Закрытые источники

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).

YAmedik.org