комбинезонами или костюмами, тапочками, спецбельем, носками, легкой обувью или ботинками, перчатками, бумажными полотенцами и носовыми платками разового пользования, а также средствами защиты органов дыхания; при работах II и III классов работники снабжаются халатами, тапочками, легкой обувью, перчатками и при необходимости средствами защиты органов дыхания (фильтрующими или изолирующими респираторами).

Защита от внутреннего облучения обеспечивается содержанием радиоактивных веществ в герметичных сосудах или запаянных ампулах; работой с ними в вытяжных шкафах или боксах; мощной вентиляцией (5...10-кратный обмен воздуха в час); средствами индивидуальной защиты, дозиметрическим контролем, дезактивацией спецодежды и рук после работы.

Лаборатории и предприятия, предназначенные для работ с источниками ионизирующих излучений (установками, хранилищами радиоактивных веществ), перед вводом их в эксплуатацию должны быть приняты комиссией, включающей представителей заинтересованных организаций, органов санитарного надзора, технических инспекций труда и органов МВД.

На основании акта комиссии местные органы санитарного надзора оформляют на срок в три года санитарный паспорт, разрешающий проведение соответствующих работ.

Администрация еще до получения источников радиационных излучений определяет перечень лиц, которые будут работать с этими источниками, а также инструктирует и обучает их и назначает работников, ответственных за радиационный контроль, учет и хранение источников. В каждом подразделении администрацией разрабатывается инструкция безопасного ведения работ, учета, хранения и выдачи источников излучения, а также сбора и хранения радиоактивных отходов.

Наладка, ремонт, монтаж ионизирующих источников осуществляются только специальными учреждениями, имеющими разрешение на производство таких работ.

Перед допуском к работе с источником ионизирующих излучений администрация обязывает персонал пройти предварительный медицинский осмотр. Только при отсутствии медицинских противопоказаний эти лица допускаются к работе.

Потоки квантов электромагнитных полей (фотонов) и элементарных частиц (корпускул) вызывают ионизирующее излучение. Защита от излучений крайне важна. Это связано с тем, что при своем движении через любое вещество такой поток ионизирует все его молекулы и атомы.

Естественный радиоактивный фон

Ионизирующее излучение как природное явление присутствует повсеместно. Оно поступает на нашу Землю из космоса. Находится оно и в воде, попадая туда из воздуха. Радиоактивные изотопы космического происхождения проникают в живые организмы во время приема пищи и задерживаются в них.

От самого начала существования нашей планеты на ней имелось естественное ионизирующее излучение. Защита от излучений такого типа не требуется, и избежать их попросту невозможно. Естественная природная радиация сопровождает человека постоянно, не нанося ущерба здоровью.

Применение ионизирующего излучения

Радиоактивность как физическое явление была открыта в 1896 г. На сегодняшний день ей найдено применение в различных областях человеческой деятельности. Так, в энергетическом комплексе многих стран значительное место отведено атомным электростанциям. Широко используется радиоактивное излучение и в медицине. С его помощью проводится диагностика заболеваний и внутренних органов, а также сеансы лучевой терапии при лечении онкологии. С помощью ряда радиоактивных веществ изучаются обменные процессы в организме, исследуется работа внутренних органов.

Применяют мирный атом и для целей проведения промышленной дефектоскопии. Здесь помещают в различные приборы контроля.

Всем нам хорошо знаком знак «выход», устанавливаемый в самолетах и зданиях. Он содержит радиоактивный тритий. Благодаря этому веществу такой знак обладает способностью светиться в темноте даже в случае аварийного отключения электричества. Радиоактивный америций содержится во многих приборах пожарной сигнализации, устанавливаемых в общественных зданиях и жилых домах.

Воздействие на организм

В зависимости от своего энергетического спектра радиоактивное излучение может обладать различной ионизирующей и проникающей способностью. От характера данного свойства и будет зависеть воздействие потока на живой организм. Частицы, проходящие через биологический объект, выделяют определенную энергию. При ее достаточно высоких значениях происходит разрушение химических связей молекул и атомов. Иными словами, само функционирование всех клеток, из которых состоит живая ткань, нарушает ионизирующее излучение. Защита от излучений в таком случае крайне важна. Она позволит сохранить человеку здоровье.

Отрицательные эффекты

Ионизирующее излучение способно оказать соматическое воздействие на организм человека. Его проявлением является хроническая и острая лучевая болезнь, а также очаговые лучевые поражения. В некоторых случаях радиоактивные частицы оказывают Он проявляется в нарушении развития плода, появлении злокачественных опухолей, снижении продолжительности жизни и генетических сбоях.

Виды облучения

Источник потока радиоактивных частиц может находиться вне человеческого организма. В таком случае происходит внешнее облучение.

Радиоактивные элементы могут попасть в наш организм из пищи, воды и воздуха. При этом будет присутствовать внутреннее облучение. Оно также отрицательно влияет на наше здоровье.

В чем заключается защита от радиоактивного потока

Основные принципы защиты от ионизирующего излучения заключены в:

• соблюдении основных дозовых пределов;
• снижении до наиболее возможного низкого уровня дозы излучения;
• исключении даже малейшего необоснованного облучения.

Персонал, работающий с радиоактивными элементами, должен проходить систематический контроль. Целью данного мероприятия является определение дозы облучения человека. Объем такого контроля должен находиться в прямой зависимости от характера работы сотрудника с радиоактивными веществами. У каждого из операторов, имеющих контакт с источниками потока частиц, должен быть индивидуальный дозиметр. Этот прибор необходим для контроля полученной человеком дозы излучения.

Проведение мероприятий по ограничению воздействия радиоактивного потока

Каким образом реализуются основные принципы защиты от ионизирующего излучения? Они осуществляются следующими путями:

• снижением мощности (защита количеством);
• сокращением времени работы источника (защита временем);
• увеличением расстояния от места оператора до источника (защита расстоянием);
• установкой защитных экранов из материалов, способных поглотить потоки частиц (защита экранами);
• осуществлением лечебно-профилактических и организационно-технических комплексных мероприятий.

Все вышеперечисленное - это основные методы защиты от ионизирующих излучений. Для их реализации желательно не только использовать в определенных ситуациях роботов и манипуляторы, но и полностью автоматизировать технологический процесс.

Методы защиты от ионизирующих излучений включают в свой перечень применение различных средств индивидуальной защиты, а также установку предупреждающих о радиационной

Оборудование помещения

Защита от воздействия ионизирующих излучений является частью обеспечения безопасных условий труда. В тех помещениях, где персонал работает с радиоактивными веществами, нужен общий контроль, позволяющий устанавливать интенсивность различных Эти комнаты или участки непременно оснащаются системой приточно-вытяжной вентиляции, имеющей кратность воздухообмена не менее пяти. К тому же данные помещения обязательно изолируют от всех остальных.

Там, где производится работа с ионизирующими потокам, двери, потолки, пол и стены должны иметь специальное устройство. Оно обеспечивает невозможность накопления радиоактивной пыли и отсутствие вероятности поглощения отделочными материалами радиоактивных жидкостей, паров и аэрозолей. Для этого при отделке помещения используют полихлорвиниловый пластик, линолеум, масляные краски и т.д. Принимая все возможные меры защиты от ионизирующего излучения, необходимо контролировать состояние строительных конструкций помещения. На них не должно быть никаких трещин и сколов. Кроме того, углы в таких комнатах обязательно закругляют. Это позволяет устранить места скопления радиоактивной пыли и значительно облегчает уборку.

Мыть помещение, в котором осуществляется работа с ионизирующим излучением, следует ежедневно. Обязательна и ежемесячная генеральная уборка таких участков. Она подразумевает мытье окон, стен, мебели, оборудования и дверей с использованием горячей мыльной воды.

Применение индивидуальных средств защиты

Персонал, работающий с радиоактивными веществами, должен быть одет в специальную одежду. Она полностью защитит организм от альфа-излучения. Кроме того, не пропустит часть бета-, гамма- или рентгеновского потока частиц. Другие средства защиты от ионизирующих излучений - это антиконтаминационные костюмы и перчатки, сапоги и капюшоны, очки, а также свинцовые фартуки. Все они применяются для сохранения здоровья человека при внешнем облучении. Конкретный перечень индивидуальных средств защиты зависит от мощности ионизирующего излучения.

При незначительном загрязнении работнику выдаются халаты и комбинезоны, а также шапочки, пошитые из Более высокий уровень радиоактивности требует дополнительно надевать пленочную одежду в виде нарукавников, брюк, халата, фартука и т.д., которую изготавливают из пластика. Руки в таком случае защищают резиновые просвинцованные перчатки.

При значительной степени персоналу выдаются скафандры (пневмокостюмы), изготовленные из пластмассовых материалов и имеющие гибкие шланги, по которым подается воздух. В оснащении такой спецодежды может находиться стационарный кислородный аппарат.

Органы зрения защитят от ионизирующего излучения очки, в которые вставляют специальные содержащие вольфрам, свинец или фосфат стекла. Особые средства применяют во время работы с альфа- и бета-излучением. Они представляют собой щитки из органического стекла.

Радиоактивные частицы, которые попадают в организм, способны накапливаться там. Это приводит к появлению внутреннего облучения. Такое воздействие грозит появлением различных патологий.

Индивидуальные средства защиты от ионизирующих излучений способны снизить количество попадающих в организм человека радиоактивных элементов через дыхательные пути.

Сокращение расстояния до источника

Безопасные условия работы с радиоактивными веществами создаются только в том случае, когда применяется комплексная защита от действия ионизирующих излучений. При этом конкретные меры, направленные на сохранение здоровья человека, будут зависеть от типа источника и условий производственного процесса.

Виды защиты от ионизирующего излучения различны, но наиболее простым и в то же время надежным из них является защита расстоянием. Это обусловлено тем, что излучение способно терять мощность своей энергии. Причем происходит это по мере увеличения расстояния от источника.

Применение специальных экранов

Способы защиты от ионизирующих излучений подразумевают применение не только индивидуальных, но и коллективных средств. Требования к последним регламентируются ГОСТом 12.4.120-83. Этот нормативный документ приводит конкретный перечень коллективных средств защиты, в число которых входят:

• передвижные и стационарные экраны;
• и сейфы;
• специальные контейнеры, в которых осуществляется хранение и транспортировка источников излучения и т.д.

Эффективным способом защиты человека от отрицательного воздействия потока радиоактивных частиц является установка особых ограждений. Они представляют собой специальные экраны различной толщины. Изготавливают их из специальных материалов, задерживающих потоки частиц. Основным предназначением таких экранов является снижение до допустимой нормы излучения на рабочем месте. Иногда работа с источниками радиации ведется в специальных камерах. В таких помещениях экранами будут служить пол и стены, а также потолок, которые изготавливают из особых материалов.

Другие виды коллективных защитных средств

На производствах, где осуществляется хранение источников гамма-излучений, применяют специальные сейфы. Материалом для их изготовления служат сталь и свинец.

Работа с радиоактивными элементами, которые обладают альфа- или бета-активностью, осуществляется в защитных перчаточных боксах. К коллективным средствам безопасности относят и специальные сборники и контейнеры, в которых помещают В качестве материала для их изготовления используют сталь, органическое стекло, свинец и т.д.

Защита населения

После крупных аварий на производствах, применяющих источники радиоактивных частиц, на значительные территории может распространиться ионизирующее излучение. Защита от излучений в таком случае касается всего населения, проживающего в зоне катастрофы. Принятие определенных мер крайне важно для сохранения не только здоровья, но и жизни людей.

Защита населения от ионизирующего излучения заключается в доведении до каждого человека определенных рекомендаций. Для их исполнения следует:

• укрыться за стенами жилого дома, которые в значительной степени снижают уровень ионизирующего излучения;
• -плотнить дверные проемы и рамы, а также закрыть форточки, чтобы не допустить проникновения радиоактивных элементов с потоком воздуха;
• запастись питьевой водой и перекрыть краны;
• провести йодную профилактику;
• собрать вещи, лекарства и документы, которые понадобятся при необходимости эвакуации.

Способы защиты от ионизирующих излучений при перемещениях по открытой местности должны включать в себя защиту органов дыхания. Для этого могут быть использованы такие подручные средства, как полотенце, часть одежды, носовой платок или которые должны быть предварительно смочены водой. Предохранить от негативного воздействия излучения понадобится и кожу. Она должна быть максимально закрыта одеждой. Волосяной покров защитит любой головной убор.

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.