ГЛАВА 6 ОСНОВЫ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Закрытые источники

Закрытые источники ионизирующего излучения по характеру действия условно разделены на две группы: источники излучения непрерывного действия; источники, генерирующие излучение периодически.

К первой группе относятся γ-установки различного назначения, нейтронные, β- и γ-излучатели; ко второй - рентгеновские аппараты и ускорители заряженных частиц (в последнем случае при ускорении частиц до энергий, превышающих 10 МэВ, возможно образование искусственных радионуклидов; при этом возникает потенциальная опасность поступления радиоактивных изотопов в организм).

Область применения и виды используемых закрытых источников представлены в табл. 20.

Таблица 20.Область применения и вид используемых закрытых источников

Окончание табл. 20

В качестве γ-излучателей в основном служат искусственные радиоактивные элементы, помещаемые в порошкообразном или твердом состоянии в герметичные стальные ампулы и наиболее часто используемые (табл. 21).

Таблица 21.Радиоактивные элементы, используемые в качестве γ-источников

Нейтронные источники обычно готовят, смешивая радий, полоний или плутоний с бериллием или бором (смесь помещают в герметичные стальные ампулы). Характеристика некоторых нейтронных источников представлена в табл. 22.

Таблица 22.Характеристика некоторых нейтронных источников

В качестве β-источников используют искусственные радиоактивные изотопы - β-излучатели (табл. 23).

Таблица 23.Радиоактивные элементы, применяемые как β-излучатели

Активность закрытых источников ионизирующей радиации для различных целей варьируется в широких пределах. Так, в настоящее время как в нашей стране, так и за рубежом осуществляется строительство мощных γ-установок промышленного назначения (для получения полимерных материалов, стерилизации изделий одноразового использования в медицинской практике, улучшения качества резины и т.д.). В зависимости от их назначения и условий применения общий заряд излучателя (чаще всего в этих установках используют ⁶⁰Со) может достигать 5,5 ПБк и более.

Для радиационных исследований в области химии, биологии, физики твердого тела, сельского хозяйства, пищевой и легкой промышленности и других целей в нашей стране налажен выпуск γ-установок:

• К-300 000, заряд 110 ПБк;

• «Панорама», заряд 6,7 ПБк;

• МРХ-гамма-100; заряд 11 ПБк;

• ГУПОС, заряд 310^-2 ПБк;

• ГУБЭ-4000, заряд 0,15 ПБк и др.

Активность γ-источников для дистанционной лучевой терапии колеблется от 37 ГБк - установки для внутриполостной терапии типа АГАТ-В до 1510⁴ ГБк - установок «Рокус-М», «Агат-Р», «Агат-С». Закрытые источники (⁶⁰Со, ¹⁹⁸Au) в виде препаратов различной конфигурации (цилиндры, бусы, иглы, отрезки тон- кой проволоки) предназначены для внутриполостной и внутритканевой терапии злокачественных новообразований. Активность вводимых в пораженные ткани игл составляет 18,5-370 МБк, активность отдельных бусинок - 74-370 МБк, цилиндров - до 740-1480 МБк, а суммарная вводимая активность лечебных препаратов может достигать 1480-2220 МБк ⁶⁰Со и 740-3700 МБк ¹⁹⁸Au. Для аппликационной терапии применяют аппликаторы в виде квадратов из гибкого пластика, в материале которого равномерно распределен ³²Р; мощность излучения на их поверхности достигает 2-4 Гр/ч.

Максимальная активность источников в γ-дефектоскопии находится в пределах 1,85-5,55 ГБк.

Закрытые источники нейтронного излучения изготавливают в зависимости от требований технологии различной мощности. С помощью линейных и циклических ускорителей получают потоки электронов и тормозного излучения высоких энергий. В ли-

нейных ускорителях инжектированные в волновод с помощью электронной пушки электроны ускоряются электрическим полем и попадают в конце пути на мишень (для получения тормозного излучения).

При сообщенной электронам в волноводе энергии около 1 МэВ и при среднем токе 15-30 мкА интенсивность тормозного излучения на расстоянии 1 м от ускорителя может достигать 1-2 Гр/мин (100-200 рад/мин). Линейные ускорители позволяют увеличить скорость электронов до энергии 10 МэВ и более; бетатроны - по круговым орбитам до энергии 100 МэВ.

Эксплуатируемые в настоящее время рентгеновские аппараты промышленного и медицинского назначения могут генерировать рентгеновское излучение с энергией от 25-60 кэВ (при рентге- ноструктурном анализе) до 60-250 кэВ (в диагностике и терапии заболеваний) и 200 кэВ - 500 кэВ (при дефектоскопии).

Таким образом, из краткого описания используемых в народном хозяйстве закрытых источников видно, что их мощность варьирует в широких пределах, а технология весьма многообразна.

Обеспечение радиационной безопасности при работе с закрытыми источниками ионизирующего излучения достигается комплек- сом санитарно-гигиенических, инженерно-технических и организационных мероприятий, перечень которых, естественно, зависит от активности излучателя, вида излучения, технологии и способов применения источников. Вместе с тем в основу всех мероприятий защитного характера положено главное требование о том, чтобы дозы облучения как персонала, так и лиц других категорий не превышали допустимых величин.

Защитные мероприятия, позволяющие обеспечить условия радиационной безопасности при закрытых источниках, основаны на знании законов распространения ионизирующего излучения и характера его взаимодействия с веществом. Главные из них следующие:

• доза внешнего облучения пропорциональна интенсивности излучения и времени воздействия;

• интенсивность излучения от точечного источника пропорциональна количеству квантов или частиц, возникающих в нем за единицу времени, и обратно пропорциональна квадрату расстояния (для протяженных источников эта зависимость более сложная);

• интенсивность излучения может быть уменьшена с помощью экранов.

Из этих закономерностей вытекают основные принципы обеспечения радиационной безопасности:

• уменьшение мощности источников до минимальных величин («защита количеством»);

• сокращение времени работы с источниками («защита временем»);

• увеличение расстояния от источников до работающих («защита расстоянием»);

• экранирование источников излучения материалами, поглощающими ионизирующее излучение («защита экранами»).

«Защита количеством», т.е. проведение работ с минимальной активностью радионуклидов, основывается на уменьшении мощности излучения в прямой пропорции. Этот способ защиты не имеет широкого применения, так как он ограничен требованиями того или иного процесса технологии. Кроме того, уменьшение активности источника увеличивает срок облучения различных объектов, подвергаемых воздействию ионизирующего излучения.

«Защита временем» основывается на тех же закономерностях, что и «защита количеством». Сокращая срок работы с источни- ками, можно в значительной степени уменьшить дозы облучения персонала. Этот принцип защиты особенно часто следует соблюдать при работе с источниками относительно малой активности, при прямых манипуляциях с ними персонала. Так, медицинский персонал при работе с источниками в виде цилиндров и бус обу- чается выполнению манипуляций с ними на примере таких же цилиндров и бус, но не содержащих γ-излучателя. Это позволяет добиться высокой степени автоматизма выполняемых операций и тем самым значительно сократить «активное время» персонала (время работы с радиоактивным источником). Велика значимость временного фактора и при использовании рентгеновских аппаратов в медицинской практике, особенно при диагностических процедурах. Повышение квалификации врачебных кадров способствует сокращению времени работы рентгеновской трубки и, следовательно, уменьшению дозовых нагрузок персонала и обследуемых больных.

«Защита расстоянием» - простой и надежный способ защиты, который обеспечивается достаточным удалением работающих от

излучателя. Насколько эффективен этот принцип защиты, можно видеть на следующем примере. При работе с точечным источником из ⁶⁰Со активностью 110 МБк пинцетом длиной 8 см в течение 1 мин пальцы кисти работающего могут получить дозу около 100 мкГр, а при тех же манипуляциях, но пинцетом длиной 25 см - всего 10 мкГр. Таким образом, инструмент большей длины и менее удобный хотя и может несколько увеличить время, необходимое для выполнения операций, тем не менее имеет определенные преимущества в поисках пути снижения доз. Образцы дистанционных инструментов при работе с источниками относительно малой активности представлены на рис. 3.

Рис. 3.Набор инструментов для нанизывания на нити радиоактивных бус и внедрения их в полость тела больного

Для работы с источниками большей активности рекомендуются манипуляторы различного вида и сложного устройства, в некоторых случаях управляемые с большого расстояния.

Наряду со специальными, часто сложными манипуляторами достаточно эффективными могут быть и такие простые приспосо- бления, как небольшие тележки с длинной ручкой для перевозки внутри помещений контейнеров с радиоактивными препаратами.

Следует отметить, что хотя принципы «защиты временем и расстоянием» получили большее распространение, чем принцип «защиты количеством», широкое их осуществление ограничено требованиями технологии применения источников. Так, в одних случаях требуется облучение тех или иных объектов в течение длительного времени (несколько часов и более), а в других сокращение времени работы с источниками снижает экономический эффект от их эксплуатации (например, сокращение сроков работы рентгеновской трубки при дефектоскопии стальных слитков уменьшит производительность труда дефектоскопистов), а при работе с мощными источниками ионизирующей радиации возникает необходимость удаления персонала от излучателей на такие расстояния, что принцип «защиты расстоянием» как единственный самостоятельный способ защиты теряет всякий смысл. В этих случаях при создании условий, обеспечивающих радиационную безопасность работ с закрытыми источниками, большую роль играет принцип «защиты экранами», используемый в комбинации с принципом защиты расстоянием.

В зависимости от вида ионизирующего излучения для изготовления экранов применяют различные материалы, а их толщина определяется мощностью излучения. Так, лучшими для защиты от рентгеновского и γ-излучений, позволяющими добиться нужного эффекта по кратности ослабления при наименьшей толщине экрана являются материалы: с большим Z (см. главу 2), например свинец и уран. Однако с учетом высокой стоимости свинца и урана можно использовать экраны из более легких материалов - просвинцованного стекла, железа, бетона, баритобетона, железобетона и даже воды. В этом случае, естественно, эквивалентная толщина экранов намного превосходит ту, которая могла бы обеспечить нужную кратность ослабления с помощью свинца или урана. Кирпич, бетон, баритобетон, железобетон и другие строительные материалы часто служат исходным сырьем для изготовления

экранов, когда экраны одновременно являются строительными конструкциями сооружений. Вода - весьма дешевый защитный материал, поэтому создание защитных экранов из нее на практике - нередкое явление. Следует подчеркнуть, что при устройстве эффективных экранов для защиты от рентгеновского и γ-излучения в первую очередь учитывают технологию производства и возможные экономические затраты (стоимость экранов из тех или иных материалов).

Защита от нейтронного излучения экранами основывается на закономерности взаимодействия нейтронов с веществом. Как ска- зано в главе 2, наиболее эффективно происходит поглощение тепловых, медленных и резонансовых нейтронов, поэтому для поглощения быстрых нейтронов они должны быть предварительно замедлены. Максимальный замедляющий эффект у элементов с малым атомным номером. Поэтому для защитных экранов обычно применяют воду, парафин, бетон и другие материалы, содержащие в своем составе большое количество атомов водорода.

Тепловые нейтроны очень хорошо поглощаются кадмием и бором, причем для полного их поглощения толщина слоя кадмия, например, может равняться нескольким десятым миллиметра.

Учитывая, что процесс поглощения нейтронов сопровождается излучением γ-квантов, необходимо предусматривать дополнительную защиту из свинца или других эквивалентных материалов.

В реакторах, например, где имеется мощное излучение нейтронов, может быть несколько поглощающих слоев: первый слой - для замедления нейтронов из материалов, содержащих большое количество атомов водорода (бетон, вода и т.д.), второй слой - для поглощения медленных и тепловых нейтронов (бор, кадмий) и третий слой - для поглощения γ-излучения.

Для защиты от β-потоков целесообразно применять экраны, изготовленные из материалов с малым атомным номером. В этом случае выход тормозного излучения невелик. Обычно в качестве экранов для поглощения β-излучения используют органическое стекло, пластмассу, алюминий. При особо мощных β-потоках следует использовать дополнительные экраны для защиты от тормозного излучения.

При расчете защиты с помощью экранов от ионизирующей радиации персонала и лиц других категорий исходят из требований НРБ-99/2009.

Допустимые уровни мощности дозы при внешнем облучении всего тела от техногенных источников фотонного излучения приведены в табл. 24.

Таблица 24.Допустимые уровни мощности дозы при внешнем облучении всего тела от техногенных источников фотонного излучения

Соответствующие методы расчета толщины защитных экранов, а также характеристика защитных материалов приведены в специ- альной литературе и справочниках.

По своему назначению защитные экраны условно разделены на 5 групп:

• 1-я группа - защитные экраны-контейнеры, в которые помещают радиоактивные препараты с целью их хранения в нерабочем положении и транспортировки. Мощность дозы излучения от вновь разрабатываемых переносных, передвижных и стационарных дефектоскопических, терапевтических и других аппаратов не должна превышать 10 мкЗв/ч на расстоянии 1 м от поверхности блока аппарата с источником. Мощность эквивалентной дозы излучения от вновь разрабатываемых радиоизотопных приборов не должна превышать 1 мкЗв/ч на расстоянии 1 м от поверхности блока прибора с источником;

• 2-я группа - защитные экраны для оборудования. В этом случае экранами полностью окружают все рабочее оборудование при положении радиоактивного препарата в рабочем состоянии или при включении высокого (или ускоряющего) напряжения на источники ионизирующей радиации;

• 3-я группа - передвижные защитные экраны. Этот тип защитных экранов служит для защиты рабочего места на различных участках рабочей зоны;

• 4-я группа - защитные экраны, монтируемые как части строительных конструкций (стены, перекрытия полов и потолков, специальные двери и т.д.), предназначены для защиты поме-

• щений, в которых постоянно находится персонал, и прилегающей территории; 5-я группа - экраны индивидуальных средств защиты (щиток из оргстекла, смотровые стекла пневмокостюмов, просвинцованные перчатки и др.). Экраны 1-й группы (контейнеры) широко используют при транспортировке радиоактивных препаратов и хранении их в нерабочем состоянии. Для транспортировки и хранения применяют контейнеры, изготовленные из различных материалов в зависимости от вида излучения излучателя: алюминия и пластмассы (для α- и β-излучателей), свинца, чугуна, стали (для γ-излучателей), парафина, бора (первый слой) и свинца, чугуна, стали (второй слой) - для нейтронных источников.

Транспортирование радионуклидов за пределами объектов, использующих источники, регламентируется специальными правилами.

Высокоактивные препараты в нерабочем положении хранят в контейнерах-хранилищах, составных элементах установок- излучателей. Так, например, γ-дефектоскопический стационарный аппарат имеет 2 контейнера: рабочий и контейнер-хранилище. Рабочий предназначен для размещения в нем источника излучения во время просвечивания и обеспечивает направленный выход конического пучка излучения, контейнер-хранилище - для хранения источника в нерабочем положении. Источник излучения перемещается из контейнера-хранилища в рабочий по специальному ампуловоду с помощью дистанционного управления.

В переносных γ-аппаратах контейнер-хранилище имеет специальный затвор, открытие которого с помощью специального механизма приводит к положению «Работа».

В отдельных случаях при значительной мощности излучателей, например на мощных γ-установках, источник хранят в специаль- ных камерах-хранилищах (при сухом или водном типе хранения).

Для предупреждения переоблучения персонала все аппараты и установки, в которых активность радионуклида равна или превы- шает 74?10³ ГБк, должны оборудоваться механизмом дистанционного перемещения препарата из положения «Хранение» в положение «Работа».

Экраны 2-й группы можно использовать при установке радиоизотопных приборов технологического контроля, когда они при

необходимости экранируются так, чтобы за пределами экранов мощность дозы излучения не превышала 3 мкЗв/ч.

Экраны 3-й группы представлены передвижными ширмами различного назначения: для зашиты рабочего места техника от рассе- янного излучения в рентгенодиагностических кабинетах, рабочего места врача и сестры при введении радиоактивных препаратов в организм больного в радиологических отделениях и т.д.

Экраны 4-й группы применяют при эксплуатации стационарных аппаратов и установок с открытым или неограниченным по направлению пучком излучения, а также при значительной мощности рассеянного излучения. Рабочую часть таких аппаратов и установок размещают в помещении, материал и толщина стен, пола и потолка которого обеспечивают при любых реальных положениях препарата и направлениях рабочего пучка ослабление первичного и рассеянного излучения до допустимого уровня. При этом пульт управления аппаратом (или установкой) размещают в смежном помещении, дверь которого блокируют с механизмом перемещения препарата или с блоком включения напряжения. Последнее позволяет исключить возможность случайного облучения персонала. С этой же целью предусматривают устройства для принудительного дистанционного перемещения источника в положение «Хранение» при отключении энергопитания установки или любой другой аварии; при подводном хранении радионуклидов применяют системы автоматического поддержания уровня воды в бассейне и системы сигнализации об изменении ее уровня и повышении мощности дозы в рабочем помещении. Помещения, где устанавливают мощные изотопные установки, оборудуют системами блокировки и сигнализации о положении облучателя и превышении заданной мощности дозы излучения.

Указанные выше элементы защитных мероприятий можно увидеть на примере γ-терапевтического отделения больницы, тем более что схема эксплуатации мощных источников ионизирующей радиации в других отраслях принципиально не отличается. На рис. 4 представлена схема планировки основных помещений для глубокой и близкофокусной терапии.

В процедурном зале монтируют γ-аппарат, заряд которого помещен в контейнер-хранилище. Так, в аппарате «Рокус» заряд из ⁶⁰Со, равный 0,15 ПБк, помещен в контейнер-хранилище, изготов- ленный из урана.

Рис. 4.Планировка основных помещений для глубокой (статической или ротационной) и близкофокусной терапии: А - пультовая - наблюдательская; процедурный зал для длиннофокусной (Б) и короткофокусной (В) терапии; Г - вентиляционная камера; Д - комната ожидания; 1 - γ-аппарат; 2 - пульт управления

Толщину стен процедурного зала рассчитывают из требований, представленных в НРБ-99/2009. В процедурном зале устраивают лабиринт для защиты дверного проема от рассеянного излучения. Дверь, изготовленную из листовой стали и имеющую механический и ручной привод, снабжают системой автоблокировки с пультом управления, размещенным в смежном помещении.

Пульт управления позволяет контролировать поведение и положение больного при проведении процедуры. В момент включения аппарата (в этом случае источник из положения «Хранение» переводят в положение «Работа») на пульте управления появляется световая сигнализация, свидетельствующая о перемещении источника в ампулопроводе и исчезающая только при переводе источника в нерабочее положение и снижении мощности дозы до заданной величины.

Все радиоактивные источники необходимо регулярно проверять с целью установления возможной утечки радионуклидов и нарушения целостности оболочки препарата.

В системе защитных мероприятий при работе с закрытыми источниками очень важен радиационный и медицинский контроль (см. ниже).

Открытые источники

Открытыми называют такие источники ионизирующего излучения, при использовании которых возможно попадание радио- нуклидов в окружающую среду. При этом может быть не только внешнее, но и дополнительное внутреннее облучение персонала, которое происходит при поступлении радионуклидов в окружающую рабочую среду в виде газов, аэрозолей, а также твердых и жидких радиоактивных отходов. Технологические процессы и операции, связанные с возможностью образования радиоактивных аэрозолей, часто имеют ведущее значение.

Наряду с обычными механизмами возникновения аэрозолей, которыми сопровождаются работы с неактивными материалами (например, при механической обработке, химических и металлургических процессах и др.), для операции с радионуклидами в открытом виде характерны следующие особенности:

• образование радиоактивных аэрозолей дочерних продуктов распада радона, торона и актинона, поступающих в воздух при работе с радием, торием и актинием, криптона-89 и -90, ксенона-133, возникающих на атомных реакторах и других объектах;

• образование радиоактивных аэрозолей за счет поступления в воздух с загрязненной радионуклидами поверхности ядер отдачи (указанный процесс образования аэрозолей, который встречается чаще всего при распаде на поверхности радия, полония и плутония, называют агрегатной отдачей);

• возникновение радиоактивных аэрозолей в результате активации частиц обычной пыли при воздействии на них интенсивных потоков нейтронов.

Таким образом, источниками образования радиоактивных аэрозолей могут быть не только производственные операции, но и загрязненные радионуклидами рабочая поверхность, спецодежда и обувь.

Все объекты, которые представляют потенциальную опасность загрязнения радионуклидами рабочей среды, условно разделены на 2 группы.

• 1-я группа - многочисленные лаборатории, учреждения и предприятия, где их использование в открытом виде предусмотрено самой технологией производства, например в медицинских учреждениях для лечения и диагностики ряда заболеваний; в лабораториях сельскохозяйственного профиля для изучения процессов усвоения растениями вносимых в почву удобрений, оценки роли микроэлементов в питании растений и решения других научно-исследовательских задач; в лабораториях промышленного профиля для изучения износа деталей различных устройств в машиностроении, для оценки процесса шлакообразования и динамики плавки металлического лома в мартеновских печах и т.д.;

• 2-я группа - такие объекты, на которых радионуклиды в открытом виде образуются как неизбежные, а в отдельных случаях и как побочные нежелательные продукты технологического процесса, например рудники по добыче радиоактивных руд и заводы по их переработке, атомные электростанции и экспериментальные реакторы, мощные ускорители заряженных частиц и др.

Вполне понятно, что потенциальная опасность внутреннего переоблучения персонала на указанных объектах неравнозначна. Она зависит прежде всего от общей активности радионуклидов на рабочем месте, степени их радиотоксичности, характера производственных операций. Так, чем большее их количество применяется при работе, тем (естественно, при прочих равных условиях) больше вероятность загрязнения воздуха, рабочей поверхности и тела работающих.

В зависимости от степени радиотоксичности радионуклидов НРБ-99/2009 установлено допустимое количество радиоактивных изотопов на рабочем месте, не требующее получения специального разрешения на право проведения работ с ними от органов санитарно-эпидемиологического надзора. Так, например, для ²²⁶Ra оно равно 1,0?10⁴ Бк, для ¹⁹⁸Au - 1?10⁵ Бк, для ¹⁴С - 110⁷ Бк.

Согласно основным санитарным правилам, все радионуклиды в зависимости от допустимого количества на рабочем месте условно разделяются на 4 группы радиотоксичности:

• группа А - элементы с особо высокой радиотоксичностью; изотопы, допустимая активность которых на рабочем месте составляет 1,0-10³ Бк;

• группа Б - элементы с высокой радиотоксичностью: изотопы, допустимая активность которых на рабочем месте составляет 1,0?10⁴ и 10⁵ Бк;

• группа В - элементы со средней радиоактивностью: изотопы, допустимая активность которых на рабочем месте составляет 1,0?10⁶ и 1,0?10⁷ Бк;

• группа Г - элементы с малой радиотоксичностью: изотопы, для которых допустимая активность на рабочем месте составляет 1?10⁸ Бк и более.

Все многообразные формы применения открытых радиоактивных источников по степени потенциальной опасности внутреннего переоблучения (в зависимости от количества радионуклидов на рабочем месте и относительной радиотоксичности изотопа) подразделяют на 3 класса, причем при определении класса работ в зависимости от сложности выполняемых операций вносится по- правочный коэффициент (табл. 25).

Таблица 25.Класс работ с открытыми источниками излучения

В случае нахождения на рабочем месте радионуклидов разных групп их активность приводится к группе А по формуле:

где С_э - суммарная активность, приведенная к группе А, Бк; С_а - суммарная активность радионуклидов группы А, Бк; МЗА_а - минимально значимая активность для группы А, Бк; С - активность отдельных радионуклидов. не относящихся к группе А; МЗА. - минимально значимая активность отдельных радионуклидов.

Чем выше класс выполняемых работ, тем жестче гигиенические требования по защите персонала от внутреннего переоблучения. Вместе с тем главные принципы защиты остаются неизменными:

• соблюдение принципов защиты при работе с источниками излучения в закрытом виде;

• герметизация производственного оборудования для изоляции процессов, которые могут явиться источниками поступления радионуклидов в окружающую среду;

• планировка помещений;

• оптимизация санитарно-технических устройств и оборудования;

• использование средств индивидуальной защиты;

• санитарно-бытовые устройства;

• выполнение правил личной гигиены;

• очистка от радиоактивных загрязнений поверхности строительных конструкций, аппаратуры и средств индивидуальной защиты.

Герметизация производственного оборудования позволяет максимально ограничить поступление радионуклидов в воздух про- изводственной зоны. Для этих целей в зависимости от класса выполняемых работ используют «горячие» камеры, камеры-боксы и вытяжные шкафы различных типов и конструкций. Работы I класса с α- и β-излучателями обычно выполняют в герметичных боксах, имеющих рукавные резиновые перчатки, вмонтированные в переднюю стенку.

При выполнении работ с γ-изотопами используют боксы со значительной толщиной защитных стенок (рис. 5), снабженные специальными дистанционными устройствами, в простейшем случае шпатовыми манипуляторами на шаровой основе (рис. 6).

Толщина защитной чугунной плиты со стороны оператора составляет у правой секции 100 мм. Наблюдение за операциями осуществляют через свинцовое стекло.

При работах с γ-излучателями значительной мощности в связи с увеличением толщины защитных экранов применяют механические манипуляторы (механические руки), а наблюдение за операциями ведут с помощью оптических систем или телевидения (таково принципиальное устройство «горячих» камер).

Работы II и III классов могут быть выполнены в боксах, изготовленных из органического стекла, и вытяжных шкафах, которые также оборудованы системами приточно-вытяжной вентиляции, коммуникациями для подвода горячей и холодной воды, сжатого воздуха, бытового газа и реагентов, узлами слива и сброса радио-

Рис. 5.Бокс заигитный универсальный типа 2-УКЗ

Рис. 6.Манипулятор шпаговый типа МШЛ-0,5

активных отходов. Отходы собирают в контейнеры-сборники следует помнить, что камеры, боксы и вытяжные шкафы любых конструкций не абсолютно, а относительно герметичны.

Планировка помещений предполагает максимальную изоляцию работ с радионуклидами от других помещений и участков с иным функциональным назначением. Работы I класса можно проводить в отдельном здании или изолированной части здания, имеющей отдельный вход, работы II класса - изолированно от других помещений, работы III класса - в отдельных, специально выделенных комнатах (рис. 7).

Рис. 7.Схема устройства радиологической лаборатории с трехзональной планировкой: 1 - «горячие» камеры (первая зона); 2 - ремонтнотранспортная зона (вторая зона); 3 - операторские помещения (третья зона)

В основу планировки помещений, предназначенных для выполнения работ I класса, положен принцип деления их по степени возможного радиоактивного загрязнения на 3 зоны:

• первая - зона размещения оборудования камер, боксов, коммуникаций и др., являющихся основными источниками радиоактивных загрязнений;

• вторая - периодически обслуживаемые ремонтно-транспортные помещения для проведения ремонта оборудования и других работ, связанных со вскрытием технологического оборудования, загрузки и выгрузки активных материалов или подобных работ; узлы загрузки и выгрузки радиоактивных материалов, временного хранения и удаления отходов;

• третья - помещения для постоянного пребывания персонала - операторские, пульты управления и др.

Трехзональная планировка предусматривает неизбежность значительных радиоактивных загрязнений в первой зоне, периодиче- ское превышение допустимого уровня загрязнения поверхности и воздушной среды во второй зоне, отсутствие превышающих ПДУ загрязнений в третьей зоне (см. рис. 7).

К планировке лабораторий для работ II и III классов не предъявляют столь жестких требований. В зависимости от характера операций с изотопами в состав этих лабораторий могут входить хранилища радионуклидов, фасовочная, помещения для выполнения работ с радиоактивными препаратами.

К настоящему времени различные варианты планировочных решений для работ указанных классов предполагают разграничение лабораторий на участки (зоны), в которых степень опасности загрязнения воздуха и поверхности неодинакова. Так, может быть применен простейший способ трехзональной планировки лаборатории, при которой комнату делят стеклянными перегородками на 3 зоны. Это позволяет изолировать наиболее опасные операции (вскрытие бокса и ремонт оборудования) от всего помещения.

Работы III класса могут выполняться и в однокомнатной лаборатории, условно разделенной на зоны, в которых потенциальная возможность загрязнения неодинакова.

Оптимизация санитарно-технических устройств и оборудования предполагает в первую очередь устройство специальных систем вентиляции, основное назначение которых - защита воздушной среды рабочих помещений от радиоактивных загрязнений.

В помещениях лабораторий и учреждений, где ведутся работы I класса, предусмотрено устройство местной приточно-вытяжной и общеобменной систем вентиляции. Системой местной приточновытяжной вентиляции оборудуют «горячие» камеры и боксы, причем они снабжены двумя патрубками (приточный имеет обратный клапан и дроссель для регулирования подаваемых объемов воздуха). Указанные системы должны создавать в боксах и камерах разряжение 20 мм вод.ст. Для предупреждения возможного распространения радиоактивных загрязнений воздушным путем из первой зоны в третью в последней приток преобладает над вытяжкой. Таким образом, в помещениях лабораторий, предназначенных для выполнения работ I класса, воздух должен перемещаться из зоны в зону в порядке возрастания степени потенциальной опасности для работающих (из третьей в первую).

При установке камер и боксов в условиях обычной планировки лабораторий (работы II и III классов) в периодически открываемых проемах форкамер скорость движения воздуха должна быть не менее 1 м/с, а скорость движения воздуха в рабочих проемах вытяжных шкафов и других укрытий - не менее 1,5 м/с. Возду-

хообмен в этих помещениях для работ II класса пятикратный, для работ III класса - трехкратный.

В том случае, когда для работ с радионуклидами отведены отдельные участки помещений, в них необходимо предусмотреть устройство автономных систем вентиляции.

Вентиляционная система в помещениях для мощных установок (18,5 ТБк и более) и ускорителей заряженных частиц оборудуется в соответствии со специальными правилами:

• каналы воздуховодов вытяжной вентиляции должны быть изготовлены из кислотостойких несорбирующих радионуклиды материалов или облицованы ими изнутри;

• в целях минимального загрязнения систем сборных воздуховодов непосредственно у боксов, камер, вытяжных шкафов следует устанавливать фильтры.

Устройство водопровода и хозяйственно-фекальной канализации радиологических объектов должно соответствовать требованиям строительных норм и правил. Помещения, предназначенные для работ I, II и III классов, снабжаются горячей водой. Краны для воды, подаваемой к раковинам, должны иметь смесители и открываться при помощи педального или локтевого устройства. При проведении работ I и II классов предусматривают две системы канализации: хозяйственно-фекальную и специальную. В учреждениях, где ежедневно образуются жидкие радиоактивные отходы объемом более 200 л и удельной активностью, превышающей в 10 раз и более допустимую концентрацию, устраивается специальная канализация. Если ежесуточное количество жидких радиоактивных отходов не превышает 200 л, указанные отходы собирают у места их возникновения в специальные емкости для последующей отправки на централизованные пункты захоронения.

Не нашли, что искали? Воспользуйтесь поиском по сайту: