Слайд 2
Основные принципы защиты населения от ионизирующего облучения:
-Принцип нормирования
(непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения населения от всех
источников излучения)
- Принцип обоснования (запрещение использования источников излучения, при которых полученная для человека польза не превышает риск возможного вреда, причиненного облучением)
- Принцип оптимизации (поддержание на возможно низком и достижимом уровне индивидуальных доз облучения)
Слайд 3
Классификация источников излучения:
Открытые источники
(когда радиоактивные вещества распространяются в
окружающей среде и могут попасть внутрь организма. Возможно как
внешнее, так и внутреннее облучение тела человека)
Закрытые источники
(не создают опасности загрязнения окружающей среды радионуклидами. Человек может подвергаться только внешнему облучению)
Слайд 4
Закрытые источники подразделяют на:
а) источники непрерывного излучения
(изолированные радиоактивные вещества или установки непрерывного действия)
γ-, β-
и нейтронные излучатели
б) источники прерывистого действия
(рентгеновские аппараты, ускорители заряженных частиц)
γ-излучатеи, используют изотопы: 60Co, 75Se, 109Cd, 104Cs, 107Cs и другие
β-излучатели-32P, 90Sr, 134Ce, 198Au и нейтроны -Ra+Be, Po+Be, Po+B
Слайд 5
Принципы защиты от внешнего облучения
«Защита количеством»
(отсутствие
источников излучения высокой активности и мощности или замена их
на менее активные)
«Защита временем»
(ограничения времени пребывания в зоне повышенного излучения)
«Защита расстоянием»
(удаление от источников ионизирующей радиации)
«Защита экранами»
(материалы, поглощающие ИИ (стены зданий, экранирующих прослоек из свинца)
Слайд 6
Виды экранов
От γ- или R-изл. используют
(свинец, железо, железобетон)
От
внешнего β-излучения используют
(алюминий, стекло, пластмассу, резину)
От нейтронного излучения
(материалы, в составе которых есть атомы Н- вода, парафин, бетон
α-Излучатели (лист бумаги)
Слайд 7
- свойство радиоактивных веществ вызывать определенные патологические изменения
при попадании их внутрь организма как в результате воздействия
Радиотоксичность
Слайд 8
Факторы, определяющие радиотоксичность веществ:
вид радиоактивного распада
средняя энергия одного
распада
пути поступления в организм
распределение в организме
время пребывания в
организме
Слайд 9
3. Пути поступления в организм:
Ингаляционный
Резорбция из ЖКТ
Перкутанный (резорбция
через неповрежденную кожу)
Ингаляционный (через дыхательные пути)
Слайд 10
4. Распределение в организме (депонирование)
остеотропные (кальций, стронций, барий,
радий)
гепатотропные (церий, лантан, нитрат плутония)
равномерное распределение (калий, тритий, углерод,
цезий, инертные газы)
накопление в мышцах (рубидий)
в селезенке
лимфатических узлах
надпочечниках (ниобий, рутений)
Слайд 11
5. Время пребывания в организме
Эффективный период (Тэфф)
- время, в течение которого активность инкорпорированного изотопа в
организме снижается в 2 раза как за счет распада ядер атомов («физический» период полураспада - Тф), так и за счет выведения из организма («биологический» период полувыведения - Тб)
Тэфф = Тф*Тб / (Тф + Тб)
Слайд 12
Ограничение природного облучения населения
Установление ограничений излучения отдельных природных
источников и сред –
строительных материалов
радиоактивных газов радона
питьевой воде
пищевых продуктов
удобрениях, применяемых в сельской местности
Слайд 13
Ограничение техногенного облучения населения
обеспечение сохранности техногенных источников
контроль технологических
процессов
ограничение выброса радионуклидов в окружающую среду
Слайд 15
Обезвреживание радиоактивных отходов
Газообразные отходы- используются фильтры. По мере
загрязнения заменяются новыми
Слайд 16
с Т1/2≤15 суток (131I, 24Na, 27Mg, 31Si, 32P
) выдерживают в бетонных резервуарах в течение времени =10
Т1/2(~150 дней)
Слайд 17
помещают в полиэтиленовые мешки или металлические контейнеры-сборники и
отправляют на переработку (измельчение, прессование, сжигание, цементирование). Цель- уменьшение
V
Слайд 18
разбавляют чистой водой, после сливают их в водоемы
Слайд 19
Транспортировка отходов
осуществляется в герметично закрытых свинцовых контейнерах
при условии их скрепления цементом или жидким стеклом.
Слайд 20
Удаление и захоронение радиоактивных отходов
в России производится в
могильники, которые устраивают на расстоянии не менее 1 км
от сельских и 4 км от городских населенных пунктов, в равнинной местности с песчаным грунтом и низким стоянием подземных вод.
Слайд 21
В ряде стран практикуется удаление радиоактивных отходов
в океанические впадины, пещеры необитаемых островов и ближнее космическое
пространство.
Слайд 22
Ограничение медицинского облучения для 3 категорий пациентов
АД
–Rg в связи с онкологическим заболеванием и при ургентных
состояниях
БД - Rg в связи с неонкологическим заболеванием (затяжная пневмония, туберкулез легких, желудочно-кишечное кровотечение)
ВД - Rg с целью профилактики заболеваний или после радикального лечения злокачественных опухолей
Слайд 25
Лабораторная работа
«Меры защиты населения от ионизирующего облучения»
Методика
работы:
Задание №1 (защита населения при техногенном облучении).
1. Рассчитайте годовую
дозу облучения населения на основе известных доз облучения, получаемых за сутки населением в разных зонах относительно источника.
2. Сравните полученный результат с гигиеническим нормативом – предел дозы ПД, полученной в среднем за любые последовательные 5 лет для населения категории В (табл. 24), и сделайте заключение, допустима ли данная доза для населения.
3. Установите условия (активность источника, расстояние до него и пр., при которых получаемая населением в течение года доза не будет превышать ПД, используя принципы защиты от внешнего облучения
Слайд 26
Пример №1. На расстоянии 400 м от АЭС
планируется построить жилой поселок. Доза гамма-излучения у наружной стены
здания АЭС составляет 6,5 мкЗв/сутки, а на границе территории, отведенной для строительства поселка - 5,0 мкЗв/сутки. 1) Допустима ли эта доза для жителей планируемого поселка? 2) На каком расстоянии от АЭС доза гамма-излучения была бы допустимой (1 мЗв/год)? 3) Какая доза на наружной поверхности стен АЭС была бы безопасна для будущих жителей указанного микрорайона?
Решение. 1) Доза облучения на границе планируемого микрорайона составляет 5,0×365=1825 мкЗв/год=1,825 мЗв/год, что превышает ПД облучения населения почти в 2 раза. 2) Для определения минимально допустимого расстояния можно применить принцип защиты расстоянием. Из приведенной выше формулы видно, что доза обратно пропорциональна квадрату расстояния, поэтому для снижения дозы в 2 раза надо увеличить расстояние от АЭС до поселка в √2, т.е. в 1,4 раза; 400×1,4=560 м. 3) Для снижения дозы можно использовать также защиту экранами. Для этого надо увеличить толщину наружных стен или укрепить их прослойкой свинца, чтобы доза на наружной стене здания АЭС была в 2 раза ниже, т.е. 6,5/2=3,25 мкЗв/сутки.
Слайд 27
Задание №2 (защита пациента при медицинском облучении).
1.
Рассчитайте годовую дозу облучения пациента как сумму доз, полученных
при различных манипуляциях, пользуясь данными табл. 29.
2. Оцените, была ли передозировка при каких-либо процедурах и суммарно, сравнив полученные данные с дозовыми контрольными уровнями облучения для пациентов (табл. 28).
3. Установите, возможно ли снижение дозы облучения.
Слайд 28
Пример №2. Пациент, страдающий туберкулезом легких, прошел 2-кратное
диагностическое рентгенологическое обследование (флюорографию, затем рентгеноскопию органов грудной клетки),
после чего был помещен в стационар, где находился 10 месяцев, проходя лечение и 1 раз в месяц (всего 10 раз) – рентгенографию легких. 1) Подсчитайте дозу рентгеновского излучения, полученного пациентом за год болезни. 2) Испытывал ли он разовое переоблучение легких и красного костного мозга грудины во время каких-либо рентгенодиагностических процедур? 3) Не была ли превышена рекомендуемая эффективная доза для лиц данной категории пациентов за год (см. табл. 26)? 4) Можно ли было, по Вашему мнению, снизить годовую дозу облучения пациента?
