нижнее белье для полных
მედიცინის კვლევები

   Велика Радянська Енциклопедія

Захист організму від випромінювань

   
 

Захист організму від випромінювань іонізуючих. Робота з будь-якими джерелами іонізуючого випромінювання (радіоактивні препарати, ядерні реактори , рентгенівські і прискорювальні установки, атомна та термоядерна зброя і т.д.) припускає для працюючого персоналу і населення застосування необхідних заходів З. о. від і.

Часто З. о. від і. називається біологічним захистом від випромінювання. Гранично допустимі рівні (ПДУ) опромінення регламентовані нормами радіаційної безпеки (НРБ), які постійно уточнюються і періодично переглядаються (див. Доза іонізуючого випромінювання).

З. о. від і. стала предметом уваги дослідників незабаром після відкриття рентгенівських променів (1895) і радіоактивності (1896). Створення ядерних реакторів, що збільшили потоки випромінювання до величин, відповідних (10-100) Ї10 9 гранично допустимих доз, зажадало створення великих захисних споруд (наприклад товщини бетону до 250-350 см ), вартість яких в сучасних ядерно-технічних установках досягає 20-30% від загальної вартості всієї установки.

Проблема З. о. від і. включає в себе два аспекти: захист від зовнішніх потоків "закритих" джерел випромінювання (радіоактивні препарати, реактори, рентгенівські і прискорювальні установки), яка заснована на ослабленні випромінювання в результаті його взаємодії з речовиною; захист біосфери від забруднень радіоактивними речовинами "відкритих" радіоактивних джерел (продукти випробування ядерної зброї, відходи ядерної промисловості, "відкриті" радіоактивні препарати і т.д.), які можуть потрапляти в організм людини або безпосередньо, або з водою, рослинної або тваринної їжею.

Пристрої, що захищають від зовнішніх потоків, розділяються на суцільні (цілком оточують джерело випромінювання або, рідше, захищається), часткові (ослаблені для областей обмеженого доступу персоналу), тіньові (обмежуючі захищається область "тінню", "відкидаємо" захистом), роздільні (частково оточують джерело випромінювання, або частково захищається).

Звичайно потрібно створення захисних споруд мінімальної ваги і габаритів, економічно найбільш вигідних і забезпечують заданий ослаблення радіації. При роботі з радіоактивними препаратами невеликої активності не завжди виникає необхідність спеціального захисту. Т. к. інтенсивність випромінювання від точкового ізотропного джерела прямо пропорційна його активності, часу опромінення і обернено пропорційна квадрату відстані від джерела, то в ряді випадків вдається обмежитися джерелом можливо меншій (для даного завдання) активності і користуватися ним можливо більш короткий час при максимальному видаленні від нього без захисту.

Захист від зовнішніх потоків a і b-часток не представляє праці, т. до ., взаємодіючи з середовищем, вони швидко втрачають енергію. Пробіг a-частинки радіоактивних ізотопів з енергією E0 МеВ ) в речовині дорівнює:


де r - щільність в г / см 3, А - атомна вага речовини. Пробіг b-часток максимальної енергії E0 в алюмінії R "2 E0 мм, в повітрі R "4 E0 m. Для повного поглинання a-частинок, що випускаються радіоактивними ізотопами, зазвичай досить аркуша паперу, гумових рукавичок або 8-9 см повітря, для b-часток досить кілька мм Al. У разі b-часток слід перевіряти, чи забезпечує товщина шару захист від гальмівного випромінювання , для зменшення виходу якого захист від b-часток виконують з легких матеріалів (плексигласу, Al, звичайного скла ).

Гамма-кванти і нейтрони є найбільш проникаючими. Закон ослаблення нерозсіяних g-квантів і нейтронів в захисті ("вузький пучок") описується експоненційної залежністю:

Id = I 0e-d / (,????????? ? (1)

де Id и I0 - інтенсивності випромінювання за захистом (товщиною d) і без неї, l - товщина матеріалу, послабляє випромінювання в е раз (довжина релаксації), залежна від енергії випромінювання і захисного матеріалу. Для розрахунку інтенсивності з урахуванням нерозсіяного і розсіяного в захисті випромінювань ("широкий пучок") у формулі (1) вводиться співмножник, називається фактором накопичення (відношення сумарних інтенсивностей нерозсіяного і розсіяного випромінювань до нерозсіяних), що залежить від енергії випромінювання, геометрії та кутового розподілу випромінювання джерела, компоновки, складу і розмірів захисту, взаємної орієнтації джерела, опромінюваних об'єктів і захисту. Його величина може досягати декількох десятків.

Гамма-випромінювання сильніше поглинається матеріалами, що містять елементи з великими атомними вагами (вольфрам, свинець, залізо, чавун тощо); нейтрони - матеріалами, що містять елементи з невеликими атомними вагами (вода, парафін, деякі гідриди металів, бетон і т. п.). Для уповільнення нейтронів з енергією> 1 МеВ доцільно використовувати речовини з великими А, на ядрах яких відбуваються непружні розсіювання нейтронів. Т. к. в природі немає елементів, в рівній мірі послаблюють g-кванти і нейтрони, то захист від змішаного g-і нейтронного випромінювань в ядерно-технічних установках здійснюється матеріалами, які є сумішшю речовин з малими і великими атомними вагами (наприклад, железоводние, железосвінцовие суміші). За конструктивними і економічних міркувань захист стаціонарних установок часто виконують з бетону.

При розрахунку інтенсивності випромінювання за захисною конструкцією повинні враховуватися геометрична розбіжність пучка, поглинання і багатократне розсіяння в захисті, а також поглинання і розсіяння випромінювання в самому джерелі. Розрахунок захисту сучасних ядерно-технічних установок - складне завдання. Він зазвичай проводиться за допомогою ЕОМ. При розрахунку, враховують вклад від всіх видів первинних і вторинних випромінювань. Наприклад, захоплення сповільнилися до низьких енергій нейтронів зазвичай супроводжується утворенням жорсткого загарбного g-випромінювання, поглинання b-часток - генерацією гальмівного випромінювання. Проникаюча здатність вторинного випромінювання часто визначає повну товщину захисту, тому для його зменшення повинні прийматися відповідні заходи. Наприклад, для зменшення загарбного g-випромінювання в захисні матеріали додають літій або бор.

При проектуванні захисних пристроїв має бути враховано проходження випромінювання через неоднорідності в захисті (наприклад, у випадку ядерного реактора - аварійні, регулюючі і компенсуючі стрижні, трубопроводи для охолоджувачів і сповільнювачів, завантажувальні, технологічні та експериментальні канали, усадочні раковини, шви між захисними блоками і т.д.), що в деяких областях за захистом визначає інтенсивність випромінювання. Для зберігання і транспортування радіоактивних препаратів служать захисні контейнери .

Не менш важливою є захист від попадання радіоактивних речовин в організм людини. Захист біосфери передбачає спеціальні заходи зниження концентрацій радіоактивних речовин у воді і повітрі до гранично допустимих. При організації робіт з "відкритими" джерелами випромінювання необхідно правильно вибирати розташування і планування робочих і допоміжних приміщень, проводити роботи в спеціально обладнаних приміщеннях, забезпечувати обслуговуючий персонал засобами індивідуального захисту (комбінезони, пневмокостюми, респіратори, спеціальні черевики, чохли, рукавички і т.д.), строго контролювати дотримання персоналом заходів особистої гігієни, правильно організовувати збір, зберігання, обробку та вилучення у довкілля твердих, рідких і газоподібних радіоактивних відходів тощо

У всіх установах, де проводяться роботи з джерелами іонізуючих випромінювань, з метою попередження переопромінення працюючого персоналу здійснюється дозиметричний і радіометричний контроль. При роботі з "закритими" джерелами проводиться вимір індивідуальних доз для всіх видів опромінення, періодичний контроль потужностей доз на робочих місцях і в суміжних приміщеннях, при проведенні робіт з великими джерелами встановлюються прилади з автоматичною сигналізацією. При роботі з "відкритими" джерелами, крім цього, проводиться контроль вмісту радіоактивних речовин в повітрі робочих приміщень, контроль забруднення робочих поверхонь, обладнання, рук та одягу працюючих, контроль радіоактивності стічних вод і повітря, що видаляється в атмосферу.

© В. П. Машкович.

З. о. від і. може здійснюватися за допомогою різних хімічних коштів, що вводяться в організм до або під час дії іонізуючої радіації і спрямованих на підвищення радіорезистентності опромінюваних, тобто стійкості їх до дії радіації. Радіозахисні кошти можна умовно розбити на дві групи: засоби, що підвищують загальну опірність організму, і специфічні радіозахисні речовини - радіопротектори. Засоби общебиологического дії підвищують природну радіорезистентність організму. Їх вводять в кількостях, що не викликають, як правило, ніяких шкідливих, токсичних явищ, за декілька днів або тижнів до опромінення. Захисна дія таких з'єднань найбільш виражена при опроміненні, що викликає загибель 20-70% тварин. До числа найбільш ефективних засобів цієї групи відносяться ліпополісахариди, поєднання амінокислот і вітамінів, гормони, вакцини та ін Введення таких з'єднань піддослідним тваринам до опромінення полегшує перебіг променевої хвороби , збільшує виживаність, зменшує ступінь порушення процесів обміну речовин, кровотворення та ін Захисна дія цих коштів, мабуть, обумовлено підвищенням активності системи гіпофіз - кора надниркових залоз, збільшенням здатності кровотворних клітин до розмноження, стимуляцією ретикулоендотеліальної системи, підвищенням імунологічної реактивності організму і т.д. Ці кошти прискорюють процеси синтезу білка і нуклеїнових кислот в клітинах, сприяють відновленню унікальних генетичних структур. Є факти, що вказують на здатність цих засобів підвищувати стійкість організму не тільки до дії радіації, але і до ін патогенним діям.

Радіопротектори - препарати, що створюють стан штучної радіорезистентності. До них відносяться сполуки, які надають Протипроменевий дію при введенні за кілька хвилин або годин до опромінення. Найбільш виражений захисний ефект спостерігається при загальному опроміненні, що викликає загибель 80-100% тварин, і при застосуванні радіопротектора в максимально переносимих (що викликають виникнення ряду токсичних реакцій) дозах. До числа найбільш ефективних радіопротекторів належать меркаптоаміни, індолілалкіламіни, синтетичні полімери, полінуклеотіди, мукополісахариди, ціаніди, нітрил і ін Найбільш ефективні суміші з декількох радіопротекторів, що відносяться до різних груп хімічних сполук. В умовах загального опромінення собак в мінімально смертельній дозі найбільш ефективні хімічних радіопротектори здатні збільшувати виживаність тварин на 60-80%.

В основі протипроменевої дії цих сполук лежить здатність попереджати зміни в радіочуттєвих органах і тканинах, зберігати здатність частини клітин до розмноження. Радіопротектори захищають стовбурові клітини кровотворних тканин більше, ніж засоби общебиологического дії. Під їх впливом в кровотворних органах і кишечнику слабшають некробіотичні процеси, зменшується число клітин з хромосомними перебудовами, відбувається більш швидке відновлення мітотичної активності. Це може бути пов'язано з втручанням радіопротекторів в первинні фізико-хімічні процеси променевого ураження (перехоплення хімічно активних вільних радикалів

зміни фізико-хімічних властивостей молекул биосубстратов шляхом адсорбції на них радіопротекторів, взаємодія протекторів з лабільними первинними продуктами радіолізу життєво важливих молекул, які в їх відсутність піддаються розпаду, і т.д.), а також з зміною ходу променевої реакції на пізніших етапах (наприклад, мобілізація репараційних систем організму, що усувають хромосомні перебудови). Доведено, що в основі механізму дії деяких радіопротекторів лежить їх здатність знижувати напругу кисню в організмі. Вони перешкоджають утворенню деяких радикалів і молекулярних продуктів радіолізу, унаслідок чого створюються умови, що виключають окислення киснем пошкоджених радіацією життєво важливих молекул. Ступінь захисної дії радіопротекторів в означає. мірі залежить від виду, сумарної дози, потужності і способу опромінення. Про ефективність протипроменевих засобів судять по "фактору зменшення дози" (ФУД), тобто по відношенню між дозами, що викликають рівний по ступені виразності ефект в присутності і відсутність захисного агента. Найбільший захист у ссавців відповідає ФУД, рівному 2. Шляхом комбінації захисту до опромінення і подальшого лікування отримані вищі коефіцієнти.

В умовах тривалого опромінення тварин з потужністю експозиційної дози нижче 1 р / хв (4,30? Ї10 -6 а / кг ) навіть найбільш ефективні радіопротектори не роблять профілактичної дії. Саме тому особливу увагу заслуговують нові дані про ефективність в цих умовах засобів (наприклад, аденозинтрифосфорної кислоти), що сприяють репарації унікальних генетичних структур. Отже, основною формою З. о. від і. в умовах мирного застосування атомної енергії може бути не тільки фізичний захист з дозиметричним контролем, що забезпечує такі умови, при яких рівень опромінення робочих місць не перевищує гранично допустимих доз, а й лікарська профілактика. Перспективним можна вважати, зокрема, використання засобів, що підвищують природну радіорезистентність організму людини і не надають токсичного впливу на нього.

© В. Д. Рогозкин.

© Літ.: Захист від іонізуючих випромінювань, т. 1 - фізичні основи захисту від випромінювань, під ред. Н. Г. Гусєва, М., 1969; Гольдштейн Г., Основи захисту реакторів, пров. з англ., М., 1961; Лейпунський О. І., Новожилов Б. В., Сахаров В. Н., Поширення гамма-квантів в речовині, М., 1960; Кимель Л. P., Машкович В. П., Захист від іонізуючих випромінювань. Довідник, М., 1966; Норми радіаційної безпеки (НРБ-69), М., 1970; Романцев Є. Ф., Радіація і хімічний захист, [2 видавництва.], М., 1968; Ярмоненко С. П., Протипроменевий захист організму. М., 1969.?





Виберіть першу букву в назві статті:

а б в г д е ё ж з и й к л м н о п р с т у ф х ц ч ш щ ы э ю я

Повний політерний каталог статей


 

Алфавітний каталог статей

  а б в г д е ё ж з и й к л м н о п р с т у ф х ц ч ш щ ы э ю я
 


 
енциклопедія  біляші  морс  шашлик  качка