Захист організму від випромінювань іонізуючих. Робота з будь-якими джерелами іонізуючого випромінювання (радіоактивні препарати, ядерні реактори, рентгенівські і прискорювальні установки, атомна і термоядерна зброя і т.д.) передбачає для працюючого персоналу і населення вживання 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 передивляються (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)·10 9 гранично допустимих доз, зажадало створення великих захисних споруджень (наприклад, товщина 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 ослабінні випромінювання в результаті його взаємодії з речовиною; захист біосфера 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, рослинною або тваринною їжею.
Пристрої, що захищають від зовнішніх потоків, розділяються на суцільні (цілком випромінювання, що оточують джерело, або, рідше, область, що захищається), часткові (ослаблені для областей обмеженого доступу персоналу), тіньові (що обмежують область, що захищається, «тінню», «відкиданим» захистом), роздільні (випромінювання, що частково оточують джерело, або область, що частково захищається).
Зазвичай потрібний створення захисних споруджень мінімальної ваги і габаритів, економічно найбільш вигідних і забезпечуючих задане ослабіння радіації. При роботі з радіоактивними препаратами невеликої активності не завжди виникає необхідність в спеціальному захисті. Т. до. інтенсивність випромінювання від точкового ізотропного джерела прямо пропорційна його активності часу опромінення і назад пропорційна квадрату відстані від джерела, то у ряді випадків удається обмежитися джерелом можливо меншій (для даного завдання) активності і користуватися їм можливий коротший час при максимальному видаленні від нього без захисту.
Захист від зовнішніх потоків а і b-часток не представляє праці, т. до., взаємодіючи з середовищем, вони швидко втрачають енергію. Пробіг а-частки радіоактивних ізотопів з енергією E 0 (у Мев ) в речовині рівний:
де r — щільність в г/см 3 , А — атомна вага речовини. Пробіг b-часток максимальної енергії E 0 в алюмінії R » 2 E 0 мм, в повітрі R » 4 E 0 m. Для повного поглинання а-часток, що випускаються радіоактивними ізотопами, зазвичай досить аркуша паперу, гумових рукавичок або 8—9 см повітря, для b-часток досить декілька мм Al. В разі b-часток слід перевіряти, чи забезпечує товщина шаруючи 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 ослабіння нерозсіяних g-квантів і нейтронів в захисті («вузький пучок») описується експоненціальною залежністю:
Id=i 0 e —d/ l , (1)
де I d і I 0 — інтенсивності випромінювання за захистом (завтовшки d ) і без неї, l — товщина матеріалу що ослабляє випромінювання в е разів (довжина релаксації), залежна від енергії випромінювання і захисного матеріалу. Для розрахунку інтенсивності з врахуванням нерозсіяного і розсіяного в захисті випромінювань («широкий пучок») у формулі (1) вводиться співмножник, називається чинником накопичення (відношення сумарних інтенсивностей нерозсіяного і розсіяного випромінювань до нерозсіяного), залежний від енергії випромінювання, геометрії і 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 і т.п.); 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 відбувається непружне розсіяння нейтронів. Т. до. у природі немає елементів, що в рівній мірі ослабляють g-кванті і нейтрони, то захист від змішаного g- і нейтронного випромінювань в ядерно-технічних установках здійснюється матеріалами, що є сумішшю речовин з малими і великими атомними вагами (наприклад, железоводниє, железосвінцовиє суміші). По конструктивних і економічних міркуваннях захист стаціонарних установок часто виконують з бетону.
При розрахунку інтенсивності випромінювання за захисною конструкцією повинні враховуватися геометрична расходімость 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 виробляється за допомогою ЕОМ(електронна обчислювальна машина). При розрахунку, враховують вклад від всіх видів первинних і вторинних випромінювань. Наприклад, захват нейтронів, що сповільнилися до низьких енергій, зазвичай супроводиться утворенням жорсткого захватного g-віпромінювання, 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 захватного g-віпромінювання в захисні матеріали додають літій або бор.
При проектуванні захисних пристроїв має бути враховане проходження випромінювання через неоднорідності в захисті (наприклад, в разі ядерного реактора — аварійні, регулюючі і компенсуючі стрижні, трубопроводи для охолоджувачів і сповільнювачів, завантажувальні, технологічні і експериментальні канали, усадкові 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 важливим 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 і видалення в довкілля твердих, рідких і газоподібних радіоактивних відходів і т.д.
У всіх установах, де проводяться роботи з джерелами іонізуючих випромінювань, з метою запобігання переопроміненню 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, окрім цього, проводиться контроль вмісту радіоактивних речовин в повітрі робочих приміщень, контроль забруднення робочих поверхонь, устаткування, рук і одягу що працюють, контроль радіоактивності стічних вод і повітря, що видаляється в атмосферу.
Ст П. Машковіч.
З. о. від і. може здійснюватися за допомогою різних хімічних засобів, що вводяться в організм до або під час дії іонізуючої радіації і направлених на підвищення радіорезистентності опромінюваних, тобто стійкості їх до дії радіації. Радіозахисні засоби можна умовно розбити на дві групи: засоби, що підвищують загальну опірність організму, і специфічні радіозахисні речовини — радіопротектори. Засоби загальнобіологічної дії підвищують природну радіорезистентність організму. Їх вводять в кількостях, що не викликають, як правило, жодних 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 найбільш ефективних засобів цієї групи належать ліпополісахариди поєднання амінокислот і вітамінів, гормони, вакцини і ін. Введення таких з'єднань піддослідною твариною до опромінення полегшує перебіг променевій хворобі, збільшує виживаність, зменшує міру порушення процесів обміну речовин, кровотворення і ін. Захисна дія цих засобів, мабуть, обумовлено підвищенням активності системи гіпофіз — кора надниркових, збільшенням здатності кровотворних кліток до розмноження, стимуляцією ретикулоендотеліальної системи, підвищенням імунологічної реактивності організму і т.д. Ці засоби прискорюють процеси синтезу білка і нуклеїнових кислот в клітках, сприяють відновленню унікальних генетичних структур. Є факти, вказуючі на здатність цих засобів підвищувати стійкість організму не лише до дії радіації, але і до ін. патогенним діям.
Радіопротектори — препарати що створюють стан штучної радіорезистентності. До них відносяться з'єднання, що надають протипроменеву дію при введенні за декілька хвилин або годинника до опромінення. Найбільш виражений захисний ефект спостерігається при загальному опроміненні, що викликає загибель 80—100% тварин, і при вживанні радіопротектора в максимально переносимих (що викликають виникнення ряду токсичних реакцій) дозах. До найбільш ефективних радіопротекторів належать меркаптоаміни індолілалкиламіни, синтетичні полімери, полінуклеотиди, мукополісахаріди, ціаниди, 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 з'єднань лежить здатність запобігати змінам в радіочутливих органах і тканинах, зберігати здібність частини кліток до розмноження. Радіопротектори захищають стволові клітини кровотворних тканин більше, ніж засоби загальнобіологічної дії. Під їх впливом в кровотворних органах і кишечнику слабшають некробіотичні процеси, зменшується число кліток з хромосомними перебудовами, відбувається швидше відновлення мітотичної активності. Це може бути пов'язано з втручанням радіопротекторів в первинні физико-хімічні процеси променевого ураження (перехоплення хімічно активних вільних радикалів
зміни физико-хімічних властивостей молекул біосубстратів 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 променевій 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. Міра захисної дії радіопротекторів в означає. мірі залежить від вигляду, сумарної дози, потужності і способу опромінення. Про ефективність протипроменевих засобів судять по «чиннику зменшення дози» (ФУД), тобто по відношенню між дозами, що викликають рівний по мірі вираженості ефект в присутність 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/мін (4,30’·10 -6 а/кг ) навіть найбільш ефективні радіопротектори не надають профілактичної дії. Саме тому на особливу увагу заслуговують нові дані про ефективність в цих умовах засобів (наприклад, аденозинтрифосфорної кислоти), сприяючих репарації унікальних генетичних структур. Отже, основною формою З. о. від і. в умовах мирного вживання атомної енергії може бути не лише фізичний захист з дозиметричним контролем, що забезпечує такі умови, при яких рівень опромінення робочих місць не перевищує гранично допустимих доз, але і лікарська профілактика. Перспективним можна вважати, зокрема, використання засобів, що підвищують природну радіорезистентність організму людини і що не роблять токсичного впливу на нього.
Ст Д. Рогозкин.
Літ.: Захист від іонізуючих випромінювань, т. 1 — фізичні основи захисту від випромінювань, під ред. Н. Р. Гусева, М., 1969; Гольдштейн Р., Основи захисту реакторів, пер.(переведення) з англ.(англійський), М., 1961; Лейпунський О. І., Новожілов Би. Ст, Цукрів Ст Н., Поширення гамма-квантів в речовині, М., 1960; Кимель Л. P., Машковіч Ст П., Захист від іонізуючих випромінювань. Довідник, М., 1966; Норми радіаційної безпеки (НРБ-69), М., 1970; Романів Е. Ф., Радіація і хімічний захист, [2 видавництва], М., 1968; Ярмоненко С. П., Протипроменевий захист організму. М., 1969.
