ÔS r X
ČESKOSLOVENSKÁ KOMISE PRO ATOMOVOU ENERGII DŮM TECHNIKY ČSVTS OSTRAVA
KOLEKTIV AUTORŮ
OCHRANA PŘI PRÁCI SE ZDROJI
IONIZUJÍCÍHO ZÁŘENÍ V NÁRODNÍM HOSPODÁŘSTVÍ SBORNÍK UČEBNÍCH TEXTŮ
ÚSTftEDNf INFORMAČNÍ STŘEDISKO PRO JADERNÝ PROGRAM 1986
Ochrana při práci se zdroji ionizujícího záření v národním hospodářství Sborník učebních textů zpracovaný kolektivem autorů ke kursům pro dohlížející pracovníky a vybrané vedoucí pracovníky, které pořádá Dům techniky ČSVTS Ostrava podle kladného vyjádření hlavního hygienika ČSR. Zn. HEM 342.3.-21.2.85 ze 6.3.1985 Uspořádal MODr. Josef Ševc, CSc. Vydala Československá komise pro atomovou energii v Ústředním informačním středisku pro jaderný program 255 45 Praha 5 - Zbraslav, 1986 Vedoucí vydavatelského úseku JUDr. Jaroslav Kynčl Účelová publikace Dotisk 500 ks 57-802/86 019 44
OBSAH Předml uva
5
Základy fyziky ionizujícího záření • Ing. Jaroslav Vlček, Ing. Václav Husák, CSc
7
Veličiny a jednotky používané v ochraně před ionizujícím zářením Ing. Václav Husák, CSc
25
Principy dozimetrie ionizujícího záření RKDr. Jiří Švec, CSc
37
Biologické líčinky ionizujícího záření MUDr. Alena Heribanová
50
Přehled zdrojů ozáření obyvatelstva MUDr. Jana Novotná
62
Principy a metody ochrany zdraví před ionizujícím zářením MUDr. Josef ševc, CSc
69
Příklady technických aplikací zdrojů ionizujícího záření Ing. Jiří Rada
82
Monitorování pracovníků a prostředí Ing. Jaroslava Hillová
87
Dokumentace vedená na pracovišti se zdroji ionizujícího záření Ing. Lubomír Zezulka, MUDr. Josef ševc, CSc
96
Způsoby ochrany pracovníků před zevním zářením a vnitřní kontaminací radionuklidy Ing. Václav Husák, C S c , Ing. Jaroslav Vlček
101
Mimořádné události a radiační nehody Ing. Lubomír Zezulka
120
Zdravotní péče o pracující v riziku ionizujícího záření MUDr. Jana Novotná
131
Další požadavky radiační ochrany při práci s radioaktivními látkami, které nejsou uzavřeným zářičem MUDr. Alena Heribanová, Ing. Václav Husák, CSc
137
PŘEDMLUVA Ochrana před ionizujícím zářením prodělala v uplynulém desetiletí značný vývoj spolu s rozvojem využití zdrojů ionizujícího záření a jader.ié energetiky. Zajištění účinné ochrany klade v současné době zvýšené nároky na odbornost pracovníků, kteří se na využití sdrojů zářeni i na zajištění ochrany podílejí. Ochrana před ionizujícím zářením vychází z poznatků o biologických účincích záření, zejména z poznatků o jeho vlivu na lidské zdraví. Opírá se dále o rozbor podmínek ovlivňujících výši ozáření. Současné požadavky ochrany dále vycházejí zejména ze Základních bezpečnostních pravidel ochrany před zářením Mezinárodní agentury pro atomovou energii, Mezinárodní organizaci práce a Světové zdravotnické organizace z roku 1982, založených na doporučení č. 26 Mezinárodní komise radiologické ochrany z roku 1977. Utejně jako v ostatních členských zemích RVHP vychází i u nás vyhláška Ministerstva zdravotnictví ČSR a SSR - o ochraně zdraví před ionizujícím zářením - rovněž z doporučení této komise. Předkládaný sborník učebních textů chce přispět ke správné aplikaci nových mezinárodních doporučení a naši novelizované vyiiláäky a má sloužit jako učební pomůcka pro kursy ochrany při práci se zdroji ionizujícího záření v národním hospodářství, určené pro dohlížející pracovníky a vybrané vedouc', pracovníky různých organizací využívajících zdrojů ionizujícího záření, mimo odvětví zdravotnictví a mimo jaderný průmysl a výzkum. Káplň těchto kursů, kladně posouzená hlavním hygienikem ČSR přípisem zn. Htíľ.I 342.3-21.2.65 ze 6.3.1S05, je zaměřena nejen na způsoby uplatnění současných kriterií radiační ochrany v praxi, ale i na výklad a pochopení podmínek, za kterých a pro které byla tato kriteria radinční ochrany • odvozena. Sborník učebních textů nemůže zahrnout vSechny infori.iace vyčerpávajícím způsobem, a proto autoři jednotlivých částí uvádí další doporučenou literaturu. Sborník připravili, za celkové redakce MUDr. J.Ševče,CSc., následující • členové lektorského sboru kursů: MUDr. Alena Heribanová, KHS Středočeského kraje, ťraha Ing. Jaroslava Hillová, KHS Severomoravského kraje, Ostrava Ing. Václav Husák,CSc, Klinika nukleární mediciny PK Olomouc MUDr. Jana Novotná, Hygienická stanice hl.m. Prahy MUDr. Jiří Rada, KHS Severomoravského kraje, Ostrava MUDr. Josef Ševc,CSc, Institut hyeieny a epidemiologie - Centrum hygieny záření, Praha
RíiDr. J i ř í Švec,CSc, Vysoká škola báňská, O;;trava I n g . Jaroslav Vlček, KHS Východočeského kraje, Hradec Králové I n g . Lubomír Ze2ulka, Městská hygienická stanice, Ostrava.
ZÁKLADY FYZIKY IONIZUJÍCÍHO ZÁŘENÍ Ing. Jaroslav Vlček, Ing. Václav Husák, CSc, Za ionizující a.'.ceaí pokládáme takové, které j e schopno při průchodu prostředím zpuuobit jeho ionizaci, t j . vytvořit z povodně elektricky neutrálních atomů volní elektrony a kladné ionty. Tuto vlautno.-t raá například rentsanové záření nebo záření radioaktivních látek. Vznik i absorpce ionizujícího ::áření souvisí se strukturou atomů a atomových jader. S t a v b a
atomu
Atony j.;ou nejmenší částice prvku, které se mohou účastnit chemických reakcí. Schématicky je stavba atomu a jeho jádra znázorněna na obrázku 1.
elektrony
í )
neutrony protony
jádro ATOM
JÁDRO
Obr. 1: Schématické znázornění atomu a atomového jádra Atom je tvořen centrálním kladně nabitým jádrem a orbitálními elektrony, které se nacházejí na přesně vymezených drahách. Atomové jádro obsahuje částice s kladným nábojem - protony a částice bez elektrického náboje - neutrony.
Nejjednodušší strukturu má atom vodíku. Jeho jádro je tvořeno jediným protonem a na orbitě se nachází jeden elektron. Naproti tomu napřílilad atom přírodního uranu má v jádru 238 nukleonů (92 protonů a 146 neutronů) a v jeho obalu 92 elektronů. Průměr atomu je řádu 10" m, průměr jádra asi o 4 řády menší. Hmotnost atomu činí řádově 10 ' až 10" kg a je prakticky celá dána hmotností atomového jádra. Atom je jako celek elektricky neutrální. To znamená, že počet orbitálních elektronů je stejný jako počet protonů v jádru. Toto číslo jednoznačně určaje prvek, ke kterému atom přísluší. Označuje se symbolem Z a nazývá ae atomové číslo (někdy též protonové číslo). Celkový počet protonů a neutronů v atomovém jádru charakterizuje hmotnost atomu, nazývá se hmotnostní číslo (též nukleonové číalo) a označuje se symbolem A. Soubor atomů, které mají stejný počet protonů i stejný počet neutronů, se nazývá núklid. I.'uklidy, které mají stejné atomové číslo Z a odlišují se vzájemně jenom poetem neutronů, tj. mají odlišné hmotnostní číslo A, se nazývají izotopy daného prvku. Izotopy mají identické chemické vlastnosti, avšak rozdílné vlastnosti jaderné. Označují se chemickou značkou prvku a hodnotou hmotnostního čísla A. Tak například 1 H, 2 H a 3a jsou izotopy vodíku, 2 3 4 U , 2 3 5 U a 2 3 8 U značí izotopy uranu. Jádra některých nuklidů mají přebytek energie, jsou nestabilní a přeměňují se postupné na jádra stabilnějšího nuklidu. Přitom přebytek energie je uvolněn ve formě jaderného záření. JMúklidy s touto vlastností se nazývají radionuklidy a proces je označován jako radioaktivní přeměna nebo radioaktivní rozpad. R a d i o a k t i v i t a Radioaktivní přeměna je náhodný proces v tom smyslu, že nelze předpovědět, které jádro se v daném .okamžiku přemění. Je ovšem možné stanovit pravděpodobnost, že n přeměně dojde za jednotku času. Tato veličina se nazývá přeměnová konstanta (též rozpadová konstanta), značí se symbolem A a je charakteristickou pro daný radionuklid. Množství radioaktivní látky se charakterizuje veličinou zvanou aktivita. Je definována jako střední počet radioaktivních přeměn, ke kterým dojde v zářiči za jednotku času. Aktivita A souvisí s počtem atomů N radionuklidu vztahem:
/!/
A - - -j$- = XN
S pomocí přeměnové konstanty je možné vyčíslit úbytek radioaktivní látky způsobený radioaktivní přeměnou. Označíme-li W(0) počáteční množství radionuklidu, který má pramenovou konstantu A , potom po uplynutí času t zbude množství: N(t) » W(0) . e ~
X t
/2/
Obdobný vztah platí též pro pokles aktivity radioaktivních zářičů s časem: A(t) = A(0) . e " X t
IV
Zde značí A(0) počáteční aktivitu zářiče a A(t) je jeho aktivita po uplynutí doby t. V praxi se namísto přeměnové konstanty A často používá poločas přeměny (též poločas rozpadu) T. Je to doba, za kterou se přemění právě polovina z počá-
tečního Množství radionuk]jdu. Hodnota .••olr.ěosu T souvisí a p"env;novou konstantou vztahem
a je rovněž charakter!•:-ťloká pr-< d&ný radior.ukliri. Dosud známé radionuklidy mají poločas přemíry v rozsahu od zlomků ne':und do desítek miliard l e t . Ty '-cteré se využívají v p^nxi jako uzavřené z.lřioe, mají poločas obvyklo od desetin do desítek roků. lídaje pr.i některé častej i používané zářiče jsou uvedeny v dodatku. .
--omočí poloča.-u T je možné radioaktivní přeměnu poorsat vztahem: T
A(t) = A(C) . e
/5/
1
V
v
o
aktivita
l'ol:les ftictivity zářiče s časem j e graficky znázorněn na obrázku 2.
\
V
0,2
\ 0,1
—* \
0,05
\
0,02 0.01
\ \ 0
1
2
3
4
5
Obr. 2: Pokles aktivity radioaktivního zářiče s ňacera
6
7 čas
Stáří zářiče je vyneseno na vodorovné ose v počtu poločasů, tj. poměr t:T (obě hodnoty samozřejmě ve stejných jednotkách). Pro přesnější výpočet aktivity je možné použít údaje z tabulky 1. Tabulka 1 : Pokles aktivity radioaktivního zářiče s časem stáří zářiče
stáří
relativní aktivita
zářiče
0
1,000
1,8
0,1 0,2 0,3 0,4
0,933 0,871 0,812 0,758 0,707 0,660 0,616
1,9 2,0 2,1 2,2
0,5 0,6 0,7 0,8 0,9 1,0 1,1 1,2 1,3 1,4 1,5 1,6 1,7
2,3 2,4 2,5 2,6
0,574 0,536 0,500 0,467 0,435 . 0,406 0,379 0,354 0,330 0,308
2,7 2,8 2,9 3,0 3,1 3,2 3,3 3,4 3,5
relativní aktivita 0,287 0,268 0,250 0,233 0,218 0,203 0,190 0,177 0,165 0,154 0,144 0,134 0,125 0,117 0,109 0,102 0,095 0,088
Poznámky: stáří zářiče je vyjádřeno relativně v počtu jeho poločasů (t:T) aktivita zářiče je vyjádřena relativně v násobcích počáteční aktivity - A(t) : A(0) Radioaktivita může být dvojího druhu - přírodní nebo umělá. Přírodní radioaktivitu vykazuje více než 50 v přírodě se vyskytujících nuklidů, převážně izotopů těžkých prvků jako radium, uran nebo thorium. Umělá radioaktivita je vyvolána vnějším zásahem do jádra - například ozařováním stabilních nuklidů neutrony v jaderném reaktoru, nebo rychlými nabitými částicemi na urychlovačích. Převážná Sást v současné době prakticky využívaných radionuklldú patří k umele vytvořeným. Podle způsobu radioaktivní přeměny rozlišujeme radioaktivitu alfa a beta. Při přeměně alfa je emitováno jádro helia Tle, hmotnostní číslo nuklidů se zmenší o 4 a atomové číslo se zmenší o 2 jednotky. Příklady přeměny alfa: 226,'Ra
238„
10
222
Rn+4He
234
Th
241
Am
Přeměna alfa probíhá výhradně u těžkých radionuklidú, přírodních i umělých. K radioaktivní přeměně beta dochází i u lehčích radionuklidů. Při této přeměně nedochází ke změně hmotnostního Síola nuklidu. Rozlišujeme 3 způsoby: 1) Přeměna beta": jádro emituje elektron (částici beta") a jeho atomové číslo se o 1 zvýší. Příklady:
2) Přeměna beta+: jádro emituje pozitron (částici beta+) a jeho atomové číslo se o 1 sníží. Příklady:
e+
3) Elektronový záchyt: jádro zachytí J eden z orbitálních elektronů a jeho atomové číslo se o 1 sníží. Příklady*
109
Cd
+
e
V nejjednodušším případě přechází radionuklid po přeměně alfa nebo beta přímo na stabilní nuklid. Jako příklad možno uvést přeměnu Co. V některých případech je produkt radioaktivní přeměny rovněž nestabilní. Například radionuklid Sr přechází přeměnou beta" na i a ten se dále mění rovněž přeměnou beta" na stabilní 9 0 Z r i
V takovém případě hovoříme o genetických systémech radionuklidů. Prvý z nich označujeme jako mateřský radionuklid, druhý jako dceřiný produkt (dceřiný radionuklid). Složitějším případem genetických systémů Jsou rozpadové řady, kdy výchozí mateřský radionuklid se postupně mění přes řadu dceřiných radionuklidů na stabilní produkt. Jako příklad je na obr. 3 znázorněno schéma uranové řady, v níž •3ÍTJ se přeměňuje přes 14 dceřiných produktů na stabilní nuklid Pb. V uzavřených systémech, kdy nedochází k uvolňování nebo odstraňování jednotlivých radionuklidů, narůstá postupné radioaktivita dceřiných produktů až do dosažení radioaktivní rovnováhy. Rovnovážná aktivita dceřiných produktů Je za tohoto stavu rovná aktivita mateřského radionuklidů a v dalšíc klesá s jeho poločasem. Podmínkou pro dosažení radioaktivní rovnováhy •je, aby poločas dceřiných produktů byl kratší než poločas mateřského radionuklidů.
11
238u r
T
"1
23*Th
r234pa 234y
"1 230
Th
226Ra
"1 222
Rn 218 Po"
}
premena alfa
1214pb I 214 r
1
í
1 214 Po"
T
přeměna beta
Bi
~1 -210
I j
pt)
210 Bi 210 Po-
]
206Pb Obr.3 : Schéma radioaktivní přeměny
12
*®U (uranová řada)
I o n i z u j í c í
aáření
Charakteristickou veličinou ionizujícího záření je jeho energie. Je to pojem vcelku běžný pro pohybující se hmotné částice, avšak poněkud neobvyklý u elektromagnetického záření, kterému bývá spíše přisuzován vlnový charakter. Energie ionizujícího záření se vyjadřuje v jednotkách elektronvolt (eV) a v jejích násobcích: kiloelektronvolt (keV), megaelektronvolt (MeV). Tato jednotka souvisí se základní jednotkou energie (Joule) vztahem: 1 eV
=
1,602 . 1O~ 1 9 J
/fa/
a definuje se jako energie, kterou získá elektron při průchodu mezi dvěma místy s rozdílem potenciálů 1 V. V případě elektromagnetického záření je energie kvant záření (fotonů) nepřímo úměrná vlnové délce 1 : Ji (keV) Tak například záření o vlnové délce 0,1 nm přísluší energie 12,4 keV, záření o energii 1U0 keV má vlnovou délku 0,0124 nm apod. Další důležitou charakteristikou ionizujícího záření je jeho energetické spektrum. Je to rozdělení částic emitovaných ze zdroje podle jejich energie. Graficky se znázorňuje tak, že na vodorovné osa ee vynáší energie záření a na svislé ose zastoupení částic s touto energií. Příklady jsou uvedeny na obrázku 4. Spojité spektrum záření se charakterizuje obvykle maximální energií Emax a střední energií E s ^f Čárové spektrum je určeno energií jednotlivých spektrálních čar a jejich zastoupením. Při průchodu hmotou reaguje ionizující záření s atomy a molekulami prostředí a předává jim svoji energii. Podle způsobu interakce rozlišujeme záření přímo ionizující a nepřímo ionizující. K prvnímu druhu patří například rychlé nabité částice, které interagují přímo s orbitálními elektrony a způsobují ionizaci prostředí. Nepřímo ionizující záření, jako neutrony nebo některé složky elektromagnetického záření, předá/á svoji energii při srážkách s elektrony nebo jádry atomů, které potom přímo ionizují. Míra zeslabení ionizujícího záření při průchodu určitým prostředím závisí na typu a energii záření, a dále na složení tohoto prostředí, jeho hustotě a atomovém čísle. U některých druhů ionizujícího záření je možné zeslabení popsat přibližně exponenciálním vztahem: Z
«
e"^*
/8/
Zde ,/u. je tzv. součinitel zeslabeni! a x je tlouštka stínícího (zeslabujícího) materiálu. Vyjadřuje se bud v délkových jednotkách (např. cm), nebo v jednotkách tzv. plošné hmotnosti (např. g.cm ). Plošná hmotnost souvisí s tloušíkou materiálu vztahem:
1/ Obvykle se pro vlnovou délku používá značka X jako pro přeměnovou konstantu. Aby zde nedocházelo k záměně, používáme pro účely tohoto textu pro vlnovou délku značku 1.
13
2
x(g.cm" )
= s . x (cm)
/9/
kde s značí objemovou hmotnost materiálu v g.cm
.
O W •o >O O Q.
B
1 energie Obr. 4: Spektra ionizujícího záření:
(A) spojité,
(B) čárové
7 případě záření nabitých částio postaví obvykle konečná vrstva materiálu k úplné absorpci všech částic. Tato vrstva určuje dosah záření v daném materiálu a vyjadřuje se opět buä v jednotkách delty, nebo v jednotkách plošné hmotnosti.
H
Z á ř e n í
alfa
Záření alfa je přímo ionizující záření tvořené částicemi alfa - jádry helia. Částice obsahují po 2 protonech a 2 neutronech, a nesou tedy dva jednotkové kladné náboje. Zdrojem záření alfa jsou těžké radionuklidy, například izotopy polonia, radia, thoria, uranu nebo transuranových prvků. K nejpoužívanějším zářičům 241 226 alfa patří radionuklidy Am a Ra. Záření alfa má čárové spektrum. To znamená, že daný radionuklid emituje částice alfa pouze o určitých energiích (obvykle 1 nebo 2), které jsou pro jeho radioaktivní přeměnu charakteristické. Počáteční energie částic alfa činí jednotky megaelektronvoltů; to odpovídá počátečním rychlostem řádově 10' m.s . Protože částice alfa nesou dva elektrické náboje, při průchodu prostředím velmi silně ionizují a rychle ztrácejí svoji energii. Dosah záření alfa je proto značně omezen. Ve vzduchu činí jenom několik centimetrů, ve' vodě nebo tkáni jenom zlomky milimetru. Ochrana před zevním ozářením částicemi alfa nepředstavuje tedy větší problém. Z á ř e n í
beta
Záření beta je tvořeno rychlými elektrony nebo pozitrony (částice se stejnou limottiostí a opačným nábojem než má elektron). Vzniká při přeměně mnoha přirozených i umělých rádionuklidů. K nejčastěji využívaným zdrojům záření beta patří například S 0 S r , 1 4 7 P m nebo 6 3 H i . Záření beta má spojité spektrum; obsahuje tedy částice beta s energií od nuly až po určitou maximální hodnotu E^^ která je charakteristická pro daný radionuklid. Střední energii záření beta je možné přibližně odhadnout jako jednu třetinu maximální energie. Hodnoty E | n a x u běžně používaných rádionuklidů činí desítky kiloelektronvoltů až jednotky megaelektronvoltů; jsou uvedeny v dodatku. Při průchodu prostředím způsobuje záření beta ionizaci nebo excitaci atomů a molekul. V porovnání se zářením alfa jsou částioe beta mnohem lehčí, pohybují tí se při stejné energii podstatně rychleji (řádově 10 m.s" ) a daleko méně ionizují. Například částice alfa s energií 4 MeV vytvoří ve vodě na dráze 0,001 mm kolem 3 000 iontových párů, zatímco částice beta o energii 1 MeV vyprodukuje za stejných podmínak jenom asi 5 iontových párů. Záření beta má proto daleko větší dosah v prostředí. Částice jsou velmi často rozptylovány jenom s malými ztrátami energie a jejich dráha je značně klikatá (obrázek 5 ) . Pokud absorbující prostředí je složeno z lehkých prvků, nezávisí dosah zářeni beta téměř vůbec na jeho konkrétní skladbě. Pro potřeby ochrany před zářením možno odhadnout přibližně dosah záření beta vyjádřený v jednotkách plošné hmotnosti jako polovinu jeho maximální energie: R (g.cm"2) - 0,5 . HmBX
(MeV)
/10/
Pro lineární dosah záření beta potom platí: R (em) • -K—
.
kde s značí objemovou hmotnost materiálu vyjádřenou v jednotkách g.cm
. lak na-
15
příklad záření beta s maximální energií E 2 MeV má dosah ve vzduchu kolem max B m, ve vodě p ř i b l i ž n é 1 cm a v hliníku a s i 4 mm.
DOPADAJÍCÍ ELEKTRON
Obr. 5: rrůchod záření beta (elektronů) proatředím Kromě již popsaných procesů ionizace a excitace ztrácí záření beta svoji energii při průchodu prostředím též produkcí tzv. brzdného záření. Je to elektromagnetické záření s pronikavostí daleko větší než má záření beta. Jeho výtěžek závisí na energii záření a na atomovém Sisie absorbátoru. V lehkých materiálech je pravděpodobnost vzniku brzdného záření menší. Například záření beta s maximální energií 2 MeV spotřebuje na tvorbu brzdného záření v plexiskle jenom asi 0,'( % své energie, zatímco přJ absorpci v olovu jde na tento účel kolem jj .% energie. Tuto skutečnost je nutné brát v úvahu při výběru materiálů pro zářiče beta. Dává se přednost látkám obsahujícím lehké prvky. Při průchodu záření beta+ prostředím se pozitron po ztrátě energie spojí s elektronem a dochází k tzv. anihilaci. Výsledkem jsou 2 fotony záření gama, každý s energií 511 keV (anlhilační záření). Každý pozitronický zářič i jeho' obal a okolní materiál jsou tedy současně zdrojem pronikavého anihilacního záření a tuto skutečnost je nutno při ochraně před zářením pozitronů uvažovat. 0 vlastnostech záření gama i brzdného záření bude pojednáno dále. U r y c h l e n é
nabité
č á s t i c e
Tento druh záření zahrnuje urychlené elektrony, protony a těžší ionty. Jeho zdrojem jsou urychlovače nabitých částic, například betatron, lineární urychlovač elektronů nebo cyklotron. Tato zařízení poskytují obvykle mnohem větší toky záření než radioaktivní zářiče. Spektrum urychlených částic je přibližně čárové a jejich energie dosahuje až desítek megaelektronvoltú. Interakce rychlých nabitých částic s prostředím je obdobná jako v případě záření alfa a beta. Dochází k ionizaci nebo excitaci atomů a molekul prostředí a ke vzniku brzdného záření. U částic vyšších energií (10 MeV a více) se začíná významně uplatňovat též interakce s atomovými jádry. Při ní dochází k uvolňování
16
neutronů a ke vaniku umělých radionuklidň, .-•apříklad krátkodobých radioizotopů dusíku a kyslíku v ovzduší. Ochrana p ř i pr^ci s takovými zdroji vysokoer.ercetického záření j e proto poněkud s l o ž i t ě j š í . Z á ř e n í
gama
Záření gama je elektromagnetické záření, obvykle jaderného původu. Vzniká při radioaktivní přeměně řady radionuklidů, ľ?acto cioučasne :ie zářením beta nebo alfa. K nejčastěji používaným zářičům gama patří radionukliay
Co a
•''es.
Záření gama má čárové spektrum - daný radionuklid emituje pouze fotony s určitými energiemi, které jsou pro jeho přeměnu charakteristické, jlěkteré příklady spekter záření gama radioaktivních zářičů jsou uvedeny na obrázku C.
60 Co
192,r
11
134 Cs
0 Obr. 6:
i
0.5
1,0
(MeV)
Spektra záření gama některých radionuklidů
17
U prakticky používaných zdrojů záření gama činí jeho ei.ercie desítky kiloelektronvoltú až jednotky roegaelektronvoltů. Interakce záření gama s hmotou ae výrazne odlišuje od interakce elektricky nabitých částic. Při průchodu prostredím uvolňují fotony elektricky nnbité částice a předávají jim energii dostatečnou k tomu, aby byly schopny ionizovat a excitovat. Jedná se tedy o nepřímo ionizující záření. K nejvýznamnějším způsobům interakce záření gama s hmotou patří fotoefekt, Comptonův rozptyl a tvortj. párů. Schématicky jsou tyto procesy znázorněny na obrázku 7. FOTOELEKTRICKÝ JEV
COMPTONŮV ROZPTYL
etekt- feron / ,
elektron
rozptýlený foton
foton
TVORBA
foton ton
<,
PARU
elektron .- , 0.51. MeV anihilační \Q)}") )í zářeni
0.51 MeV
Oor.
7:
Interakce zářeni gama s atomy prostředí
Fotoefekt se uplatňuje především u záření nižších energií. Jedná se o proces, při kterém foton záření gama předá veškerou svoji energii některému z orbitálních elektronů, obvykle na vnitřních slupkách atomu. Výsledkem je uvolnění fotoelektronu, který získanou energii dále předává ionizací nebo excitací atomů a molekul. Po fotoefektu je atom v excitovaném stavu (na vnitrní orbitě chybí elektron) a při přechodu na stav základní vyzáří foton charakteristického záření nebo elektron. 1'yto částice mají už poměrné nízkou energii a většina jich je pohlcena v okolním materiálu. Z tohoto důvodu možno fotoefekt považovat za téměř úplnou absorpci záření. Pravděpodobnost fotoefektu roste s atomovým čialem materiálu a například u olova je tento proces převládajícím způsobem interakce pro záření gama o energii až 1 MeV. Comptonův rozptyl probíná ae volných nebo slabě vázaných elektronech (vnější orbity atomu). V tomto přSlpadě dopadající foton předává část své energie elektronu, uvede jej do pohybu a sám pokračuje v letu, avšak v odlišném směru a a nižší energií. Urychlený elektron interaguje potom s prostředím stejně jako fotoelektron, tj. ionizuje a excituje atomy a molekuly okolního prostředí. Comptonův rozptyl je převládajícím procesem interakce u záření gama středních energií, v hliníku například od 0,1 MeV a v olovu od 1 MeV.
18
hlav.iíiii způsobem interakce záření gama s prostředím je tvorba párů elektron - pozitron. K tomuto procesu ilutilií?.:' teprve když eyior^ie záření gama je vótší Jiéž 1,02 MeV a významně se uplatní až v případě vysokých energií. Jev spočívá v tom, že f'>ton se přemění na >ivě čáslicp - elektron a pozitron. Ty se poto:r< rúiovají
obdobnp jako zářů.ní beta, t j . ionizují
nebo excitují
okolní prostřed.' s
pozitron na konci avé dráhy niuhli.uje ze. vzrA>.:\ .ívou fotonů anii.iLjcního Při
•'orpoi dopadejíciho
lejí při
zíření.
tonto procesu ani v případě Comptoncva rozptylu nedochází tedj' k iiplnŕ abzáření.
Potoefekt, Compt.onův rozptyl a tvorba eleklriiri-pozitronovvoh
n.ír": se porli'-
spolu s některými dalšími méně významnými procesy n^ zeslabení
záření sainn
j«ho pi-ůchodu prostředím. V případě úzkého úvazku z-jľ-ení se aeslsbení
expoľ;enciál"ím vstahem / 8 / . Součinitel zeslabení
ří:C
a:ívisí na etiereii z.-íření, nn a-
tomov'šm ČÍ'SIP. absorbítoru a na Jeho hustotě. V obecném případě j e závislost ?eolabení n« tlouštee materiálu s l o ž i t ě j š í a bude o ní pojednáno j^'-de. C h a r a k t e r i s t i c k é
z á ř e n í
Charakteristické záření j e elektromagnetické záření, které vzniká p ř i ?ářřvých přechodech elektronů v atomovém obalu (obrázek C). Jelio zdrojem jsou railionuklidy,
zejména ty, které se mění záchytem elektronu. Charakteristické záření se
uvolňuje rovněž p ř i ozařování různých materiálů nízkoenergetic'íýro zářením /:araa, brzdným zářením nebo rychlými nabitými částicemi. Jeho zdrojem jňou tedy i r e n t genky; proto se někdy nazývá též rentgenové c h a r a k t e r i s t i c k é
záření.
K
?
PRÁZDNÉ MÍSTO
PO
Obr. 8: Vznik charakteristického záření v atomovém obalu Spektrum charakteristického záření je čárové. Jeho energie činí jednotky až desítky kiloelektronvoltů a je charakteristická pro prvek, jehož atom záření vyslal. Spektra charakteristického záření některých prvků jsou uvedena v tabulce 2. Interakce charakteristického záření s hmotou je podobná jako v případě záření gama. Převládá fotoefekt a navíc se významně uplatňuje ještě tzv. pružný rozptyl, kdy foton po srážce mění směr bez ztráty energie. Protože charakteristické záření má nízkou energii, jeho odstínění nečiní větší potíže.
19
Tabulka 2 : Energie charakteristického záření některých prvků atomové číslo
B r z d n é
prvek
12 16
S
20
Ca
24 28 32 36 40 44 48 52 56 60 64 68 72 76
Cr
Mg
Hi
Ge Kr Zr Ru Cd le
Ba Hd Gd
Sr Hf Os
00
Hg
84 88 92
Po Ra
u
energie sářoní (keV) K,»c 1,25 2,31
3,69 5,41 7,47 9,87 12,6
15,7
19,2 23,1 27,3 32,0 37,1 42,7 48,3
55,4 62,5 70,2 78,5 87,5 97,1
1,30 2,46 4,01
5,95
8,26 11,0 14,1
17,7
21,7 26,1 31,0 36,4 42,2 48,7 55,6 63,2 7T,3 30,2 39,3 100,1 111,3
záření
Brzdné aáření je po charakteristické""záření druhou složkou tzv. rentgenového záření. Jedná se o elektromagnetické záření, které vzniká při príchodu rychlých nabitých částic hmotou. Zdrojem brzdného záření jsou rentgenová zařízení, urychlovače nabitých částic nebo radioaktivní zářiče beta ve směsi s vhodným terSovýra materiálem. Spektrum brzdného záření je spojité - jsou zastoupeny fotony s energií od nuly až po určitou maximální hodnotu, která odpovídá energii primárních nabitých částic. Maximální energie brzdného záření rentgenek je řádu desítek až stovek kiloelektronvoltů, u urychlovačů dosahuje jednotek až desítek megaelektronvoltů a v připadá radionuklidových zdrojů je určena maximální energií částic beta, tj. dosahuje desítek kiloelektronvoltů až jednotek megaelektronvoltů podle typu použitého radionuklidu. Interakce brzdného záření s hmotou probíhá podobně jak bylo popsáno v případe záření gama radionuklidu. fiavíc při energii přes 10 MoV dochází k interakci • atomovými jádry, k uvolňováni neutronů a k tvorbě umelých krátkodobých radio-
20
•.uiľrlLuň. Vahleleni ?;e -:poj i l;.'riu c h s. a k t é r u "pektra brzdného aŕ^e'ľf je z;ívi.clost je:;" seslnbení na t3;r.i3tce materiál! u sloSitl j vi rež v p*í»ad§ mono energetického #
a ' 'ení ^uma.
Z á ř e n í
n e u t r o n "i
•Jedná se o záření elektricky neutrálních čár.ttc, jejichž hmotnost je srovnatelná s hmotností vodíkových jader - protonů. Zdrojem neutronů jsou jaderné reaktory nebo urychlovače rabitých částic (neutronová generátory). V případě radior:uklidových r.drojů se neutrony uvolňují spontánním štěpením nebo interakcí záření alfa s jádry některých lehkých nuklidú (tabulka 3 ) . Tal"i .lká 3:
2
Kěkteré radionviklidové zdroje neutronů
jaderná reakeo
d,O á
Zi'.ľ'O l i
štve ilrií energie neutronů (...IeV)
eraice neutronů
in.*-* c G 3 q—1«)
226
R a - 3c
(-.ilfa.n)
3,9
4,1
210
P o - 3o
(olla.n)
4,2
6 , 3 . 10 +
3e
(altľa.n)
4,5
4,3
«to -- <*
(alfa,n)
4,5
8,6 . 10+
25'
spontánní štěpení
2,4
2,3 . 1 0
239PU •z
ruutiíca: o:.iiíio neutronů u
J
o 105
o 10*
12
Cí je vztažena ne 1 g nukl.idu
Spektrum neutronů je u většiny zdrojů spojité. Maximální energie oiní 10 až 20 megaelektronvoltů, střední energie jednotky megaelektronvoltů. Podle energie je možné rozdělit neutronové záření do několika skupin. Rozlišujeme například: tepelné neutrony s energií menší než 0,5 eV, rezonanční neutrony (0,5 až 100 e V ) , neutrony středních energií (1 až 500 iceV), rychlé neutrony (0,5 až 10 UeV) a neutrony vysokých energií (nad 10 1.1 eV), Interakce neutronového záření s hmotou je podstatně odlišná od dříve popsaných procesů interakce nabitých částic nebo fotonů elektromagnetického záření. Protože neutrony nenesou elektrický náboj, při průchodu prostředím přímo neionizují a reagují téměř výhradně s atomovými jádry. K hlavním způsobům interakce patří pružný a nepružný rozptyl, záchyt neutronu (obrázek 9 ) , dále emise nabitých částic a štěpení jader. Pravděpodobnost té které reakce závisí na energii neutronů a na složení absorbujícího prostředí.
21
PRUŽNÝ ROZPTYL Jneutron jádro
NEPRUŽNÝ ROZPTYL neutron.
ZÁCHYT NEUTRONU foton gama
neutron
—e— Obr. 9:
jádro A
jádro A+1
Interakce neutronů s atomovými jádry
Pružný rozptyl patři k nejčastějším způsobům interakce rychlých neutronů. Při tomto procesu neutron předá část své energie atomovému jádru a uvede ho do pohybu. Urychlené jádro ztrácí potom svoji kinetickou energii ionizací nebo excitací atomů a molekul prostředí. Energie předaná pružným rozptylem je největší při srážkách s lehkými jádry. Například rychlé neutrony s počáteční energií 2 I.ieV potřebují ke zpomalení na tepelné jenom asi 18 arážek ve vodě a až 400 srážek v olovu. Při nepružném rozptylu předává opít neutron atomovému jádru jenom čáat své energie. Předaná energie se projeví změnou vnitřního stavu jádra - dochází k jeho excitaci. Přechod na základní stav jádra je provázen emisí fotonu záření gama. Při záchytu je neutron jádrem poručen za emise jednoho či více fotonů záření gama. Tímto způsobem jsou například velmi účinně zachytávány tepelné neutrony na jádrech bóru nebo kadmia. Proto jsou tyto látky často používány jako součást stínění neutronových zdrojů. Dalším způsobem interakce je pohlcení neutronu jádrem za současné emise částice (proton, neutron, částice alfa). Takové srážky jsrou nejpravděpodobnější pro lehká jádra a rychlé neutrony. Při štěpení se zasažené jádro rozdělí na 2 části a uvolní se jeden nebo více neutronů. Například tepelné neutrony vedou ke štěpení nuklidů 2 3 3 U , 2 3 5 U a •"0, rychlé neutrony štěpí většinu těžkých nuklidů. Nutno uvést, že poslední tři zmíněné procesy vedou často ke vzniku umělých radionuklidů.
22
Z popsaného mechanismu interakce vyplývá, ze absorpce neutronů probíhá v sásac'e -ve dvou krocích. Ryohlá neutrony jsou nejprve zpomaleny rozptylem na jádrech lehkých prvků a potom teprve absorbovány za emise částic nebo fotonů, ati'nirfií neutronů j e proto vícesložkové - obsahuje lehké materiály (voda, parafin) pro zpomalení neutronů a látku pro j e j i c h účinný záchyt (bór nebo kadmium). Někdy je nutná j e a t ě t ř e t í složka - těžký materiál k odstínění záření gama ze záchytu neutronů.
L i t e r a t u r a Ilaô.iíition Protection Procedures, Safety Series Wo.36, International Atomic 3r;ergy Agency, Vienna 1973 Dvorak V., Husák V.: základy hygieny záření, S t á t n í pedagogické nakladatelství, Praha 1979 Kimel L . ? . , í.iaškovič V.P.: Zaščita ot ionizirujuščich i z l u č e n i j , Atomizdnt, .Mn.ilcvr 1966 Lederer C.M., Schirley V.Ľ.: Table of Iaotope-, 7th Edition, Wiley Interscience Publication, Kew York 1978 Gusev K.G., Dmitriev P . P . : Kvantovoje izlučenije rádioaktívnych veščestv, Atomiadat, :.šo sleva 1977
23
Dodatek:
Přehled často používaných r&dionuklidi a jejich fyzikálních vlastností
poloáaa přeměny
způsob premeny
h
12,3 r
beta"
13
není
5 730 r
beta"
155
není
14
C
511 1 275
181 100
beta"
313
1 173 1 333
100 ICO
beta"
66
Ha
2,6 r
beta
60
CO
5,27 r 100 r
85
90
Zn
0,67 r
Kr
90 Y 109
Cd
Pm
170
Tm
695
28,8 r
beta"
není
64,1 h
beta"
2 290
není
PO Ra
239pu
2 4 1
EZ
88
4 85
2,62 r
beta"
225
0,35 r
beta"
884 968
24 76
0,20 r
beta"
240 536 672
8 41 46
3,77 r
beta"
763
beta"
15 61
5,01 d
• beta"
1 160
není
0,38 r
alfa
5 310
není
600 r
alfa
4 785 4 601
95 5
4 100 r
alfa
5 105 5 143 5 155
12 15 73
není
alfa
5 486
36
60
alfa štěpení
6 076 6 118
16 84
22,3 r
Am
25 2 CÍ
Vysvětlivky:
433 r 2,64 r
r - rok, d. - den, h - hodina EZ - elektronový záchyt
24
94
51
662
514
210Bl
2 2 6
1 115
beta"
Pb
210
EZ 546
1,24 r
204T1 2 1 0
není
beta"
30,2 r 147
+
není
10,7 r
Sr
enise (keV)
545
22
65
emise částic CkeV) (3)
radionuklid
není
34
3
28 296 308 30 317 84 468 ,49 a dal 3 í není
81 19
47
186
4
4
36
VELIČINY A JEDNOTKY POUŽÍVANÉ V OCHRANĚ PŘED IONIZUJÍCÍM ZÁŘENÍM Ing. Václav Husák, CSc, Dozimetrické veličiny a jednotky charakterizují zdroje ionizujícího záření, pole záření a působení tohoto záření na látku. Od r. 1980 je v ČSSR v platnosti mezinárodní soustava jednotek SI - od té doby se používají Jednotky patřící do soustavy SI i v dozimetrii ionizujícího záření [1] . V dalším výkladu uvádíme na některých místech i jednotky dřívější, jejichž znalost je nutná pro porozumění starší literatuře vydané před r. 1980 a také vzhledem k tomu, že dřívější jednotky se používají v některých předpisech platných jeátě v době vydání tohoto sborníku. V e l i č i n y c h a r a k t e r i z u j í c í z d r o j e z á ř e n í . Množství r a d i o a k t i v n í l á t k y se charakterizuje a k t i v i t o u A. Touto v e l i č i n o u se rozumí poměr . dK fa-1 "I kde dK je střední počet samovolných jaderných přeměn z daného energetického stavu v určitém množství radioaktivní látky, k nimž dojde za časový interval dt (li označuje počet radioaktivních atomů, t označuje čas, d znamená nekonečně malý přírůstek uvažované veličiny). Jednodušeji můžeme říci, že aktivita radioaktivní látky je počet radioaktivních přeměn v této látce vztažený na Jednotku času. Jednotkou aktivity je 1 s~ , pro níž se používá název becquerel (Bq). Násobnými jednotkami vytvořenými z hlavní jednotky jsou např. 1 kilobecquerel = 1 kBq iu-3
Bq
1 megabecquerel = 1 MBq 1 gigabecquerel = 1 GBq
10^ Bq 10 9 Bq
Dřívější jednotka aktivity i Ci odpovídala aktivite 1 g 2 2 6 R a . Mezi Jednotkou aq a jednotkou Ci platí převodní vztah (tab. 1)
Ci
3,7
1 0 1 0 Bq
Tab. 1 Tabulka pro převod nových jednotek aktivity na dřivé užívané a naopak. 6 222
7 259
8 296
9 333
10 370
30 40 Ci TBq 1,11 1,48
70 80 60 50 1,85 2,22 2,59 2,96
90 3,33
100 3,70
200 7,40
300 11,1
Ci 400 500 TBq 14,8 18,5
600 700 800 900 22,2 25,9 29,6 33,3
1000 2000 37,0 74,0
3000 111
4000 148
mCi kBq MBq
Ci GBq
uCi MBq
mCi GBq
uCi KBq
mCi GBq
1
37
2 74
3 111
4 148
5 185
25
Vztáhneme-li a k t i v i t u na jednotkovou hmotnost z á ř i č e , dostaneme m ě r nou a k t i v i t u (jednotka Bq.kg" ) . U plošných zdrojů se uvažuje p l o š n á a k t i v i t a , t j . a k t i v i t a vztažená na jednotkovou plochu (jednotka Bq.m ) . Obdobně u objemových zdrojů máma o b j e m o v o u a k t i 3 v i t u , j e j í ž Jednotkou Je Bq.m" . Mezi jednotkou objemové a k t i v i t y v d ř í v ě j š í c h jednotkách a v jednotkách SI p l a t í vztah (symbol 1 označuje l i t r ) 1
pCi.l"
1
»
37 Bq.m"
3
V e l i č i n y c h a r a k t e r i z u j í c í p o l e z á ř e n í . Kolem zdrojů i o n i z u j í c í h o záření e x i s t u j e u r č i t é p o l e záření, které se charakterizuje f l u e n c í č á s t i c (hustotou prošlých č á s t i c ) dN kde dN Je počet částic, které vsoupily do koule s plošným obsahem řezu (obr. 1).
da hlavního
°) Obr. 1
K definici fluence (hustoty prošlých částic); a - částice přicházejí ze všech směrů, čárkována je vyznačen hlavní řez koule o ploše da ; b - je znázorněn rovnoběžný svazek částic a plocha 1 m umístěná kolmo na směr šíření částic.
Často se používá další veličiny, kterou je příkon fluence částic (hustota toku Částic)
tj. přírůstek hustoty prošlých částic za časový interval dt. Jednotkou příkonu fluence částic je m s . Ve speciálním případě rovnoběžného svazku částic nebo fotonů udává příkon fluence počet částic nebo fotonů, jež projdou plochou 1 m (umístěnou líolmo na jejich směr) za jednotku času (obr.1). Obdobně se definují veličiny fluence (hustota prošlé energie), Jejíž jed-
26
notkou j e J.m kou j e W.m~2.
a příkon fluence energie (hustota toku energie), j e j í ž jednot-
V e l i č i n y c h a r z á ř e n í na l á t k u . D (absorbovaná dávka) , která j e dané ionizujícím zářením l á t c e o
a k t e r i z u j í c í p ů s o b e n í V tomto případě j e základní veličinou d á v k a definována jako poměr střední energie d £ přehmotnosti dm [j.kg"1 =
Zjednodušeně můžeme říci, že absorbovaná dávka je energie absorbovaná v jednotce hmotnosti ozařované látky v určitém místě (obr. 2 ) .
ABSORBOVANÁ DÁVKA
—
/•
DOPADAJÍCÍ
'. - I . - ' • ' . • . ' • . - i . - ' :
. ' .
•• • • / ' •
ZÁŘENÍ / .
• . • • ' • ; . • . . •
••
• ' • ' . ' / ••
•
/
' •
•
•
•
.
'
.
•
•
/ •
AE-ENERGIE
ABSORBOVANÁ
'
.
f
Vám
Obr. 2 K definici absorbované dávky Jednotkou absorbované dávky je gray (Gy), který se rovná energii 1 joule (J) absorbované v jednom kg látky. Často užívané dílčí jednotky jsou 1 mGy » 10~ 3 Gy 1/uGy » 1 0 " 6 Cy Dřívější jednotkou dávky byl 1 rad 1 rad » 10" 2 Gy D á v k o v ý
p ř í k o n
D j e přírůstek dávky d D za časový i n t e r v a l
dt
Jednotkou dávkového příkonu je jeden gray za sekundu (Gy.s~ ).
27
Kerma
K
j e definována výrazem dE„ K
"1
= Gy]
kde dEjj je součet počátečních kinetických energií všech nabitých částic uvolněných nenabitými ionizujícími částicemi v uvažovaném objemu látky o hmotnosti dm. Jednotka kermy je stejná jako jednotka absorbované dávky, tj. 1 Gy. Serme se používa v souvislosti a nepřímo ionizujícím zářením. Za podmínky rovnováhy nabitých částic se kerma rovná absorbované dávce. Pojem rovnováhy nabitých částic je zřejmý z obr. 3.
NEPRÍM.0. IOMZUJÍCI ZÁŘENI
Obr.
3 K definici veličiny kerma
Dávka v uvažovaném objemu charakterizuje celkovou energii absorbovanou při ozáření tohoto objemu - rovná se součtu dílčích příspěvků AEp označených na obr. 3 tečkované. Kerma charakterizuje energii sdělenou nepřímo ionizujícím zářením (fotony, neutrony) při první srážce nabitým částicím (elektronům, protonům) - na obr.3 je tato energie USy. označena šipkou. Rovnováha nabitých částic existuje v případě, že energie odnesená nabitými částicemi mimo uvažovaný objem (část energie cffi^) se rovná energii přinesené do tohoto objemu nabitými částicemi, jež do něho vnikly z jeho okolí (na obr. J jsou tyto částice označeny číslicemi 1 a 2 ) . Pro fotonové záření je podmínka rovnováhy nabitých částic (v tomto případě se používá spíše pojmu elektronová rovnováha) splněna, je-li jeho energie nižSí než 3 MeV.
val
K e r m o v ý dt
p ř í k o n
K
je přírůstek kermy
dK
za časový inter-
K - -J- far. a"1] (Poznámka: V novelizované ČSN 01 1308 se již neuvádějí termíny dávková rychlost, kermová rychlost apod. Správné termíny jsou dávkový příkon, kermový příkon apod.)
28
E x p o z i c e
X
j e definovane j'-ko poměr
[c.kg-1 kde dQ je absolutní hodnota celkového elektrického náboje iontů jednoho znaménka vzniklých ve vzduchu při úplném zabrždění všech elektronů a pozitronů, které byly uvolněny fotony v objemovém elementu vzduchu o hmotnosti dm . ISxpoaice je defi1 nována výhradně jen pro vzduch. Jednotkou je coulcmb na kilogram (C.kg" ). Dřívojší jednotkou expozice byl 1 rentgen (R). 1
1 R • 0,258 raC.kg" E x p o z i č n í i n t e r v a l dt
p ř í k o n •
X
X
j e p ř í r ů s t e k expozice
dX
za časový
[c.kg"1, a"1 J
_dX_
Jednotkou expozičního příkonu je A.kg"1 nebo C.kg~1.s-1 Veličina expozice se v dozimetrické praxi postupně opouští - výjimkou je primární etalonáž ionizujícího záření - miste ní se doporučuje používat kermu (dávku) ve vzduchu nebo ve tkáni. V případě, Se se jedná o fotonové záření s energií menší než 3 MeV, lze v praxi považovat expozici za ekvivalentní kerme ve vzduchu. Např. uvažujeme-li kermu (dávku) ve tkáni, platí převodní vztahy 1 R « 9,57 inGy 1 mR • 9,57 /uGy Je možné též používat těchto aproximativních vztahů 1 R S& 10 mGy 1 mR fir 10 ,uGy Přístroje pro ochrannou dozimetrii dnes vyráběné jsou cejchovány zpravidla v jednotkách dávkového příkonu, např./uGy.h" ., Na pracovištích se můžeme setkat též s přístroji, jež jsou též cejchovány v pA.kg" nebo v nA.kg" . Pro přepočet platí vztahy (obr. 4) 1
1
1 raR.h- - 71,Y pA.kg" 1 raR.min-' - 4,3 nA.kg*"1 K e r m o v á
v y d a t n o s t
V^ -
V^
je
dána s o u č i n e m
I2.K
kde. K je kermový příkon ve vzduchu vyvolaný fotony ve vzdálenosti du radionuklidového zdroje těchto fotonů.
1
od atře-
29
u 0 0'
0,8
t¥
Oil 20
0.8 40 Obr.
e
4
10
so
80 [pA. I
60
40
2
1 |
0.8
is
10
8
kg'1]
. h'1]
25 t
20
1,2 120 160
20
t°
4 Příklady různých stupnic u přístrojů pro ochrannou dozimetrii
K e r mo v á k o n s t a n t a g a ma P (konstanta kermové vydatnosti) je podíl kerraové vydatnosti Vk bodového zářiče gama určitého radionuklidu a aktivity tohoto radlonuklidu V
"Xs"
Uy.m2.Bq~1s"1]
Jednotkou kermové konstanty gama je Gy.m2.Bq~1s"1. V praxi se často užívá Jednotka aGy.m .Bq~1a"1 (písmeno a Je skratkou předpony „atto", která označuje 10~ 1 8 , tedy 1 aGy • 10" Gy). Další v praxi užívanou jednotkou kermové konstanty je mGy.m .GBq^h" 1 . Platí převodní vztah
P [hmGy.m2.6Bq~1h"1] - 3,6.10~3
[aGy.m2Bq~1s~1]
Vedle záření gama se do uvedené konstanty zahrnuje též charakteristické záření, anihllační záření z přeměn 8 emisí pozitronů a vnitřní brzdné záření. Uvažuje se jen fotonové záření s energií vyääí ató určitý limit (zpravidla 20 keV, někdy vSak i 10 keV nebo 30 keV), protože záření s energii nižší než tento limit se Intenzivní absorbuje již v samotném zdroji a v jeho obalu. V tabulkách kermových konstant gama musí být zmíněný energetický limit uveden. Uvažuj eme-li radlonuklldové zdroje fotonového záření, muže být pojem „karma" nahrazen pojmem „dávka" a je tedy možné místo „kermové konstanty gama" používat „dávkové konstanty gama". V e l i č i n a c h a r a k t e r i z u j í c í r o z l o ž e n í e n e r g i e i o n i z u j í o i h o záření v l á t c e . Při úvahách o účincích ionizujícího záření je základní veličinou především dávka ve zkoumané látce. Dávka je v§ak makroskopickou veličinou a nezahrnuje v sobí okamžité lokálni rozložení energie přenesené na látku, které w&in výsledné účinky záření ovlivnit. Sada Jevů vyvolaných ionizujícím zářením, napr. chemické zrniny, genetic-
30
ké mutace, uhynutí buněk aj. závisí na prostorovém rozloženi dílčích přenosů energie jednotlivých ionizujících částic na ozařovanou látku. Z uvedeného důvodu byla zavedena veličina zvaná lineární přenos energie (LPE). Tato veličina je definována jako podíl T
V kde dl je vzdálenost, kterou ionizující částice prošla a dE střední ztráta energie způsobená srážkami s elektrony, při kterých dochází k přenogu. energie menšímu než daná hodnota A . Jednotkou lineárního přenosu energie je J.m , často se však užívá jednotka keV./um (převodní vztah 1 keV./um » 1,602.10"' J.m ). V e l i č i n y p o u ž í v a n é v o c h r a n ě před i o n i z u j í c í m z á ř e n í m . Biologický účinek ionizujícího záření závisí nejen na absorbované dávce, ale také na druhu záření. Poměr dávek záření potřebných u dvou druhů záření k vyvolání téhož stupně daného biologického účinku se nazývá relativní biologickou účinností (RBtf). Jako referenčního záření se obvykle používá rentgenového záření s energií 200 keV. Pro účely ochrany před zářením Je nutné mít k dispozici systém, který by respektoval různé relativní biologické účinnosti jednotlivých druhů záření, ale byl dostatečně jednoduchý v praxi. Místo pojmu „relativní biologická účinnost" se v oahraně před zářením používá pojmu „jakostní faktor". J a k o s t n í f a k t o r je modifikující faktor závažnosti absorbované dávky podle biologické účinnosti nabitých částic, způsobujících tuto dávku. Jsou užívány tyto hodnoty přibližného jakostního faktoru (Q) pro záření X, gama a elektrony
Q » 1
pro neutrony o neznámém energetickém spektru
Q » 10
pro částice s jedním nábojem o neznámé energii a klidové hmotnosti větší než jedna atomová hmotnostní jednotka
Q » 10
pro částice alfa a další vícenásobně nabité částice o neznámé energii
Q » 20
pro tepelné neutrony
5 » 2,3
Hodnoty jakostního faktoru byly odvozeny tak, že odpovídají příslušným hodnotám relativní biologické účinnosti, ale zároveň jsou nezávislé na orgánu 51 tkáni 1 na druhu uvažovaného biologického účinku. Základem pro stanovení jakostního faktoru Q je lineární přenos energie (LPE) ve vodě. Hodnota jakostního faktoru se zvyšuje s rostoucím LPE, tj. s rostoucí energií, kterou předá záření vodnímu prostředí na délce dráhy 1^um. D á v k o v ý
e k v i v a l e n t H =. D.Q.N
H se stanovuje ze vztahu [.Sv]
kde D je absorbovaná dávka (Gy), Q jakostní faktor (bezrozměrné číslo) a íí součin ostatních modifikujících faktorů. V současné době se doporučuje poklá-
31
dat li m 1. Jednotkou dávkového ekvivalentu je sievert (Sv). Používají se často d í l č í jednotky mSv a /uSv. Platí -3 Sv mSv • 10~ J
10"
uSv
6
Sv
I když veličiny dávka a dávkový ekvivalent mají stejný rozměr, tj. energii vztaženou na jednotku hmotnosti, je třeba důsledně dbát na to, aby dávkový ekvivalent tyl vyjadřován pomocí jednotky Sv, nikoliv Gy. Rozdíl mezi dávkou a dávkovým ekvivalentem je patrný z následujícího příkladu. Jestliže ionizující záření s jakostním faktorem Q » 10 způsobí dávku 1 mGy, pak dávkový ekvivalent je 10 mSv; biologický účinek odpovídající dávkovému ekvivalentu 10 mSv by způsobila dávka 10 mGy ionizujícího záření a jakostním faktorem Q - 1. Pro záření rentgenové, gama a elektrony je Q • 1, proto existuje číselná shoda mezi 1 mGy a 1 mSv. 7 tomto případě se v praxi bSžně používá termín dávka místo dávkového ekvivalentu - oba termíny se rozliší z kontextu a podle použitých jednotek. Jakostní faktor se vztahuje převážné k míře pozdních účinků záření, které mají stochastický charakter (nádory a genetická změny).. Dávkový ekvivalent nereprezentuje účinky ionizujícího záření na člověka při velkých absorbovaných dávkách a nelze jej tedy použít k určení pravděpodobných časných následků závažných ozáření při radiačních nehodách. Dávkového ekvivalentu lze použít pro vyjádření radiační zátěže jen v oblasti radiačních limitů a nižších dávek. Poznámka: Dřívější jednotkou dávkového ekvivalentu byl 1 rem. Platí (tab2) 1 Sv 1 mSv
100 rem 100 mrem
Tab. 2 Převodní vztahy mezi SI jednotkami dávkového ekvivalentu a dřívějšími jednotkami této veličiny.
100
Sv
1
10
SV
(io Sv) a
1.000
1
Sv
(10° Sv) =
100
100 mSv
(lO" Sv) •
10
10 mSv 1 mSv 100 JlSV 10 JiSV 1 uSv 100 nSv 10 nSv 1 nS*
32
Cio 2 Sv) = 10.000
1
do"
2
Sv) -
3
(l0" Sv) » (ÍO" 4 a r ) 5 (lO- Sv) =
6
(io- S v ) . 7
(io- Sv) -
do" 8 Sv)
-
1
rem (xo
4
rem)
rem (io
3
rem)
rem (io2 1 rem (io
rem)
(io°
rem)
rem
rem)
100 mrem (lO" 1 rem) 2 10 mrem (io~ rem)
1 mrem (io-
3
rem)'
4
(io- rem) 0.O-5 rem) 10 prem
100 p e a
1 prem
do" 6
100 nrem (io-
7
rem) rem)
Pracujeme-li se zářením rentgenovým, gama nebo beta, pro které je Q - 1, Je možné převádět expozici vyjádřenou v dřívější j.ednotee R na dávkový ekvivalent v Sv takto 1
Sv - 100 R
1 mSv m 100 mR P ř í k o n d á v k o v é h o e k v i v a l e n t u H j e definován jako podíl přírůstku dávkového ekvivalentu dH v časovém i n t e r v a l u dt a tohoto časového i n t e r v a l u
1
Jednotkou příkonu dávkového ekvivalentu je sievert za sekundu (Sv.s" ). Individuální hloubkový dávkový ekvivalent H je součet dávkových ekvivalentů od různých druhů záření v měkké tkáni v hloubce 10 mm pod povrchem těla /4j. Tato veličina může být měřena dozimetrem nošeným na povrchu těla pokrytým tkáneekvivalentním materiálem vhodné tloušíky. Jednotkou individuálního hloubkového dávkového ekvivalentu je sievert (Sv). I n d i v i d u á l n í p o v r c h o v ý d á v k o v ý e k v i v a l e n t H s je součet dávkových ekvivalentů od různých druhů záření v měkké tkáni v hloubce 0,07 mm pod povrchem těla [4} . Tato veličina může být měřena dozimetrem nošeným na povrchu těla a pokrytým tkáneekvivalentním materiálem. Jednotkou individuálního povrchového dávkového ekvivalentu je sievert (Sv). D á v k o v ý e k v i v a l e n t v t k á n i či o r g á n u Hj, je střední hodnota dávkového ekvivalentu H v tkáni či orgánu o hmotnosti dm H
T * ml" J
H
to
L Sv J
E f e k t i v n í d á v k o v ý e k v i v a l e n t HE j e součet vážených středních hodnot dávkových ekvivalentů Up v tkáních a orgánech l i d s k é ho t ě l a
H H EE - £ V*T
[Sv]
t kde Wj je váhový faktor vyjadřující relativní zdravotní újmu spojenou se stochastickými biologickými účinky v tkáni nebo oxgánu T při rovnoměrném ozáření celého těla. Platí 1
I. "T " T
Hodnoty * T pro jednotlivé orgány a tkáně Jsou následující: gonády 0,25; mléčná žláza 0,15; štítná žláza 0,03i červená kostní dřen 0,12; plíce 0,12; povrchy koatí 0,03. Hodnota w T - 0,06 se použije pro každý z pěti dalších orgánů nebo tkání zbytku těla, které obdrží nejvyšší dávkové ekvivalenty. Ozáření ostatních částí těla se pak může zanedbat. Jednotlivé části zažívaoího traktu, tj. žaludek, tenké střevo, horní a dolní část tlustého střeva je třeba brát jako čtyři různé orgány. Dávkové ekvivalenty v rukou a předloktích, v nohou a kotnících, v kůži a
33
očních čočkách se při výpočtu ekvivalentu je sievert (Sv).
H£
neuvažují. Jednotkou efektivního dávkového
Hlavním důvodem pro zavedení efektivního dávkového ekvivalentu byly problémy, s nimiž se setkávala dřívější koncepce limitování radiační zátěže v ochraně před zářením, jež se opírala o tzv. „kritické orgány" lidského těla, kdy nebyla možná kvantifikace a porovnání radiačního rizika stochastických účinků v případě různého nerovnoměrného ozáření více částí těla 51 orgánů. Ú v a z e k d á v k o v é h o e k v i v a l e n t u H^ o je definován jako časový integrál příkonu dávkového ekvivalentu H spojeného s příjmem radionuklidu za dobu 50 reků od příjmu v čase ÍQ t0
+
50
H 5 0 - J H dt
[Sv]
*0 Ú v a z e k e f e k t i v n í h o d á v k o v é h o e k v i v a l e n t u H E 50 3e d e í i n ° v á n obdobně jako úvazek dávkového ekvivalentu s tím rozdílem, že v předchozím vztahu vystupuje příkon e f e k t i v n í h o dávkového ekvival e n t u Hg . Pojmy úvazek dávkového ekvivalentu a úvazek efektivního dávkového ekvivalentu se používají jen při hodnocení vnitřní kontaminace radioaktivními látkami.
l e n t
K o l e k t i v n í e f e k t i v n í Sy j e d e f i n o v á n t a k t o S
E
J *Z *<**>*%
d á v k o v ý
e k v i v a -
[Sv]
kde P(HE)dHE je počet jedinců, kteří obdrží z daného zdroje záření efektivní dávkový ekvivalent v rozmezí Hg až Hg + dHg. Veličina S £ se používá při hodnocení ozáření populačních skupin. Zjednodušeně můžeme říci, že kolektivní efektivní dávkový ekvivalent S E je součtem efektivních dávkových ekvivalentů jednotlivých osob % vymezené populace. Jednotkou kolektivního dávkového ekvivalentu je si9vert (Sv). Někdy je snaha pro veličinu Sg zavádět jednotku „man-Sv" analogicky k dřívější jednotce „man-rem". To je nesprávné - je třeba mít na paměti zásadu SI, že název jednotky neslouží ke specifikaci veličiny; je-li veličina kolektivní efektivní dávkový ekvivalent uvedena přesným a plným názvem, nemůše dojít k záměně s efektivním dávkovým ekvivalentem.
34
Tab. 3 Přehled některých veličin a Jednotek SI, dřívějších jednotek a převodních vztahů
Veličina Název
Hlavní jednotka SI Znač ka
Název
(ZnaSka
Aktivita
A
becquerelL
Expozice
X
coulomb na kilo- C. kg"1 gram
Expoziční příkon
« X
Dávka
D
Dávkový příkon
D
1 gray za sekundu Gy.e"
Dávkový ekvivalent
H
sievert
Příkon dávkového ekvivalentu
• H
Hmotnost
m
kilogram
kg
Energie
E
joule
J
0
ampér ne cilogram gray
sievert za sekundu
DřívejSi jednotka
RozmSr
Název
Značka
a"1
curie
Ci
Ci - 3,7.10 1 0 Bq
rentgen
R
R - 2,i8.J0" 4 . - C.kg-'
Bq
kg" 1 .C
A.kg" kg" 1 .A
Gy
Sv Sv. s"1
J.kg"21
mV
m 2 a-3
mV
2
» 2 s-3
kg
íg.nŕs"2
rentgen . R. s"1 za sekundu rad
rad
Převodní vztah
R.s" 1 - 2,5B. .10- 4 A.kg"1 rad - 10" 2 Gy
rad za rad.s" rad.s" » sekundu = 10" 2 Gy.s" 1
rem
rem
rem • 10" 2 Sv
rem. s
rem f
rem.s • - lO" 2 Sv.s" 1
.8
atomová hmotnostní u J ednotka eV
x/u m 1,660565. ,10" 2 7 kg
eV * eV * 1,602189. 1 ,10" 9 J
vedlejší jednotky dosud přípustné
35
L i t e r a t u r a 1. ČSN 01 1308 Veličiny a jednotky v atomové a jaderné fyzice (v tisku). 2. Šeda J., Musílek L., Petr I., Sabol J., Melichar Z.: Dozimetrie ionizujícího zářeni. SNIL - Alfa, Praha 1983 3. Šindelář V., Smrž L.: Nová soustava jednotek. SPN Praha 1981 4. ICRU Report 39: Determination of Dose Equivalente Resulting from External Sources. ICRU, Bethesda (Maryland) 1985 5. Hillová J.: Veličiny a jednotky v dozimetrii. Sborník přednášek „Ochrana při práci se zdroji ionizujícího záření" Dům techniky ČSVTS Ostrava 1981
36
PRINCIPY DOZIMETRIE IONIZUJÍCÍHO ZÁŘENÍ RNDr. Jiří Švec, CSc. I.
D e t e k t o r y
j a d e r n é h o
1.
R o z d ě l e n í
d e t e k t o r ů
z á ř e n í
Radiometrické přístroje a měřící metody Jsou založeny na vlastnostech ionizujícího záření a jeho vzájemném působení s hmotným prostředím. Základní schéma radiometrické aparatury je na obr. 1 detektor s napájejícím zdrojem
zařízení k přeměně elektrických signálů
indikační nebo registrační zařízení
obr. 1 Blokové schéma radiometrické aparatury V detektoru se mění energie dopadajícího ionizujícího záření na elektrický signál, který se v druhé části aparatury zpracovává tak, aby mohl být v poslední části aparatury zaregistrován a vyhodnocen. Radiometrická aparatura může pracovat: Integrálně - měří střední hodnotu proudu na detektoru Diferenciálně - registruje jednotlivé Impulsy z detektoru. Nejpoužívanější detektory ionizujícího záření můžeme rozdělit do tří hlavních skupin: a) Elektrické detektory Jsou založeny na látkách, které působením ionizujícího záření mění některé své elektrické vlastnosti (např. vodivost), k těmto detektorům patří ionizační komory, proporcionální a Geiger-Mullerovy počítača, krystalové a polovodičové detektory. b) Scintilační detektory Jsou založeny na látkách, v nichž působením ionizujícího záření vzniká luminiscenční záření (scintilace). Světelný signál se převádí na elektrický a dále ss zpracovává. c) Samostatné detektory Jsou založeny na látkách, které dlouhodobě mění své vlastnosti (barvu, složení, objem) působením ionizujícího záření 2.
E l e k t r i c k é P r i n c i p
d e t e k t o r y
e l e k t r i c k ý c h
d e t e k t o r ů
37
Elektrické detektory jsou vesměs různě upravené válcové nebo deskové kondenzátory. Připojíme-li k elektrodám kondenzátoru (dobře izolovaným vzájemné i vzhledem k okolí) elektrický zdroj, pak tímto obvodem - který je přerušen objemom vzduchu mezi elektrodami - začne procházet měřitelný proud, vložíme-li mezi elektrody zdroj ionizujícího záření. Mezi deskami kondenzátoru pak mohou probíhat tři pochody: a) Ionizace, vytvořené ionty ae pohybují k elektrodám,
zniká ionizační proud.
b) Rekcmbinace, při setkání kladného a záporného iontu může vzniknout opět neutrální molekula. Pravděpodobnost rekombinaoe klesá s rostoucí rychlostí iontů (tj. s rostoucím napětím na deskách kondenzátoru). c) Přídavná (sekundární) ionizace nárazem, primární ionty mohou být urychleny na větší energii, než je ionizační energie plynu mezi deskami kondenzátoru. ZávislO3t ionizačního proudu na napětí mezi deskami kondenzátoru je znázorněna na obr. 2. Při stálé intenzitě záření můžeme ionizační účinky ionizujícího záření v plynech rozdělit do tří oborů (obr.2):
Obr. 2
Ionizační obory
(1) Obor Ohmová zákona (I), ionty vzniklé primární ionizací spolu rekombinují, rekombinace klesá s rostoucím napětím a tím roste ionizační proud úměrně s napětím. Pro detektory se tento obor nevyužívá. (2) Obor nasyceného proudu (II), rekombinace ustává, všechny primární ionty se účastní vedení proudu, sekundární ionty ještě nevznikají, ionizační proud je nezávislý na napětí. V tomto oboru pracují ionizační komory. (3) Obor přídavné ionizace (III), primární ionty jsou urychleny do té míry, že vytvářejí další ionty nárazem na neutrální molekuly. Každý urychlený iont vytvoří K sekundárních iontů. Číslo K se nazývá koeficient zesílení. Obor přídavné ionizace můžeme rozdělit na tři části: - obor plné proporcionality (III.,), kde pracují proporoionální počítače, - obor částečné proporcionality (Illg), nebývá pro detektory využíván,
38
- obor Geiger-Mullerův (III,), kde pracují Geiger-Miillerovy počítače. I o n i z a č n í
komory
Ionizační komora je tvořena dvěma elektrodami (A,K) různého tvaru, které jsou umístěny ve vhodné plynové náplni (vzduchu nebo i jiné plyny za různého tlaku). Provozní napětí se volí tak, aby ionizační komora pracovala v oboru nasyceného proudu. Ionty vytvořené ionizujícím zářením jsou přiváděny elektrickým polem k elektrodám komory a ve vnějším obvodu se projeví bud ionizačním proudem (ionizační komory s konstantní ionizací) nebo krátkým napěiovým Impulsem (pulsní ionizační komory). Některé typy ionizačních komor s konstantní ionizací jsou na obr. 3
C Obr. 3 Ionizační komory s konstantní ionizací Při měření alf» zářičů se vzorek umisluje přímo do ionizační komory. Vzorky musí být velmi tenké, vzhledem k silné samoabsorpci alfa záření. Zářiče beta se vkládají bud dovnitř ionizační komory, nebo je komora opatřena vstupním okénkem z materiálu o nízkém koeficientu zeslabení. Ionizační proud závisí na tvaru a konstrukci komory a na energetické spektru zářiče. V plynové náplni komory je absorbována pouze část energie beta záření (dolet beta částic bývá většinou větší než jsou rozměry komory), zbývající část je pohlcena stěnami komory a k ionizačnímu proudu nepřispívá. Ionizační komory pro gama záření využívají sekundární ionizace způsobené elektrony, které jsou uvolněny vzájemným působením gama záření s náplní a stěnami ionizační komory. —9 16 Hodnoty ionizačního proudu se pohybují v rozmezí 10 ' - 10" A. U silnějších zářičů je možno k měření ionizačního proudu použít velmi citlivé galvanometry, většinou se však používají elektrometry. K měření se používají následující metody: - metoda vybíjení ionizační komory - metoda nabíjení ionizační komory - metoda měření spádu napětí na odporu paralelní připojeném k ionizační komoře - metoda kompenzační. Při měření zaregistrujeme určitý ionizační proud 1 tehdy, není-11 ionizační komora vystavena účinkům ionizujícího záření. Tento proud se nazývá pozadí ionizační komory a je způsoben
39
kosmickým zářením, radioaktivitou materiálu ionizační komory, kontaminací (zamořením) ionizační komory, nečistotami, vlhkostí. Velikost pozadí se potlačuje stíněním, výběrem vhodného materiálu pro výrobu ionizačních komor, čištěním atd. Někdy se kompenzuje připojenou kompenzační ionizační komorou. G e i g e r - M u l l e r o v y ní
p o č í t a č e a p o č í t a č e
p r o p o r c i o n á l -
Geiger-Mullerovy počítače pracují v Geiger-Hullerově oboru (obr.2). Kají tvar trubice s kovovým nebo skleněným pláštěm. Katoda je většinou tvořena válcem z tenkého plechu (o průměru 10 mm), anodu tvoří tenký drátek (o poloměru 0,05 mm), který Je napnutý v ose trubice. Intenzita elektrického pole prudce roste směrem k anodě a podporuje nárazovou ionizaci. Po vniku ionizující částice se vznikající záporné ionty - vzhledem ke své velké pohyblivosti - rychle dostávají k anodě. Zde v silném elektrickém poli získávají takovou energii, že nárazovou ionizací vytváří lavinu ioctů. Průchod každé1 částice počítačem je tedy doprovázen samovolným výbojem v celém objemu počítače a vyvolá na připojeném zatSžovacím odporu napělový impuls, který se zpracovává v dalších částech radiometrické aparatury. 4
LA
1 ŕ
•i).
1 2 3 4
-
Gelger-hlulleruv počítač zdroj stejnosměrného proudu zatěžovací odpor vyhodnocovací blok
17
Obr. 4 Schema zapojení Geiger-Mullerova počítače Výboj, který vznikne v počítači je nutné co nejdříve přerušit, nebol po dobu výboje neregistruj* počítač další částice. Přerušení výboje se nejsnáze dosahuje vhodnou plynovou náplní počítače (aamozhášeci počítače). Nejdůležitější charakteristiky G-U počítačů jsou: (1) Pracovní charakteristika. Znázorňuje závislost četnosti impulsů (počet impulsů za sekundu) na napětí na počítači při konstantní intenzitě záření (obr. 5 ) . Počítač začíná pracovat při prahovém načetpěti U o , v intervalu napětí nost impulsů roste. V intervalu U-j - U,, rostei četnost Impulsů jen velmi zvolna, lato část pracovní charakt. se nazývá plošina (plato). U dobrých počítačů je délka plata 150-300 V a stoupání 2-3 %. Praconí napětí počítače (pracovní bod) U se obu2 u, u p vykle volí v 1/3 plata. Obr. 5
40
(2) Účinnost počítače. Udává poměr počtu částic zaregistrovaných počítačem k celkovému počtu částic, které na počítač dopadnou. Vyjadřuje se v procentech. (3) Pozadí. Udává průměrnou četnost impulsů při pracovním napětí, není-li v blízkosti počitače zdroj ionizujícího záření. (4) Mrtvá doba. Udává časový interval, za který se po výboji obnoví pracovní napětí (tj. schopnost registrace další částice). U samozhášecích počítačů bývá mrtvá doba řádo4 vě 10~ s. Při větších četnostech impulsů je třeba provádět korekci na mrtvou dobu. Mrtvá doba G-M počítače-není však přesně definovanou konstantou (závisí např. na napětí na počítači). K experimentálnímu určení mrtvé doby je třeba zjistit četnost impulsů n 1 2 zaznamenanou za současného působení obou zářičů při nezměněných polohách. Mrtvou dobu pak vypočítáme buď ze vzorce n
1
+
=2 "
nebo ze vzorce n
/r*,
" 12
toho n ^ Ä n 2
(o, 12
Konstrukce Geiger-Mullerových počítačů závisí na typu a energii částic, které má počítač detekovat. Používají se počítače okénkové, zvonkové, válcové, kyvetové, průtokové atd. Proporcionální počítače pracují v oboru úplné proporcionality. Koeficient zesílení je 10* - 1 0 5 (u G-M počítačů až 10 ). Napětové impulsy jsou úměrné energii detekovaných částic, proto můžeme tyto počítače použít ve spektrometrech. Mrtvá doba bývá řádově 10" s. Zapojení, konstrukční provedení i charakteristiky jsou obdobné jako u G-M počítačů. 3. S c i n t i l a č n í
d e t e k t o r y
Dopadá-li ionizující záření na určité krystaly vyvolává v nich slabé světelné záblesky (scintilace). Scintilace jsou podmíněny existencí luminiscenčních center, která vznikají vniknutím iontů cizího prvku do krystalové mřížky iontového krystalu. Takto vzniká aktivovaný scintilátor, např. ZnS (Ag), ZnS (Cu), NaJ (TI), LiJ (Eu) atd. Scintilační počítač se setavuje ze scintilátoru, fotonásobiče a registračního zařízeni. Schema detekčního systému je na obr. 6 1 - acintilStor 2 - reflektor 3 - optický kontakt 4 - fotokatoda 5 1 - 5 n - dynody 6 - anoda Obr. 6 Scintilační počítač 41
•Jaderné aáření dopadá na scintilátor a vyvolává v něm scintilaci. Směr pohybu fotonů těchto scintilaci Je náhodný, proto se scintilátor obklopuje reflektorem, který odráží unikající fotony zpět do krystalu. Sebrané fotony dopadají po průchodu optickým kontaktem na fotokatodu fotonágobiče, uvolňují z ní elektrony, které se po urychlení elektrickým polem dostávají na první dynodu. Povrch dynod je pokryt materiálem s vysokým koeficientem sekundární emise elektronů. Vlivem toho je počet elektronů, které dynodu opuštšjí větší, než je počet elektronů, které na dynodu dopadají. Následkem tohoto násobióího procesu vyvolá každý fotoelektron celkem 10' - 10° elektronů, které dopadnou na anodu. Na připojeném zatěžovacím odporu tak vznikne napěíový impuls, který se dále zpracovává v registračním bloku. Charakteristiky seintilačních počítačů jsou podobné jako charakteristiky G-M počítačů. Mrtvá doba je nižší (řádově 10 'a), pozadí vyšší a závisí na teplotě (vliv termoemise). Účinnost pro nabité částice a gama částice je vesměs vysoká (blíží se 100 %). Vzniklý napěíový impuls je úměrný energii dopadající částice, což umožňuje použití těchto detektorů ve spektrometrech. XX.
S t a n o v e n í
1.
A k t i v i t a
z á k l a d n í c h v e l i č i n
d o z i m e t r i c k ý c h
V souladu s definicí aktivity představuje měření této veličiny stanovení počtu radioaktivních přeměn, k nimž dochází ve zdroji ionizujícího záření za jednotku času. K měření aktivity se používají nejčastějl následující metody. (1) Metoda absolutního počítání částic. Měřící uspořádání je znázorněno na obr. č. 7. Za předpokladu izotropního bodového zdroje záření (u něhož na jednu radioaktivní přeměnu připadá emise jedné částice) a 100 % účinností detektoru, platí mezi počtem zaregistrovaných částic H a určovanou aktivitou fc vztah M
""" * ~^~ JT
\
/ \
/ \___/ \ /
I
Vz
D - detektor ~ kruhová clona z - bodový zdroj
c
záření Obr. 7
kde t - doba měření tfb - prostorový úhel V praktických podmínkách je nutné brát v úvahu „nehodovost" zdroje, samoabsorpci ve zdroji, odraz od podložky, absorpci v okolním prostředí, účinnost detektoru, vliv mrtvé doby. (2) Koincidenční metoda Patří mezi nejpřesnější metody stanovení absolutní aktivity radionuklidů. Je založena na současné registraci dvou různých druhů částic, které jsou emitovány jádrem při jedné radioaktivní přeměně. Metoda je vhodná pouze pro měření radionuklidů, u nichž dochází při každé přeměně k eimisl dvou resp. 1 více částic. Měřící zařízení se skládá ze dvou detekčních kanálů a koincidenčního obvodu, na Jehož výstupu se objeví impuls pouze tehdy, jestliže se současně vyskytnou impulsy na obou Jeho vstupech.
42
(3) Elektrostatická metoda Je založena na měření náboje elektricky izolované radioaktivní látky, jejíž přeměna je spojena s emisí alespoň jedné nabité částice. Vyzářením této částice z původně elektricky neutrálního radionuklidu získává radionuklid stejně velký náboj opačného znaménka, jaký odnesla částice. Ze změny celkového náboje vzorku za určitý časový interval lze pak stanovit aktivitu. K měření náboje je třeba použít vysoce citlivé elektrometry. (4) Kalorimetrická metoda Podstata této metody spočívá v tom, že energie, uvolněná při radioaktivní přeměně, se plně nebo částečně pohltí v absorbátoru kalorimetru. Ze změřené tepelné energie Q lze potom určit aktivitu vzorku dle vztahu Jb
p
3t
kde: E - energie vznikající při jedné radioaktivní přeměně p - stupeň pohlcení této energie v absorbátoru t - doba měření (tj. doba, po kterou je absorbátor vystaven působení měřeného radionuklidu). Tepelná energie Q se obvykle stanoví ze změny teplot absorbátoru před měřením a po měření. 2.
E x p o z i c e
Absolutní stanovení expozice přesně podle jejího definičního předpisu je v praxi neproveditelné. Za určitých omezujících a zjednodušujících předpokladů lze expozici stanovit přímo pomocí tzv. normálové komory. Náboj A Q vytvořený úzkým svazkem fotonů o známem průřezu se v normálové komoře abírá pomocí elektrického pole, které je vytvořeno mezi dvěma elektrodami. Hmotnost >4 m je dána průřezem fotonového svazku, rozměry elektrod mezi nimiž svazek proohásía hustotou vzduchu, který tento prostor vyplňuje. Uvedeným způsobem - který vyžaduje řadu oprav - můžeme stanovit expozici pouze v případě, kdy v daném místě je zajištěná elektronová rovnováha. Měření expozice pomocí normálové komory je velmi náročné na experimentální zařízení. Proto se v praxi k měření této veličiny často používá jednodušší metoda založená na teorii ionizace v dutině. Využívá se dutinových ionizačních komor, jejichž odezva, vyjadřující ionizační účinky v malém objemu vzduchu obklopeného vhodnou pevnou látkou, odpovídá měření expozici v příslušném místě. Vedle uvedených komor existuje celá řada dalších detektorů, jejichž odezvu můžeme kalibrovat v jednotkách expozice. Patří sen G-M počítač*, filmové dozimetry, pevnolátkové integrální dozimetry (TID, RTL, RPL, skla vykazující po záření zbarvení) a různé druhy polovodičových doziraetrů. Jejich použití se však omzeuje na relativní měření. 3.
D á v k a
Měření dávek je jedním ze základních úkolů dozimetrie, nebol změny působené ionizujícím zářením jak v živé tkáni, tak i v různých jiných materiálech, jsou ve většině případů úměrné absorbované energii v daném míatě.
43
K měření dávky se nej častěji používají metody: (1) Kalorimetrická metoda Je založena na skutečnosti, že v konečné fázi téměř všechna energie, kterou ionizující záření v látoe ztratí, se přemění na kinetickou energii atomů a molekul (tj. na teplo). Množství vznikého tepla Q je přímo úměrné poStu interágujících primárních částic N a střední energii B, kterou částice v látce ztratily. Platí tedy přímá úraěrnoat mezi energií sdělenou látce €> a množstvím vzniklého tepla Q í . k Q » It N I Změřením tepla vzniklého absorpcí ionizujícího záření v objemovém elementu o hmotnostiffl,lze proto přímo stanovit dávku. Nevýhodou kalorimetrické metody je malá citlivost. (2) Ionizační metoda Jedná se o nepřímou metodu. Dávka se stanovuje z naměřeného údaje o počtu vzniklých lontů v detektoru. K výpočtu je nutná znalost střední energie ionizace. III. I n t e g r á l n í
d o z i m e t r i c k é
m e t o d y
Detektory můžeme rozdělit na dva základní druhy - kontinuální a integrální. Kontinuální detektory podávají informaci o okamžitém stavu pole záření v daném místě. Fo ukončení ozařování detektoru, klesne výstupní signál na nulu. U integrálních detektorů se hodnota signálu zvětšuje s dobou, po kterou je detektor ozařováa (tj. úměrně dávce, expozici atp.). Po ukončení ozařování zůstává informace v detektoru uchována a po vhodném odečtení se získá údaj o úhrnné hodnotě ozáření za celou dobu, po kterou byl detektor záření vystaven. Tomuto požadavku vyhovuje celá řada různých indikačních a detekčních prvků, ve kterých informace o druhu záření 1 celkovém ozáření vzniká často odlišnými procesy. Využívá se radiobiologických účinků, radiochemických procesů, fyzilcálnS- chemických změn atd. 1.
F o t o g r a f i c k é metody d o z i m e t r i e
i n t e g r á l n í
Působením ionizujícího záření vzniká ve fotografickém materiálu latentní obraz, který l z e vyvoláním z v i d i t e l n i t . Optická hustota vyvolaného materiálu může být mírou dávky č i expozice. K výhodám této dozimetrické metody patří - vysoká citlivost, - trvalost záznamu, - možnost získat částečné údaje o způsobu ozáření dozlmetru (energie, směr záření, druh záření), - možnost automatizace odečtu optických hustot a výpočtu dávek, - nízká cena. Mezi nevýhody naopak patři - nutnost přídavného vyvolávacího procesu (zdlouhavé vyhodnocování), - relativně vysoký fading (souvisí s citlivostí na vnější vlivy - vlhkost, teplota, chemické látky), - závislost zčernání filmu na energii záření (k potlačení tohoto vlivu se pouzí-
vají různé filtry), - malá přesnost, - směrová závislost. 2.
T e r m o l u m l n i s c e n c e
Ozáření dielektrické pevné látky ionizujícím zářením může vést k zachycení uvolněných elektronů nebo děr v lokálních poruchách mřížky (elektronové nebo děrové pasti). K opuštění pasti je nutné dodat z vnějšku určitou energii. Jednou z možností je ohřev dané látky. Část energie, uvolněná při návratu nosičů náboje do stabilního stavu, může být vyzářena ve formě viditelného nebo ultrafialového světla. Tento jev se nazývá termolumlniscence. Při studiu termolumlniscence se měří světlo, emitované látkou při jejím ohřevu. Získáme tzv. vyhřívací křivku, která udává závislost zářivého toku ó na teplotě T y = é (T), (obr. 8).
(T)
'mi,
Obr. 8 Príklad vyhřívací křivky TL látky
log D Obr. 9 Typický průběh T L odezvy na dávce
Jednotlivá maxima n a křivce a (T) jsou p r o každou TL látku charakteristická. Praktické využití termoluminiscence v dozimetrii j e založeno n a skutečnosti, že celkový zářivý tok nebo výška maxim závisí n a absorbované dávce (obr. 9 ) . U k v a litních termoluminiscenčních dozimetrů mívá lineární část této závislosti rozsah od stovek,uGy do desítek G y . Základní schema T L vyhodnocovacího zařízení je na obr. 1 0 .
stabilizovaný zdroj vys- napíti'
fotonasobic
zesilovač
ttr
TI latka
vyhFivaď systém
* optické filtry
registrační1 zařízení stabilizovaný zdroj proudu termočlánek
Obr. 10 Schema TL vyhodnocovacího zařízení
45
ivejpoužívanější TL látky jsou fluorid lithný, tetraboritan lithný aktivovaný manganem nebo stříbrem, fluorid vápenatý a aluminofosfátové sklo. TL dozimetrie se uplatňuje především v lékařské fyzice a biofyzice. Komerční využití této metody je poněkud stíženo vysokou cenou potřebných zařízení a komplikovaným převeden radiačního účinku záření na měřitelný signál. 3.
R a d i o f o t o l u m i n i s c e n c e
Působením ionizujícího záření mohou v některých pevných kvazistabilní luminiscenční centra. Látka, která neměla v dané luminiscenční nebo fosforescenční vlastnosti, se pak stává při ným nebo ultrafialovým zářením zdrojem luminiscenčního světla. centra se pak při excitaci neničí, informace o ozáření je tedy se nazývá radiofotoluminiscence (RPL).
látkách vznikat oblasti spektru excitaci viditelZářením vytvořená trvalá. Tento jev
Radiofotoluminiscenci vykazují především anorganické látky aktivované stříbrem. Výroba těchto látek je však velmi obtížná. V RPL dozimetrech se většinou používají různá metafosfátová skla. Odezva RFL dozimetru závisí lineárně na dávce fotonového záření do několika desítek Gy. Vyhodnocovací zařízení pro RFL detektory obsahuje zdroj UV záření s emisním spektrem v oblasti potřebné pro excitaci RPL center, filtr, který propouští pouze toto excitující záření a detektor RPL světla. K výhodám RPL dozimetrie patří vysoká přesnost ve velkém rozsahu dávek, minimální fading, možnost kumulace údaje, opakované použití dozimetru. nevýhodou je především náročný vyhodnocovací proces a vysoké nároky na čistotu dozimetru. 4. I o n i z a č n í
i n t e g r á l n í
d o z i m e t r y
Mezi systémy vhodné pro měření expozic ionizujícího záření patří i mnoho zařízení, založených na ionizaci plynu (vzduchu) v malé komůrce. Ionizační komůrky bývají různého tvaru, nej častej i s oválnou nebo válcovou geometrií vnějšího povrchu (obr. 11).
Obr. 11 1 - sběrná elektroda, 2 - vodivý povrch stěny komůrky, 3 - stěna komůrky, 4 - izolátor, 5 - závěr nabíjejícího kontaktu
46
Nabíjení ionizační komůrky se provádí pomocí nabíjecího kontaktu v nabíjecím zařízení. Po odpojení se komůrka umístí do místa měření. ?ři ozbíování dochází k ionizaci plynu a komůrka ae vy'o'Jí protékajícím ionizačním proudem. Po ozáření se změří zm?na napětí na komůrce. Zjištovaná dozimetrická veľ ičina je úměrná změně napětí na ior.iza'ní komůrce. Vyhodnocovací zařízení je cejchováno v jednotkách měřené veličiny. I!a stejném principu je založen i tužkový dozimetr, který obsahuje ionizační komůrku, elektrometr a pomocnou op+iku. IV.
D e t e k c e
n e u t r o n ů
liietody pro detekci neutronů -využívají sekundárních částic, které vynikají při vzájemném působení neutronů s jádry atomů. 1.
K o n t i n u
i' l n i
d e t e k t o r y
n e u t r o n ů
Při kontinuální detekci neutronů se používají tyto čtyři metody detekce: (1) Metoda o dři. zených jader využívá skutečnosti, že při srážce a jádrem předává neutron Jádru Část rvé kinetické energie. Obvykle jsou urychlovaná jadra vodíKU, která jsou detekována běžnými detektory. (2) Tranamutaóni metoda je založena na jaderných reakcích vyvolaných neutrony. Obvykle se využívají tyto jaderné reakce: 10
B (n,*,) 7 L i v proporcionálních počítačích 3
-"'He (n, p) H 6
113
L i (n,d,) 3 H
ve scintilačnich detektorech
C d (n,
v Geiger-Miillerových trubicích
Proporcionální počítače se plní BF, (který je obohacen až na 95 % izotopem B) nebo J H . U scintilačnich detektorů se používá krystalů LiJ (E/u.) nebo skleněných scíntilátorů obsahujících lithium, v obou případech vysoce obohaceného izotopem Li. Geiger-Miillerovy trubice se pokrývají kadmiovou folií. (3) Štěpná metoda využívá toho, že neutrony mohou způsobit štěpení těžkých jader, které vede ke vzniku silně ionizujících odštěpků. Štěpné detektory, nejčastej i v podobě ionizační komory, jsou konstruovány obvykle tak, že štěpný materiál je nanesen v tenké vrstvě na elektrodách detektoru. (4) Metoda radioaktivních indikátorů je založena na tom, že zachycení neutronu jádrem může vést ke vzniku radioaktivního jádra. Aktivity vzniklého jádra lze pak použít jako prostředku detekce neutronů.
47
2.
I n t e g r á l n i K r e m í k o v á
d e t e k t o r y
n e u t r o n ů
dioda Jako d o z i m e t r n e u t r o n ů
r y c h l ý c h
Křemíková dioda je polovodičovým prvkem, který je vhodný k dozimetrii rychlých neutronů. Tyto neutrony vytvářejí shluky defektů, které podstatně mění řadu parametrů diody (např. dobu života minoritních nosičů, fotovoltaickou odezvu). Pro dozimetrické účely je nutné použít takovou diodu, která má cherakteristi ky silně závislé na době života minoritních nosičů. Tento požadavek splňuje dioda typu N+PP"1" nebo P + KN + se širokou bází. Napětí na diodě při průchodu proudu v přímém směru, je citlivou funkcí doby života minoritních nosičů, tedy jeho změna při konstantním proudu může dloužit jako míra dávky rychlých neutronů. Dávku od neutronů lze pak vyhodnocovat jednoduchým zařízením, které obsahuje vhodný zdroj stejnosměrného proudu a voltmetr. K výhodám této dozimetrické metody patří především jednoduché zařízení, snadné vyhodnocení, možnost opakovaného použití. Hlavními nevýhodami jsou velká variabilita vlastností diod a teplotní závislost. J a d e r n é
emulze
Jaderné emulze jsou citlivé emulze s vysokým obsahem halogenidu stříbra, které se používají pro měření dávek rychlých neutronů. Neutrony působí na citlivou vrstvu prostřednictvím sekundárních ionizujících částic, které vznikají interakcí neutronů s atomy obsaženými v emulzi. Sekundární částice vytvářejí latentní obraz, který lze zviditelnit chemickým zpracováním (vyvoláním). Vyhodnocení se provádí počítáním jednotlivých stop částic (používá se normálních mikroskopů, případně mikroskopů s televizním přenosem na obrazovku). Výhodou jaderných emulzí je poměrně vysoká citlivost detekce. K nevýhodám patří energetická závislost, obtížnost měření při pozadí gama záření nad 0,26 mCkg" , závislost na vnějších podmínkách, pracnost. D o z i m e t r y v y u ž í v a j í c í částic v p e v n ý c h
stop n a b i t ý c h l á t k á c h
Na povrchu některých látek se utvoří při ozařování nabitými částicemi drobné poruchy. Tyto poruchy (viditelné elektronovým mikroskopem) lze.leptáním zvětšit natolik, že je můžeme pozorovat optickým mikroskopem. Jako detektorů lze použít např. slídu, přírodní i umělá anorganická sk.ls, organické polymery. Prvnf fází vyhodnocovacího procesu stopového detektoru ozářeného nabitými částicemi je vyleptáni stop tak, aby byly zviditelněny. Druhá fáze je počítání a měření vyleptaných stop. Nejjednodušší je pozorování mikroskopem. To umožňuje vedle určení hustoty částio 1 kvalitativní měření (velikost, tvar a umístění stop). Ke snížení namáhavosti optického počítání stop byla tato metoda doplněna moderní technikou a automatizována. Nejdůležitější aplikace této dozimetrické metody je v dozimetrii neutronů.. Neutrony*ífohou vytvořit stopu v detektoru přímo, stopy vznikají podél drah sekundárních nabitých částic, uvolněných při interakci neutronů. Obvykle to jsou štěpné produkty, alfa částice nebo odražená Jádra. Štěpné produkty Jsou nejvýhodnější, protože mají velkou hmotnost a energii. K vlastní detekční folii přikládáme proto další folie štěpných materiálů ( 2 3 2 Th,2 3 8 N p pro detekci rychlých neutronů, 2 3 5 U ,
48
2 39
?u pro tepelné a intermediální neutrony). Tyto detektory hrají významnou úlohu také v detekci alfa záření (hlavně při měření radonu a jeho krátkodobých dceřiných produktů). K výhodám uvedených detektorů patří necitlivost k dávkám záření /i ,iŕ a 5 RTG (asi do 10 Gy), malá citlivost na vnější podmínky (malý fading), pokrytí širokého dávkového rozsahu, jednodušší zpracování a vyhodnocení než u jaderných emulzí. Určitými nevýhodami jsou energetická a směrová závislost detektoru.
L i t e r a t u r a Šeda J. a kol.: Dozimetrie ionizujícího záření, SMTL, Praha 1983 Šeda J., Trousil J.: Integrální dozimetrické metody, ČVUT, Praha 1976 Drška L., Klimeš B., Slavík J.: Základy atomové fyziky, MČSAV, Praha 1958 Frajs V.: Registracija jadernogo izluSeniJa, Moskva, 1960 Petržilka V.: Metody pro detekci a registraci Jaderného záření, NČAV, Praha, 1959
49
BIOLOGICKÉ ÚČINKY IONIZUJÍCÍHO ZÁŘENÍ MUDr. Alena Heribanová ťoznatky o biologických účincích ionizujícího záření jsou získávány již od počátku tohoto století a v současné době jsou sice rozsáhlé, ale dosud ne úplné. Zahrnují pozorováni klinická, experimentální a především skupinová šetření, která jsou nezbytná pro průkaz zvýšené frekvence těch onemocnění, která jsou klinicky neodlišitelná od onemocnění spoutáních /např. rakovina/. Intenzitu radiobiologiclcého výzkumu po druhé světové válce ovlivnily i neblahé zkušenosti s nukleárními zbraněmi. Prvním dokumentovaným příkladem poškození ionizujícím zářením byly kožní změny, pozorované po práci s Crookesovou trubicí Grubem v Chicagu v lednu 1896. Dalším, již historickým poškozením, jaou kostní sarkomy u pracovnic, používajících svítící barvu s Ra a Tia při výrobě ciferníků nebo případy plieni rakoviny u schneebergských a jáchymovských horníků. Již z několika uvedených příkladů vyplývá, že různé změny.vyvolané ionizujícím zářením u člověka nemají stejný dosah pro jeho zdravotní stav. Praxe radiační ochrany však vyžaduje jednoznačná kriteria, zaměřená na prevenci závažných důsledků ozáření. Stanovení těchto kriterií se musí opírat o třídění biologických poznatků tak, aby bylo možné kvantitativní hodnocení rizika z ozáření člověka a lidské populace. Znalost biologických účinků záření je důležitá pro stanovení principů a kriterii radiaóní ochrany z nichž je dále odvozen systém limitování dávek u pracujících a obyvatelstva. Znalost biologických účinků záření je dále základem pro poskytování léčebné péče při poškození zářením. Jednoznačnou orientaci v této oblasti vyžaduje poskytování první pomoci při nehodě na pracovišti. Ú č i n k y
z á ř e n í
na
ž i v o u
h m o t u
Působení záření na živou hmotu se nejprve řídí obecnými zákony platnými i pro látky neživé. Dochází k ionizaci a excitaci, přičemž Je absorbována energie. Na tento fyzikální proces navazuje řada dějů, podmíněných složitou organizací živé hmoty. Bylo zjištěno, že množství energie ionizujícího záření, potřebné např. k usmrcení jedince, je neobyčejně malé T porovnání s jinými druhy energie a tento nesoulad byl jedním z podnětů k vypracováni různých t e o r i í o ú č i n cích z á ř e n í na živou h m o t u : a) Z á s a h o v á teorie (přímého účinku) vychází z úvahy o přímém poškození citlivého objemu, kdy dochází k lokální absorpci energie a fyzikální, fyzikálně chemické nebo funkční změně zasažené struktury. b) Teorie r a d i k á l o v á (nepřímého účinku) bere za základ účinky ionizujícího záření na molekuly vody (radiolyzu vody). 70 % biologického materiálu
50
Je tvořeno vodou. Zásahem molekul vody ionizujícím zářením vznikají H a OH radikály a dále pak produkty schopné oxidace (H0-, H o 0 o ) , které mohou ovlivnit (nepřímo) c) Teorie
metabolické děje.
d u á l o v é
r a d i a č n í
a k c e
byla formulována v r. 1972
H.H.Rossim a A.M.Kellerem po mikrodozimetrickych studiích. Základní podmínkou poškození buňky je podle této teorie dosaženi určité kritické hodnoty lokální hustoty energie v daném čase. Teorie vychází ze dvou experimentálních směrů: ze studií chromozomálních aoerací v buňkách a ze studií, používajících t.zv. Rossiho počítač (mikrodozimetrie), který registruje průchod částic simulovaným malým objemem tkáně. Uvedená teorie usiluje o spojení fyzikálních představ mikrodozimetrie s experimentálně pozorovanými biologickými účinky záření. Předpokládá, že záření vyvolává v živé hmotě subleze, které jsou přímo úměrné sdělené energii. Kombinací dvou sublezi pale vzniká primární biologická leze. Částice řídce ionizujícího záření (záření beta a gama) zejména v oblasti vyšších dávek vytváří při průchodu elementárním objemem pouze po jedné sublezi, a proto primární leza biologická vzniká v důsledku průchodu dvou jednotlivých částic (two-track action); počet těchto primárních leží závisí převážně na čtverci dávky. Částice hustě ionizujícího záření (alfa, neutrony) vyvolávají při průchodu elementárním objemem dvě subleze a počet primárních biologických lezi je prevážne přímo úměrný dávce. d) M o l e k u l á r n e
b i o l o g i c k á
xeorie uvažuje, že poškození vzni-
ká kombinací dvou primárních dějů, které se odehrávají na dvojvláknech nukleové kyseliny, tvořící jádro buňky. Poškození je závislé na počtu vzniklých zlomů a působení reparačních dějů. Jednotlivé teorie o účincích záření na živou hmotu je třeba chápat tak, že se vzájemně nevylučují, ale z různých hledisek doplňují. Uvedené teorie zachycují období od absorpce energie záření až po stabilizované poškození molekuly, které •šale později vede k morfologickým a funkčním změnám, zjistitelným na různé úrovni organizace živé hmoty - buněčné, orgánové nebo celého organismu. ifčinky
z á ř e n í
na
b u ň k u
a
. t k á n ě
Pro pochopení účinku záření na buňku je třeba si zopakovat některé základní skutečnosti z biologie: nové buňky vznikají buněčným dělením, které známe ve dvou formách. Nejčastější je dělení raitotické (nepřímé), méně časté je dělení amitotické (přímé), které probíhá jako jednoduché zaškrcení jádra i těla buněčného. Dělení nepřímé, mitosa, je komplikovaný dělící pochod, charakterizovaný v mikroskopickém obraze hlavně nápadnými změnami jaderné hmoty buňky - t.zv. chromatinu, který se dočasně změní v podkovovitě zahnuté tyčinky - chromozomy. Ty se po podélném rozštěpení a vstoupení do příslušných polovin původní buňky opět změní v chromatinová zrna a hrudky. (Chromozomů má člověk v jádře bunky 4 6 ) . Vytvoří se tak dvě nová dceřinná jádra a cytoplasma původní ,buňky se rozdělí na dvě buněčná těla.
1/ Fozn.: 0 přímém a nepřímém účinku lze hovořit nejen na této, molekulárr.í, úrovni, ale i na vyšších úrovních organizace živé hmoty. Wapř. na orgánové úrovni může k poškození dojít buď přímým poškozením t.zv. parenchymových buněk, nebo poškozením cévního zásobení v důsledku poškození „buněk cévní sítě. Uvedené dělení je však pouze relativní, na vyšší úrovni organizace živé hmoty je odezva vždy komplexní.
51
Vedle těoJito základních fore.r. d&leni exist 4.Je ' e š t e zvldiur.í druh děleni pohlavních buněk (rr.siosa), p ř i k*erém se počet, cnromozonů redukuje r.a pelovir.u a j e j i c h kompletního počtu je opět dosazeno až ?o splynutí :imip;;é a ienslté zárodečné buňky. Učir.ky záření na tuňku můžeme rozdělit do dvou skupin: (1) s m r t
buňky (bu::ěčná deplece)
(2) změna t.zv.
c y t o g e r . e t i c k é
i n f o r m a c e
ad (1) 3uňka muže být usmrcena již v klidovém období, interfizi (coä je interval mezi dvěma buněčnými děleními, mitozami). 'ľer.to účinek však předpokládá povšechnou denaturaci buněčných složek, tedy relativně vysokou dávku záření. Významnej šíra typem buněčné smrti je zánik vázaný na rcitózu, r.a buněčné dělení. Poškození buňky se neprojeví okamžitě, ale tím, že buňka není schopna se dále dělit. Tato t.zv. mitotická smrt buňky, se pozoruje při menších dávkách, které nestačí na vyvoláni 3mrti v interfázi. Cdtud lze odvodit, že smrtící účinek zářer.í na buňky se nejsnáze projeví ve tkáních, ve kterých probíhá rychlé buněčné dělení (krvetvorné orgány, výstelka střeva, vyvíjející se zárodek). ad (2) Druhým typem buněčných poruch jsou změny, které bezprostředně nenarušují průběh buněčného děleni. Jedná se o změny v genetické informaci buňky, která je uložena v jejím jádře, ve zmíněných chromozomech, které nesou zakódované vlastnosti v t.zv. genech. Záření vyvolává změny které mohou být podle jednoho dělení bodové, g e n o v é m o z ó m o v é , jí mutace
m u t a c e , a
c h r o -
podmíněné hrubší poruchoft Podle jiného dělení se odlišu-
g a m e t
i c k é
(týkající se zárodečných žláz, propagují se
do dalších generací), které jsou odpovědné za genetické účinky záření a mutace
s o m a t i c k é ,
které se týkají ostatních orgánů a tkání a dů-
sledky se projevují u jejich nositele, v ozářené tkáni; mají vztah ke vzniku rakoviny. Zjednodušené schema účinku záření na buňku (pomocí teorie zásahové a radikálové) ukazuje tab. 1. lidský organismus je funkční celek jednotlivých tkání a orgánů, které nemají stejnou citlivost k ozáření, t.zv.
r a d i o s e n s i t i v i t u .
Při
stejné absorbované dávce se v různých tkáních projeví rozdílné biologické účinky. Obecně platí, že zvláát vysokou radiosensitivitu vykazují tkáně, v nichž probíhá rychlé buněčné dělení. Vysvětluje se to tím, že mitotická smrt buňky je převládajícím typem buněčné smrti v důsledku působení ionizujícího záření. Orientačně lze seřadit orgány a tkáně podle klesající radiosensitivity (z hlediska destrukce tkáně) takto: - lymfoidní orgány, aktivní kostní dřeň, pohlavní žlázy, střevo, - kůže a epiteliální výstelky (hltan, jícen, žaludek, močový měchýř), oční čočka, - jemné cévy, rostoucí chrupavka, rostoucí kost, - zralá chrupavka a kost, dýchací ústrojí, žlázy zažívacího systému, žlázy endokrinní, - svaly, centrální nervový systém. Vedle radiosensitivity z hlediska destrukce tkáně, vázané na buněčnou smrt, lze rozlišit i různou vnímavost orgánů a tkání k vyvolávání cytogenetického efektu, což se projevuje různou vnímavostí na vznik nádorů. íle j vnímavější na rozvoj nádorového bujení je kostní dřeň, štítná žláza, mléčná žláza u žen a plíce.
52
Scheme účinku záření na buňku stadium fyzikální
fyzikálně chemické
chemické
biologické
Tabulka 1
procesy absorbce energie i.z. ionizace ve vodě: HgO - H 2 0 + + e" interakce iontů s molekulami volné radikály ve vodě: HgO H03 H202 interakce radikálů s organickými molekulami denaturace důležitých interakce s nukleovými buněčných složek a kyselinami (DNK) fermentů smrt buňky změny genetické usmrcení zánik vázaný informace buňky v interfázi na mitozu mutace (sterilizace) goiaaticl£á gametická buněčná deplece
trvání 10- : 6 a
K"6 .
sekundy
desítky minut az desítky let
Konečný výsledek působení ionizujícího záření na buňku a tkáně není určen pouze uvedenými mechanismy, ale je spoluurčován uplatněním obnovových, r e p a r a č n í c h , mechanismů. Lze odlišit t.zv. časnou reparaci, to znamená obnovu schopnosti dalšího dělení na úrovni postižené buňky (trvá několik hodin) a proliferaci, která vychází ze zachovalé dělivé schopnosti přeživších buněk (trvá dny až týdny). Omezený význam má sekundární nebo-li atypická reparace, která spočívá v náhradě ztracené tkáně afunkóním pojivem. Pro příznivý, stimulační, účinek záření není dokladů. Jedná se jen o průvodní nález v průběhu reparačních dějů. Uvedené mechanismy reparace se uplatní při rozboru účinků záření vázaných na buněčnou smrt, je-li dávka podávána f r a k c i o n o v a n ě , nebo p r o t r a h o v a n ě . Účinky záření v tomto případě budou po stejné dávce, rozdělené do několika frakcí nebo realizované v delším časovém období, menší, než účinky téže dávky, aplikované jednorázově. Pro ty účinky záření, které jsou vázány na změnu cytogenetické informace (nádory, genetické změny), výše popsaný vliv rozdělené dávky na celkový účinek neplatí. Další charakteristikou, určující celkový účinek záření, je p r o s t o rové r o z l o ž e n í d á v k y . Zcela rozdílnou biologickou odezvu má ozáření lokální, kdy jsou postiženy jen určité tkáně. (Stíněním částí těla se uchová určitá část t.zv. kmenových buněk, ze kterých může vzejít regenerace tkáně). Zvláštním případem nerovnoměrného ozáření je kontaminace radioaktivními látkami, jaí již zevní, či vnitřní.
S3
V z t a h
dávky
c i n k
Z hlediska vztahu dávky a účinku j e třeba rozlišovat dva základní typy účinků: I . N e s t o c h a t i c k é účinky: jde o účinky , k nimž dochází v důsledku smrti části ozářené buněčné populace, jejich závažnost vzrůstá s dávkou od určitého dávkového prahu (pod ním se účinek neprojeví) a mají charakteristický klinický obraz. Do této skupiny patří např. akutní ne.iioc z ozáření, nebo radiační zánět kůže. Pro typickou existenci dávkového prahu bývají označovány též jako účinky deterministické. (Graf 1) Graf c. 1 ZM3NY
N E S T O C H A S T I C K
10C %
-
např. akutní nemoc z ozáření intenzita projevů stoupá s dávkou existence dávkového prahu patogenese: smrt buňky depleče buněk
2. S t o c h a s t i c k é účinky: jsou to účinky vyvolané již zmíněnými mutacemi (změnami v genetické informaci buňky) a předpokládá se pro ně bezprahový, lineární vztah mezi dávkou a účinkem. Závislost těchto účinků na dávce má statistický charakter a proto pro ně bylo zavedeno označení účinky stochastické (pravděpodobné, náhodné). Velikost dávky záření nemíní závažnost projevu u jednotlivce, ale v populaci mění frekvenci přídatné četnosti zhoubných novotvarů a dědičných poškození. S dávkou tedy vzrůstá pro jednotlivce pravděpo^dobnost poškození. Klinický obraz těchto účinků není typický, neodlišuje se od spontánně" vzniklých případů. (Graf 2)
Graf č. 2 ZMĚNY
S T O C H A S T I C K Í
100 %
zhoubné nádory, genetické změny pravděpodobnost výskytu stoupá s dávkou klinicky neodlišitelné od případů,,spontánních" patogenese: mutace
tfčinky
zář
n a
l i d s k ý
o r g a n i s
u s
Přehled hlavních typů účinků záření u člověka podává tab. 2 Jsou to: 1. 2. 3. 4. 5• 6.
Akutní nemoc z ozáření Akutní lokální změny Poškození vyvíjejícího se plodu v těle matky Nenádorová pozdní poškození Zhoubné nádory Genetické změny
První dvě skupiny představují účinky časné, které se klinicky projeví v krátkém čase po ozáření většími jednorázovými dávkami, třetí skupina - poškození vyvíjejícího se plodu - je z hlediska matky také časným účinkem, z hlediska plodu již může jít i o účinek pozdní. 0 pozdní účinky se jedná i u dalších třech skupin poškození. Podle vztahu dávky a účinku jsou pak první čtyři skupiny zahrnovány mezi účinky nestochastické, zhoubné nádory a genetické změny mezi účinky stochastické. (Pokud jde o poškození vyvíjejícího se plodu, nejedná se o čistý účinek nestochastický a bude o něm pojednáno samostatně). Před výkladem o jednotlivých skupinách biologických účinků záření je třeba
55
uvést, že prŮT.ěrns rožr.í dávkové ekvivalenty u pracovníků většiny profesí, užíva1
jících zdroje zářer.í, jsou v současné čobe nižší než 1/ 0 nejvýše přípustných dávek, které jsou bezpečně stanoveny pod praherr. vzniku nestochastických účinků. 0chrana před zářením za kontrolovatelných podmínek je tudíž oohraľicu před stochastickými účinky, t.j. před zhoubnými nádory a dědičnými poškozeními. Možnost vzniku nestochastických účinků v důsledku práce se zdroji ionizujícího záření je spojena pouze s překročením limitních hodnot při nehodách. Tabulka 2 3iologické účinky ionizujícího záření Č A S N Í
? 0 Z D K í g e n e t i c k é
S o ir. a t i c k é akutní nemoc z ozáření
nenádorová pozdní poškozen:
akutní lokální změny
- chronická radiodermatitis
-akutní radiodermatitis
- zákal oční čočky
zhoubné nádory
genetické účinky u potomstva
-poškození fertility poškození vývoje plodu N E S T O C H A S T I C K É
A k u t n í
n e m
S T O C H A S T I C K É
o z a r e n i
Akutní nemoc z ozáření (akutní postiradiační syndrom) se rozvíjí po jednorázovém ozáření celého těla, nebo jeho větší části, dávkou asi od 1 Gy výše. V závislosti na stupni ozáření převládají v klinickém obraze příznaky od poškození krvetvorných orgánů a trávicího ústrojí až k poškození centrálního nervového systému. K r e v n í (hematologický) t y p a k u t n í n e m o c i z o z á ř e n í vzniká po celotělovém ozáření dávkou asi od 1 do 6 Gy. Jeho průběh lze rozdělit do několika období. V prvním dni po ozáření vystupují všeobecné neurčité příznaky (nevolnost, skleslost), které doprovází zvracení. Tyto projevy jsou důsledkem poruch regulačních (nervových a humorálních) systémů. Následuje období latence ( 1 - 2 týdny), které je v podstatě bez příznaků. Vlastni onemocnění je charakterizováno zejména projevy mikrobiálního rozsevu (sepse) a krvácením. Postižený má teploty, trpí krvácením z dásní a do kůže, ubývá na váze pro nechutenství a průjmy, může mít zvředovatělá ložiska na sliznicích. V krevním obraze je výrazný pokles bílých krvinek (především lymrocytů). Klesá i počet krevních destiček a červených krvinek. V závislosti na dávm nastupují po 6ti až 8mi týdnech známky uzdravování. Zs zachovalých ostrůvků krevní dřené dochází dělením a zráním kmenových buněk k doplňováni chybějících krvinek v krevním oběhu. Je-li dávka zá-
56
ření vyšší, mezi 6 až 10 Gy, je celý průběh bouřlivější, nevolnost a zvracení se objevují za několik málo hodin po ozáření, období latence je kratší, průběh vlastního onemocnění je velmi těžký a vede k smrti kolem 20 - 30 dne, pokud nebyla vSas zajištěna intenzivní individuální léčba. Při dávkách záření kolem 10 Gy a vyšších jsou časné příznaky značně vystupňované a závažné obtíže vystoupí už 4. až 6. den po ozáření, t.j. dříve než se objeví příznaky krevní. Tato t.zv. s t ř e v n í forma a k u t n í nemoci z o z á ř e n í (gastrointestinální) je charakterizována krvavými průjmy, poruchou hospodaření tekutinami a minerálními látkami. Může dojít i ke komplikacím, bezprostředně ohrožujícím život, jako je střevní proděravění, nebo střevní zástava. Tyto projevy mají příčinu v oduméření buněk střevní výstelky, jejichž odolnost vůči ozáření je poněkud vyšší než citlivost kmenových buněk krvetvorby, ale doba jejich života (rychlost obměny) je kratší (4 - b dní). Zánikem výstelky střevní dojde k obnažení vnitřního povrcxiu střeva a k dalším uvedeným komplikacím. Přežije-li postižený 7 - 1 0 dnů, projeví se v plné míře i příznaky poškození krvetvorných orgánů. Po dávkách v úrovni několika desítek Gy proběhne akutní nemoc z ozáření pod obrazem n e r v o v é f o r m y . Bezprostředně po ozáření se dostaví psychická desorientace a zmatenost, porucha koordinace pohybů, křeSe a konečně hluboké bezvědomí. Smrt nastane do několika hodin nebo dnů. Závažnost průběhu akutního onemocnění z ozáření a vyhlídky na přežití jsou příznivě ovlivněny stíněním určitých částí těla. Z hlediska krvetvorby je důležité zachování ostrůvků krvetvorné kostní dřeně. A k u t n í
l o k á l n í
změny
Z lokálních účinků je třeba věnovat největší pozornost kůži, která je při každém zevním ozáření vstupním polem svazku záření. Stupeň poškození kůže je závislý na dávce, druhu záření, velikosti ozářeného pole a na lokalizaci (tab. 3 ) . Práh poškození se pohybuje od cca 3 Gy výše (pro rtg záření). Několik hodin po ozáření (do 2 - 3 dnů) se objevuje t.zv. časný erytém (časné zarudnutí kůže), který do 24 hodin mizí. Pak nastane období klidu, trvající 10 - 15 dní. Vlastní odezva na ozáření je t.zv. pozdní e rytém (pozdní zarudnutí) při kterém dochází ke zduření kůže a bolestivosti. To je obraz a k u t ní r a d i a č n í d e r m a t i t í d y prvního stupně. Při dávce kolem 3 Gy dochází i k epilaci (ztrátě ochlupení), která po dávce asi 6 Gy může být trvalá. Nejvýraznější bývá tam, kde se vlas Si chlup rychle obnovuje (vlasatá část hlavy, vousy). Fo ozáření vyššími dávkami, zpravidla nad 10 Gy vzniká radiační dermatitis druhého stupně. Pokožka ae odděluje od pojivového podkladu tekutinou, vystupující z cév a vznikají puchýře. Jejich odlučováním a infekcí ložiska se stav dále komplikuje. V příznivějším případě nastává po 2 - 4 týdnech obnova pokožky z okrajů defektu. Pokud dojde k těžšímu poškození cév, vyživujících tkáň, dochází k jejímu odumření a vzniku vředu (radiační dermatitis třetího stupně). Vřed se velmi špatně hojí a i po zhojení je ťlalší osud postiženého okrsku kůže nejistý. Nová pokožka je tenká a špatně odolává zátěži (mechanické, termické) i infekci. Rozvojem degenerativních změn může i po letech vzniknout t.zv. pozdní vřed vyžadující chirurgický zákrok.
57
Tabulka 3 Prahová erytéraová dávka v závislosti na energii fotonů energie (keV)
odpovídající polovrstva (mm)
erytéraová dávka (Gy)
100
1,0 AI
2,7
140
0,4 Cu
5,3
200
0,9 Cu
6,8
700
7,0 Cu
8,0
1000
3,8 Rb
10,0
(Ra aplikátor)
10,6
600 - 2200
Dalším významným lokálním poškozením může být p o s t i ž e n í f e r t i l i t y (plodnosti) po ozáření pohlavních žláz. Odpověa na ozáření pohlavních orgánů je u muže a ženy různá. U muže dochází již po dávce 0,25 Gy k přechodnému snížení počtu spermií, k trvalé sterilita dochází až po dávkách 3 - 8 Gy. U žen vzniká trvalá sterilita po dávce kolem 3 Gy (v závislosti na věku ženy), Hozdíly jsou zde proto, že vajíčka, která ubývají z vaječníku během jednotlivých měsíSních cyklů ženy, nejsou nahrazována, zatím co ve varlatech je zásoba spermií během dospělého věku průběžně doplňována. Protože produkci ženských pohlavních hormonů obstarávají rychle se dělící buňky, zatímco u mužů buňky vyzrálé, jsou sekundární pohlavní znaky u žen postiženy dříve. Z dalších časných účinků je možno jmenovat radiační zánět plic nebo radiační zánět nosohltanu po jednorázovém ozáření hrudníku nebo hlavy (práh kolem 5 G y ) . N e n á d o r o v á
p o z d n í
p o š k o z e n í
Vznikají v průběhu let za podmínek protrahované expozice a jsou charakterizovány dávkovým prahem, který je vysoký vzhledem k časovému rozložení dávky, umožňujícímu uplatnění reparačních projevů. Do této skupiny patří především chronický zánět kůže a zákal oční čočky. C h r o n i c k ý z á n ě t k ů ž e byl zjiSiován zejména u lékařů - rentgenologů, kteří prováděli rtg vyšetření bez dokonalé ochrany před zářením. Projevoval se zejména suchostí kůže, jejím praskáním a křehkostí, loraivostí a podélným rýhováním nehtů. Z á k a l o č n í č o č k y může po dlouhé dobS latenca vzniknout po jednorázové dávce kolem 3 Gy, při protrahované expozici se práh zvyšuje na 15 Gy i více.
58
Z h o u b n á
nádory
Zhoubné nádory jsou nejzávažnější pozdní somatické účinky ionizujícího záření. Společným.rysem představ o vzniku rakoviny je vícesložkový charakter tohoto onemocnění. Jednou složkou je existence buněk, nesoucích modifikovanou (mutovanou) informaci a přenášejících tuto atypii na své potomstvo, druhou složkou vzniku nádoru je soubor podmínek, které působí proti tendenci eliminovat atypické buňky nebo potlačit jejich růst. Je známa řada činitelů, působících v jedné nebo druhé jmenované fázi děje. Jsou to viry, dehtové karcinogény a j . ; ve druhé fázi se uplatňuje zejména oalabení produkce hormonů nebo imunitní obrany organismu. Ionizující záření může podle současných poznatků působit na různých stupních procesu vývoje rakoviny. Představa, že zhoubné nádory jsou vyvolávány 1 malými dávkami ionizujícího záření, je odvozena z řady pozorování, mezi nimiž má zvláštní význam studie přeživších obětí atomových útoků v Hirošimě a Nagasaki, pozorování pacientů léčených v Anglii rtg zářením pro onemocnení páteře a rozbor příčin smrti amerických radiologů exponovaných v letech 1900 - 1950. Jak bylo uvedeno již v kapitole o účincích záření na buňku a tkáně, jsou jednotlivé tkáně a orgány různě vnímavé na vznik nádorů po ozáření. Mezi nejvnímavější patří kostní dřeň, štítná žláza, mléčná žláza žen a plíce. Číslo, které charakterizuje riziko úmrtí na zářením vyvolanou rakovinu (zahrnuje různou radiosenzltivitu, ale i léčitelnost jednotlivých nádorů) se jmenuje koeficient rizika. Celkový koeficient rizika úmrtí na zářením vyvolané zhoubné novotvary byl stanoven 125 . 10" . Sv (t.zn., že při ozáření 10 000 oaob efektivním dávkovým ekvivalentem 1 Sv zemře pravděpodobně 125 osob na rakovinu z ozníení). Koeficienty rizika byly stanoveny pro většinu významných tkání v těle člověka (např. pro plíce nebo červenou kostní dřeň: 20.10" 4 .Sv~ 1 ). Důležitou charakteristikou je časový průběh výskytu zhoubných nádorů po ozáření. Po ozáření nevznikne nádor bezprostředně, ale až po několikaletém období latenca, kteří je m p ř . u leukémie 5 - 2 0 let, u nádorrt plic 1 0 - 4 0 let. G e n e t i c k é
změny
Významnou skupinou pozdních účinků záření je postižení potomstva ozářených osob. Podkladem genetických změn je, jak již bylo dříve uvedeno, mutace, t.j. změna v genetické informaci buňky. Za dědičné účinky je odpovědná t.av. gametická mutace, což je mutace v jádře zárodečných buněk (vajíčka, spermie) pohlavních žláz. Genetický účinek záření spočívá ve zvýšené frekvenci spontánně se vyskytujících mutací. Nevede ke vzniku nových mutací, způsobujících neznámé vady a nemoce. Mutovaný gen je schopen reprodukce při dělení buňky a tak je mutace předávána do dalších generací. Základ budoucího jedince, vzniklý splynutím mužské a ženské zárodečné buňky, může v důsledku své nepříznivé genetické skladby velmi časně zaniknout, t.j. r období přsd nebo krátce po vnoření se do dšložní sliznice matky. Tento typ poškození se projeví jako neúspěšné oplození. V jiném pKpidS dojde k vývoji zárodku, ale těhotenství končí potratem, předčasným porodem, úmrtím novoročence brzy po porodu, nebo porodem dítěte s hrubou vrozenou vadou. Je třeba poznamenat, že podíl všech genetických vli.vů na samovolné potratovosti činí 20 - 25 %.
59
Příkladem genetická vývojové vady je např. Downova nemoc, změna poměru poM.aví v po.-> ;i.iei apod. Sonet toky podmíněné a tudíž i zářením zasažitelné Jsou i některé komplexní biologická charakteristiky, jako je fyzická síla, Inteligence, motorická hbitost apod. Z uvedeného výčtu různých projevů zrněny genetické informace ja patrno, že mutace mohou ovlivnit vyhlídky na přežití a další uplatnění nových jedinců. Odhaduje se, že mutovaný gen setrvává v populaci asi 40 generací* Kvalitativní oilhady vztahů mezi dávkou a účinkem se u genetických účinků opírají téměř výlučně o experimentální údaje. Určitou možnou mírou mutagenního působení záření je t.zv. zdvojující dávka, t.j. dávka, která způsobí zdvojnásobení počtu samovolných mutací. Odhaduje se pro aamčí pohlavní bunky na 0,2 - 2,0 Gy. Koeficient rizika genetiekýoh účinků byl pro první 'Ivě generace odhadnut na 40 . 10~ 4 . Sv~1 , přičemž větší část genetického rizika se projeví až v dalších, následných generacích. Celkové stochastické riziko (zhoubné nádory a genetické změny) z rovnoměrného celotělového ozáření vyjadřuje koeficient rizika 165 . 10"*. Sv . Vliv
záření
na
vývoj
plodu
Vyvíjející se zárodek je velmi radiosenzitivní systém rychle se dělících bunělc a proto Je na ozáření mimořádně citlivý. K poškození dochází v závislosti na dávce záření a na stupni vývoje plodu. Největší radiosenzUivitu vykazuje plod v první třetině těhotenství; v období \i dvoa týdnů po oplodašní vede ozáření bud k zániku zárodku, nebo zárodek přežije bez následků ( uplatňuje se princip „vše nebo nic"). Důvodem Je nízký stupeň diferenciace zárodku, kdy zaniklé buňky mohou být plně nahrazeny buňkami z nepoškozené části zárodku. V období od 3. - 8. týdne (období t.av. embryogenéze) je vysoké riziko vzniku malformací. Zvlášt citlivý je základ centrálního nervového systému, jehož porucha může vést k deformitám, postihujícím mozek, míchu nebo oko. často bývá postižena i kostra a močový trakt. Ozáření plodu mezi 8 - 1 5 týdnem při výbuchu atomové bomby v Japonsku se projevilo větším výskytem opožděného psychického vývoje n>irozenýc'-i Ištx. V poslední třetině těhotenství Je plod Již relativně radioresistentní, takže jeho usmrcení by zpravidla znamenalo i smrt matky. Uplatňuje se však poškození buněk , které nebrání jejich dalšímu dělení a projeví se jako dědičné pošJcoz«m' nebo nádory v dětském věku. Prahové hodnoty pro vznik malformací nejsou přesně známy. Z dostupných klinických a experimentálních údajů vyplývá, že poškození plodu může nastat již od dávek 50 mGy. Závěr Jak bylo v textu uvedeno, k nestochastickým projevům poškození ionizujícím zářením při použív-íní zdroji zAreni v pracovním procesu může dojít pouze při hrubém poškození zásad radiační ochrany, protože roční nejvýše přípustné dávky byly stanoveny tak, aby nebylo dosaženo prahových hodnot nestochastických poškození ani za celou dobu pracovního života jednotlivce. Takže ochrana před zářením při běžné pracovní činnosti spočívá v ochraně před účinky stochastickými, které je třeba o-
60
mezit na úroveň přijatelnou pro Jednotlivce i společnost. Této problematice - kriteriím ochr^iy před zn^ení-n sy«t;énu 1 in' Kování dávek, které vycházejí z biologických účinků záření - je věnováni jed.ia z dalšíoh čísjtí toho t • sborníku.
L i t e r a t u r a 1. Klener,v.: Díol'tgloké a zdravotnické základy ochrany před zářením. Ochrana při práci se zdroji ioiiiwaj íeího záření, sborník přednášek. Dům techniky ČSVTS Ostrava, 1983. 2. United Nations. Report of the United Nations Scientifie Committee on the Effects of Atomic Radiation: Sources and Effects of Ionizing Radiation, Annex J, Para 29- 31. United Nations, New York, 1977. 3. Kunz, 3.,Klener,V.,Sevc,J.,Thomas,J.: Hodnocení rlslka ionizujícího záření. Praha, Avicenum - zdrav, naklad., 1973 4. Ševc.J.: Kriteria radiační ochrany a systém limitování dávek. Ochrana při práci se zdroji ionizujícího záření, sborník přednášek. ČSVTS Ostrava 1983. 5. IORP : Doporučení :ne
61
PŘEHLED ZDROJŮ OZÁŘENÍ OBYVATELSTVA MUDr. Jana Novotná Krátké pojednání o ochraně populece před Ionizujícím zářením (IZ) je z.ařazeno do přednášek i sborníku proto, aby účastníci kurzu méli možnost získat širší náhled na problémy radiační ochrany. Ea rozdíl od ostatcích tenat nezabývá se zátěží 030b, které pracují ae zdroji záření, ale působením IZ mimo pracoviště v běžném živote občana. Přehled zdrojů ozáření lidí 8 vyznačeným perchtuálníra podílem jednotlivých složek je uveden na následujícím obr. č. 1
j
I Přírodní pozadí
l ^ p ^ íJmělé zdroje
0,1 Jí JSnergeti^a
o,4 :
0,4 % Spad 0,4 % Různé
'ů přehledu Je na prvr.í pohled zřejné, že rozhodujíoí sloíkou zátěže populace je p ř í r o d n í p o z a d í . Dčkvodem je především tu, Se p-*.-;obí trvale a na každého obyvatele Zemé. Jednou z Jeho složek je k o s m i c k é z á ř e n i , tedy IZ, které má svůj původ ve vesmíru. Bývá děleno na složku solárni, kter-í je produkována při slunečních erupcích jako tok protonů, připadni elektronů a menší složku galaktickou, kterou tvoří těžké nabité částice. liabité částice mají vysokou aa velmi vysokou energii, takže po dopadu do atmosféry dochází k složitým interakcím tohoto primárního kosmického záření 8 jádry atomů ovzduší za vzniku sekundárního kosmického záření. Vznikají fotony brzdného záření o vysoké energii a prakticky všechny známé elementární částice. Navíc dochází v malém rozsahu i k jaderným reakcím za vzniku kosmogenníoh radionuklidů (tritium, radioaktivní uhlík a J . ) . íla povrchu Zeme se uplatňuje prakticky Jen sekundární složka. Intenzita kosmického záření na povrchu Zeme je závislá jednak na nadmořské výáce, neboř se stoupající výškou stoupá plynule asi do vzdálenosti 20 km, ale talcé na zeměpisné ěířoe. Zemské magnetické pole působí totiž na dráhu nabitých óáatic tak, že v rozmezí 30° - 60°
62
jižní a severní šířky je intenzita záření asi o 10 netických pólech.
vyšší než na rovníku a mag-
Vzdor všem rozdílnostem a nepravidelnostem je za průměrnou roční dávku na obyvatele ZemS z kosmického záření uváděn roční efektivní dávkový ekvivalent 0,30 mSv (UKSCEAR 1982) 1 ^ Kosmické záření se v posledních desetiletích stalo předmětem hlubšího zájmu v souvislosti s výzkumem kosmu a zčásti také v souvislosti se stoupající leteckou přepravou ve velkých výskách. Ta je ovšem uvažována jen jako příspěvek k dávce na populaci, nebol z hlediska průměrného cestujícího je zcela zanedbatelná. Zajímavější je profesionální zátěž z kosmických letů. Liší se nejen v závislosti na době trvání letu, ale spolupůsobí i intenzita sluneSní činnosti. I když profesionální zátěž není předmětem tohoto pojednání, uvádíme pro srovnání, že při letech Apollo 7 - 1 4 dosahovala střední dávka na jeden let kosmonauta 3,88 mGy. Další složkou přírodního pozadí je g a m a z á ř e n í z e m s k é (terestrální). K dávce ze zevního gama záření na člověka přispívají přírodní radionuklidy obsažené v půdě, horninách a přízemních .vrstvách atmosféry. Největší mórou se podílejí přírodní radioaktivní prvky, pocházející z uran-radiové a thoriové rozpadové řady a radioaktivní draslík ( TC). Jejich rozdílný příspěvek závisející na geologickém prostředí, v němž se člověk pohybuje, je názorně uveden na obrazu 2, který je volné převzat ze zprávy „0 účincích atomov-5'ii záření na oceánografii a rybářství" vypracované v roce 1974 v USA.
Kosmické záření Vnitřní zářiče
Gama záření z. /mGy.rok /
1
' tento údaj stejně jako další numerické údaje o přírodním pozadí jsou převzaty ze zprávy „Zdroje a účinky ionizujícího záření" UKSCBAR (United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomio Radiation) z r. 1982.
63
I když dávka z vnějšího ozářeni přírodními gama zářiči kolísá v rozmezí několika řádů podle geologických struktur jednotlivých oblastí a i jako střední dávka je vykazována v různých zemích světa s rozdílem až jednoho řádu, byla za efektivní dávkový ekvivalent ze zevního zářeni pro obyvatele Země odvozena hodnota 0,35 fflSv za rok (UNSCEAR 1982). Mnohem složitější je odhadnout dávku z l n k o r p o r o v a n ý c h p ř í r o d n í c h r a d i o a k t i v n í c h z á ř i č ů . To je těch, které z vody, ovzduSí a půdy přímo Si nepřiao-potravinovýai řetezcem-pronikají do těla člověka, jsou zde ukládány a vyvolávají po dobu svého působeni určitou dávku (dávkový úvazek). Proniknuvší radionuklidy působí v různých tkáních těla, takže dávka jimi způsobená je v organizmu rozložena velmi nerovnoměrně v závislosti na biochemických vlastnostech radioaktivního prvku a jeho sloučenin. Tak na příklad přírodní 4 TC, který Bfi na dávce z vnitřního ozáření podílí největší měrou, působí největší dávku v kostní dřeni, radioaktivní uhlík ( *C) působí více méně rovnoměrně na celé tělo, radon ( Rn) a jeho rozpadové produkty zatěžují především plíce. Expozice z vnitřních zdrojů je ještě více n«2 u jiných složek přírodního pozadí závislá na místi a způsobu život*, diwtnícb svyklosteoh každého jedince. Je proto velmi těžké stanovit průměrnou zátíZ. Kůtnl autoři uvádějí také velice odliěné hodnoty. Pro porovnání lze enejd w é s t wNktivní dávkový ekvivalent za rok pro průměrného obyvatel* na Zemi z Vnitřního Qíáření z *TC a Rb 0,19 nSv (UNSCEAE.1982 str. 102). Záměrně je do zvláštní skupiny od&ělmx p ř í s p ě v e k z r a d o n u a j e h o d c e ř i n ý c h p r o d u k t ů . Radon vsniká přírodní radioaktivní přeměnou rádia ( Tla) jako j»d*a z prvků •uran-radlové přírodní řady. S poločasem přeměny 3,8 dne přechází radon T krátkodobé dceřin*1 produkty - alfa zářiče (RaA, RaC) a zářiče beta (RaB, R*C), jejichž poločas přeměny dosahuje maximalně několik minut. Jako plyn proniká rwOoe z pevných přírodních materiálů do ovzduší a působí spolu *• svými dceřinými produkty* zejména alfa zářiči při vdechnutí na plíce, obzvláôt* na buňky výstelky- průduiek Cbrenchů). Odtud dřívější častý výskyt bronchogenního karcinomu u horalku v uranových i jiných rudných dolech. Radon totiž v uzavřených prostorách, r#aofc*áoh, ale trnke1 v budovách, kam proniká z povrchů stěn nebo z podloží, dosahuj* Mnohonásobně vyěíí koncentrace než ve volné atmosféře. Ta je závislá před«v*í» na o b M b w přírodních radlonuklidů uran radiové řady v horniné nebo v použitých st&vebnitofe materiálech, ale také na intenzitě větrání. Podle posledních poznatM «• radeu cpolu ** svými krátkodobými dceřinými produkty stává'rozhodujícím p¥Ítpevk*a k dávee z přírodního pozadí. Zatím co za střední úhrnnou dávku z přírodnffco pozadí «•> pro účely ochrany před zářením jeStě před 8 lety uváděl roční přiKon dávkcvéfeo ekvivalentu kolem 1 mSv (UHSEAR,19V7), postupně s přibývající*! výele*sy anehocetných měření konoentraoe radonu v uzavřených prestoráob se zvylevaly úd*ij* o podílu radonu na celkové dávce z přírodního posadí tak, Se na ro».dil od staréíoh údajů uvedených na obr.č. 1 se doSlo k představe o dvojnásobně vyjjí průměrné dávce z přírodního pozadí (Celkový efektivní dávkový ekvivalent 2 aftr M rok dle ONSCBAR 1982). 7 některých zemích jsou uvažovány hodnoty vyS3í,na př. 3 mSr sa rok, z čehož dvě třetiny jsou způsobeny příspěvkem radonu a jeho dceřiných produktů. Příspěvek k ozáření z přírodního pozadí u populace lze opatřeními k ochraně jen velni obtížně ovlivnit. Přes to •» celosvětově, zejména v posledních letech, usiluje o jeho částečnou r e . g u l a c 1 .
64
Lze na př. omezovat trvalý pobyt lidí v lokalitách s výskytem uranových rud nebo monazitových písků, kde se měřením prokáže vysoký příspěvek z pozadí. To se ovšem týká jen velmi omezeného počtu lidí. Lze ale regulovat výběr stavebních materiálů k výstavbě budov případně komunikací s ohledem na příměs přírodních radionuklidů. Tak na př. byl před lety stanoven obecný limit aktivity přírodních radionuklidů v jakémkoliv stavebním materiálu na 400 MBq/kg a to s ohledem na expozici ze zevního záření. Tomuto limitu vyhověla většina přírodních materiálů a také opakovaná měření gama pozadí v budovách nevykazovala vyšší hodnoty než hodnoty měřené v průměru na volných prostranstvích. Teprve ve druhé polovině 70.let se problematika expozice obyvatelstva v bytech stala ústředním a jedním z nejvíce diskutovaných témat ochrany před zářením. Tou dobou totiž bylo v širším rozsahu zaháje.io měření koncentrace radonu v budovách jehož předpokladem bylo vypracování přesnějších měřících metod, které musely postihnout i velmi nízké aktivity při možnosti běžného použití v terénu. Je třeba při tom zachytit integrální hodnoty za delší časové období, které jsou nezávislé na krátkodobých podmínkách větrání, vytápění a pod. Na základě výsledků těchto měření se došlo k poznatku, že radon nejvíce přispívá k zátěži uživatele bytu a omezení koncentrace radonu v budovách je tedy nejúčinnější cestou regulace přírodního pozadí. K tomu jsou možné dva postupy: (1) Vhodný výběr surovin, materiálů a výrobků používaných ve výstavbě objektů určených k trvalému i přechodnému pobytu osob, krátce označovaných pojmem bytová výstavba. K tomu se požaduje, aby ve všech těchto materiálech byla před zahájením výroby a používání stanovena měrná aktivita základních přírodních radionuklidů, zejména Ra tak, aby orgány hygienické služby mohly posoudit jeho vhodnost. Tento základní údaj bude mnohdy třeba doplnit měřením rychlosti plošná exhalace aktivity radonu z povrchu výrobku, případně odhadem očekávané koncentrace dceřiných produktů radonu v bytech. K tomu je u nás v současné době připravována „Směrnice pro zajištění kontroly hladiny přírodních radionuklidů ve stavebních materiálech pro bytovou výstavbu". (2) Vhodnou úpravou podlah a povrchů stěn ve stávajících bytech dosáhnout omezení plošné exhalace radonu z povrchů, nebo intenzivnějším větráním snižovat jeho koncentraci v uzavřeném, prostoru. To se týká stávajících bytů, u nichž byly zjišíovány neúměrně vysoké koncentrace radonu, který pronikal ze stěn díky nevhodným stavebním materiálům použitým při jejich dřívější výstavbě. Nebo lze odizolováním základů a sklepních prostor od obytných částí dosáhnout snížení pronikání radonu z podloží. Je třeba zdůraznit, že toto se týká omezeného počtu bytů, kde při postupném vyhledávání byly zjišťovány koncentrace radonu podstatně vyšší než odpovídá běžně měřeným hodnotám. Takové Jsou tedy problémy, které jsou v ochraně před zářením řešeny v návaznosti na nové poznatky o působení přírodního pozadí na populaci. A nyní k e v y t v o ř e n y .
z d r o j ů m
I Z , které
byly
uměle
Ze všech uměle vytvořených zdrojů záření přispívá zdaleka nejvíce k zátěži populace o z á ř e n í z l é k a ř s k ý c h z d r o j ů , prakticky z rtg diagnostiky. Ne proto, že by dávka z jednoho rtg vyšetření byla extrémně vysoká, ale pro vysokou frekvenci prováděných rtg vyšetření. V Praze je na příklad za rok prováděno více rtg vyšetření (nikoliv jednotlivých snímků), než je počet
65
všech obyvatel hlavního města. To znamená, že na každého obyvatele Prahy, připadá více než 1 rtg vyšetření za rok. Průměrná dávka na 1 vyšetření se pohybuje v rozmezí dvou řádů v závislosti na počtu a velikosti provedených snímků. Fro přestavuj uvádíme střední dávku na 1 rtg vyšetření vyjádřenou jako efektivní dávkový ekvivalent (Hg) při t zv. velkém snímku plic, kde Hg » 0,07 mSv, což je nejnižší dávka připadající na 1 rtg vyšetření, dále při dosud u nás nej častěji prováděném vyšetření, radiofotografii plic, kde Hfi - 0,7 mSv a při nejnáročnějším vyšetření kontrastním, vyšetření tlustého střeva, kde H E =» 12,7 mSv. Průměrná zátěž z rtg vyšetření na jednoho obSana za rok vyjádřená jako efektivní dávkový ekvivalent, Siní u nás dle posledních odhadů asi 0,6 mSv. K lékařské expozici z IZ je dlužno přičíst ještš diagnostiku prováděnou pomocí radioizotopů, které se aplikují pacientovi na odděleních nukleární medicíny. Počet těchto vyšetření je zatím nesrovnatelně nižší než je tomu u rtg diagnostiky, například v Praze je rozdíl přibližně sto násobný. Přitom zátěž » jednotlivých výkonů je srovnatelná s rtg diagnostikou. Z toho je zřejmé, že příspěvek k dávce na populaci z diagnostiky pomocí radioizotopů Je daleko nižší než u rtg metod. Totéž lze prohlásit o terapii prováděné jak pomocí rtg přístrojů, tak s použitím uzavřených i otevřených zářičů. Zátěž jednotlivce je přitom vysoká, mnohdy dosahuje až k prahu časnýoh poškození, zato počet výkonů Je nízký. Navíc má pro léčeného zvláštní, někdy životně důležitý význam, proto 1 z hlediska radiační ochrany musí být hodnocena zce^a Jinak, než Je tomu u ostatních zdrojů. Z uvedeného přehledu vyplývá, že to co může nejefektivněji přispět ke snížení populační zátěže z lékařské expozice, je snížení zátéže z rtg diagnostiky. Cílem ovšem není snížení v každém případě a za každou cenu. Vždy je nutno vážit přínos oproti škodě, kterou ozáření může způsobit v individuálním případě, nebo z hlediska celé populace. Je jistě možno a nutno dosahovat snížení zátěže technickými opatřeními na přístrojích 1 vhodně provedeným vyšetřením. To jsou opatření, která má možnost realizovat konstruktér a tyroboe, a nebo, která jsou realizována při vlastním rtg vyšetření na zdravotnických pracovištích. Další cestou je vhodná lékařská Indikace vyšetření. Za oprávněné se považuje takové vyšetření, u něhož lze očekávat nejen zpřesnění diagnózy, ale i následný efekt v léčení choroby. A u hromadně prováděných preventivních vyšetřeních Jen ta, kde výtěžnost, a to není vždy jen pozitivní nález, je zřetelně vyšší než újma na zdraví, kterou takové hromadné vyšetření může v populaci způsobit. Oběma těmto cestám je v posledních letech věnována celosvětově mimořádná pozornost. Odráží se to 1 v doporučeních, která vydala světová zdravotnická organizace. AÍ už je to „Zajišťování kvality diagnostiky v radiologii" z roku 1982, nebo „Racionální přístup k radiodiagnostiokým vyšetřením" z roku 1983. Vedle lékařaké expozice přispívají k zátěži obyvatelstva z uměle vytvořených zdrojů záření některá průmyslová odvětví díky svým plynným, tekutým a v menší míře také tuhým odpadům, které pronikají do životního prostředí. Jde především o Jadernou energetiku. J a d e r n á e n e r g e t i k a , vzdor úskalím spojeným s používáním jaderných reaktorů, má nespornou budouwfóst a v současné době zaznamenává rychlý
66
rozvoj. A nejen v odlehlých krajinách. Ve Francii na př. v roce 1984 byla z Jaderné energie kryta výroba elektrické energie z j)y %, v roce 19*35 se předpokládá, že podíl z jaderné energetiky dosáhne až 59 %. To, oo umožňuje širší využití, je vyřešení systému ochrany před nezdúvodněně vysokými úniky radionuklidii do životního prostředí obyvatel v přilehlých oblastech při běžném provozu a především při nehodách a rozsáhlejších haváriích. Technická opatření k ochranS okolí jaderných elektráren jsou stejně důležitou a nezbytnou složkou projekční přípravy jako řešení vlastní technologie. Náklady na zařízení k ochraně tvoří významnou složku investic na jaderné elektrárny. Na příklad hermetický ochranný kryt (kontejnment), který zachytí v případě maximální nehody unikající plynný materiál, a který se používá všude v oblastech s hustším osídlením, tvoří podstatnou část nákladů na jadernou elektrárnu. Pokud jde o opatření k ochraně obyvatelstva platí obecně, nejen v jaderné energetice, že lze technicky zpravidla dosáhnout minimalizace úniku radioaktivního odpadu a to až k zanedbatelným hodnotám, že však takové řešení může být tak nákladné, že znemožňuje využití příslušného zdroje záření. Jde tedy o to rozhodnout za využití optimalizacčních postupů, zda efekt, vynaložený na ochranu, by odpovídal přínosu z dané technologie. To je v jaderné energetice vyřešeno. Navíc je nutno uvážit, že i klasické tepelné elektrárny zejména elektrárny spalující uhlí jsou spojeny se zdravotním rizikem pro obyvatelstvo. Pokud se najde společný jmenovatel k vyjádření veškerého nepříznivého vlivu na biosféru a obyvatelstvo, znamenají klasické elektrárny podstatně větší zátěž než elektrárny jaderné. V současné době Siní zátěž z jaderné energetiky na obyvatele podstatně méně než 1 % přírodního pozadí a odhaduje se, že se bude pohybovat v rozmezí 0,1 - 20,0/uSv na obyvatele a rok v letech 1980 - 2100 (UNSCEAR,1982 str. 3 2 6 ) . Při hodnocení zátěže populace z uměle vytvořených zdrojů IZ bývají do zvláštní skupiny zařazovány tzv.
p ř e d m ě t y
* d e n n í
s p o t ř e b y
tedy výrobky, které se v široké míře užívají v běžném občanském životě, a které mohou obsahovat radioaktivní látky ve formě uzavřeného, nebo otevřeného zářiče, nebo jako přístroj mohou produkovat rtg záření. V domácnostech nejrozšířenějším výrobkem, který produkuje rtg záření, je televízni přijímač. Na obrazovkách, při napětí, které se používá u černobílých a zejména barevných televiznich přijímačů vzniká jako vedlejší produkt brzdné rtg záření o nízké energii, a tím malé pronikavosti. Tloušíka skla přední stěny televizní obrazovky postačí k potřebnému odstínění. V současné době je používána k zajištění přiměřené ochrany i náruživého televizního diváka jako nejvýše připustný limit hodnota příkonu dávkového ekvivalentu 5/uSv za hodinu v 5 cm od povrchu televizní obrazovky a celého přístroje. 1 za předpokladu každodenní expozice po dobu několika hodin ve vzdálenosti 2 m, expozice dosahovala jen několika procent přírodního pozadí. Dlužno poznamenat, že dávkové příkony zejména u černobílých televizních přijímačů vykazují hodnoty nižší. Jiným předmětem, který by při masovém použití mohl znamenat významnou zátěž, jsou hodinky a přístroje s ukazateli, u nichž byla použita radioaktivní svítící hr.ota. Pokud byl používán gama zářič, na příklad radium, mohl u uživatelů dosáhnout příspěvek k přírodnímu pozadí až 10 % (údaje z USA publikované v roce 1975). I u nás byly používány přístroje obsahující radioaktivní svítící pigmenty Dnes jsou nahrazeny luminifory, které radioizotopy neobsahují. Důvodem takového opatření bylo spíš profesionální riziko při opravách. Z hodinek se k nám v sou-
67
časné době dovážejí jen ty, které jako radioaktivní zářiS obsahují tritium (3 H ) , tedy měkký beta zářič. Pra běžného uživatele jsou bez rizika. Určitá ochranná opatření jsou nutná jen při jejich opravách. K případnému dovozu jiných výrobků, které mohou být zdrojem záření, je nutný souhlas hlavního hygienika. Předměty, které nepatří k běžně užívaným v každodenním občanském životě, ale v jejichž blízkoati se občan na pracovišti i mimo ně stále častěji pohybuje, jsou požární hlásiče (čidla elektronické požární signalizace). Některé z nich obsahují destičky s nanesenou radioaktivní hmotou, která produkuje především alfa záření, a v malé vzdálenosti umístěný detektor, který reaguje na snížení počtu dopadajících částic v důsledku zadýmení prosotru. Jak známo alfa částice mají ve vzduchu jen í.apatrný dolet, takže se nemohou ve vzdálenosti, v níž se muže pohybovat člověk nikterak uplatnit. Uvažována může být při běžném způsobu používání jen gama složka záření. V současné době se u nás používají nejvíce hlásiče obsahující jako zdroj americium (2*1Am) v aktivitách řádově stovky kBq, řidčeji radium ( 2 Ra) o aktivitách desítky kBq. Jsou upraveny jako uzavřený zářič, takže kontaminace prostoru, v němž jsou instalovány je za běžných podmínek použití vyloučena, po požáru je omezena. Pokud jde o gama složku je příkon dávkového ekvivalentu ve vzdálenosti 10 cm od povrchu čidla menší než 1 ,uSv za hodinu, takže ve vzdálenosti, v níž se pohybuje člověk je zátěž z gama záření zanedbatelná. Z těchto důvodů se k jejich používání nevyžaduje zvláštní povolení, jejich instalace je jen registrována a jsou zajištěny proti ztrátě. Servisní opravy a také likvidaci provádí k tomu určená a vybavená specializovaná pracoviště.
68
PRINCIPY A METODY OCHRANY ZDRAVÍ PŘED IONIZUJÍCÍM ZÁŘENÍM MUDr. Josef ševc, CSc. Ochrana před ionizujícím zářením vychází - z poznatků o biologických účincích záření, zejména z poznatku o Jeho vlivu na lidské zdraví, - z rozboru podmínek, ovlivňujících výši ozáření v různých skupinách obyvatelstva a - ze společenských principů, organizačních a právních zásad, jimiž je řízena ochrana zdraví ve společnosti. Současné požadavky na ochranu zdraví před ionizujícím zářením, stanovené v novelizované vyhlášce ministerstva zdravotnictví ČSR a SSR (5), se opírají zojména o Základní pravidla ochrany před zářením Mezinárodní agentury pro atomovou energii, Mezinárodní organizace práce a Světové zdravotnické organizace z roku 1982 (1), založená na doporučení S. 26 Mezinárodní komise radiologické ochrany z r. 1977 (2), Předpisy pro ochranu před zářením v ostatních členských zemích RVHP vycházejí rovněž z doporučení této komise. Jádrem mezinárodních doporučení a naší nové vyhlášky je „systém limitování dávek", který zajigiuje, aby pravděpodobnost poškození zářením byla snížena na velmi malou míru a e.by přitom nedocházelo k nežádoucím omezení využití zdrojů záření a z toho vyplývajícího přínosu pro společnost. Cíle
a
kriteria
r a d i a č n í
ochrany
Cíle ochrany před zářením se liší ve vztahu ke dvěma hlavním typům zdravotních důsledků ozáření lidí. Účinky nestochastické se projevují až po dosažení určité prahové dávky a závažnost (intensita) jejich projevu dále vzrůstá se stoupající dávkou. Patří k nim zejména časné následky ozáření. Naproti tomu pro. účinky stochastické (pozdní projevy nádorové a geneticky podmíněné změny u potomstva) ae předpokládá bezprahový vztah'dávky a účinku, takže i velmi malému ozáření se připisuje určitá pravděpodobnost vzniku těchto poškození v ozářené populaci. Cílem o c h r a n y před zářením je zcela vyloučit nežádoucí nestochastické účinky a omezit výskyt stochastických účinků na tak nízkou úroveň, aby byla přijatelná pro společnost i jednotlivce. Nestochastiokým účinkům lze zcela zabránit stanovením tak nízkých limitů dávkového ekvivalentu, aby nebyla dosažena prahová dávka pro jejich vznik ani po celoživotním ozáření. Omezení stochastických účinků na přijatelnou úroveň se zajisiuj* uplatněním systému limitování dávek, Jehož zásady jsou předmětem dalších odstavců.
Systém
l i m i t o v á n í dávek před zářením
v
o c h r a n ě
Přijatelnost ozáření pracovníků se zdroji záření a obyvatel lze zabezpečit použitím tří základních principů, které stanoví, že (1) zahájení a provádění jakékoliv činnosti způsobující ozáření osob musí být zdůvodněno přínosem této činnosti pro společnost (princip zdůvodnění), (2) ozáření osob musí být vždy tak malé jak lze optimálně dosáhnout při uvážení hospodářských a společenských hledisek (princip optimalizace), (3) přitom u jednotlivců nesmí dávkový ekvivalent ze souhrnu ozáření ze všech činností a zdrojů (s výjimkou ozáření při lékařských výkonech a z přírodního pozadí) překročit stanovené základní limity, které zajišťují, aby za podmínek optimalizované ochrany v kolektivu nebyli nadměrně ozáření žádní jednotlivci (princip nepřekročení limitů). Při uplatňování těchto principů muaí být přiměřeně uvážen i budoucí vliv současné činnosti (např.: uvádění radioaktivních látek do životního prostředí). Proto vývoj činnosti se zdroji záření Je třeba usměrňovat tak, a) aby ani v budoucnu nemohlo dojít k nepřijatelnému ozářeni lidí a b) aby budoucí činnosti nemusely být nepřiměřeně omezovány v důsledku přetrvávajícího vlivu činnosti dřívějších. Význam systému limitování dávek nespočívá v novosti jeho jednotlivých principů, ale - v jejich sloučení v ucelenou soustavu, - ve vymezení kritérií pro uplatnění požadavků co nejnižších dávek a - v posunut?' významu obecných dávkových limitů a v jejich vědeckém podložení. V ý z n a m
l i m i t ů p r o p r a c o v n í k y a l i m i t ů p r o j e d n o t l i v c e z o b y v a t e l s t v a (Princip nepřekročení limitů)
Limity jsou závazné kvantitativní ukazatele v ochraně před zářením. Rozlišujeme základní limity, autorizované limity a odvozené limity. K obecně platným základním limitům patří limity prvotní a limity druhotné. a) P r v o t n í limity jsou závazné hodnoty dávkového ekvivalentu, které nesmí být u jednotlivců v jednom kalendářním roce překročeny, a to především limit efektivního dávkového ekvivalentu, stanovený vzhledem ke stochastickým účinkům a dále limity dávkového ekvivalentu v tkáních a orgánech pro neatochastické účinky, které jsou určeny jako další omezení pra takovou výjimečnou situaci, která by sice vyhovovala limitu efektivního dávkového ekvivalentu, ale Jednotlivá tkáň nebo orgán by mohly být nadměrně ozářeny. Pro p r a c o v n í k y jsou roční limity stanoveny: vzhledem ke stochastickým účinkům - limit efektivního dávkového ekvivalentu (H„T ) 50 mSv
70
pro nestochastické účinky - limit dávkového ekvivalentu v oční čočce (H TL ) 150 mSv - limit dávkového ekvivalentu v ostatních jednotlivých tkáních a orgánech (H TL > 500 mSv. Prvotní limity se vztahují na součet efektivních dávkových ekvivalentů (dávkových ekvivalentů v tkáních a orgánech) ze zevního ozáření při práci (Hg.H^,) a z vnitřního ozáření, t.zn. úvazku H E ,-Q nebo řtj, C Q přijatých při práci během téhož kalendářního roku. Pro j e d n o t l i v c e mity stanoveny:
z
o b y v a t e l s t v a
vzhledem ke stochastickým účinkům - limit efektivního dávkového ekvivalentu (H EL)
jsou roční
li-
1 mSv
pro nestochastické účinky - limit dávkového ekvivalentu na kůži a v oční čočce (Ify L ) .... t>0 mSv Limity pro jednotlivce z obyvatelstva se vztahují na průměrné ozáření členů kritické skupiny. Výjimečně lze v některém roce připustit ozáření až do efektivního dávkového ekvivalentu 5 mSv za předpokladu, že v celoživotním průměru nepřekročí roční hodnotu Hg 1 mSv. b)Druhotné l i m i t y jsou zavedeny proto, že veličiny v nichž jsou vyjádřeny limity prvotní (t.zn. Hg, H^,) lze obtížně přímo měřit. Nepřekročení prvotních limitů lze prokázat pomocí lépe stanovitelných veličin, jejichž vztah k prvotním limitům je určen jednotným modelem; v těchto veličinách jsou stanoveny druhotné limity a to zvláší pro zevní ozáření a pro vnitřní ozáření. Při zevním ozáření se může hodnotit davkový ekvivalent pomocí h l u b o k é h o o s o b n í h o d á v k o v é h o e k v i v a l e n t u (H ), což je součet dávkových ekvivalentů od jednotlivých druhů záření v hloubce tkáně 10 •• na nejvíce ozařovaném povrchu trupu nebo hlavy. Dávkový e k v i v a l e n t p r o kůži l z e hodnotit pomocí p o v r c n o v é h o o s o b n í h o d á v k o v é h o e k v i v a l e n t u (H_), a t o jako S
součet dávkových ekvivalentů od jrdnotlivých druhů záření v hloubce tkáně 0,0? mm na nejvíce ozařovaném místě povrchu těla (pro oční čočku v hloubce 3 mm). Pro pracovníky•platí druhotný limit pro zevní záření - limit hlubokého osobního dávkového ekvivalentu 50 mSv - limit povrchového osobního dávkového ekvivalentu .. 500 mSv Pro vnitřní ozáření při práci jsou druhotnými limity - roční limity příjmu radionuklidů (i L ) a pro zevní ozáření radioaktivními plyny rozptýlenými v ovzduší Jsou druhotnými limity roční limity časového integrálu objemové aktivity ( i L ) . Konkrétní hodnoty těchto druhotných limitů pro jednotlivé radioaktivní izotopy uvádí příloha 2 vyhlášky, a to pro příjem inhalací pro tři třídy aerosolů (s aktivním mediánem aerodynamického průměru 1 /um), kterým jsou pro jednotlivé prvky přiřazeny béžné anorganické sloučeniny (uvedeme příklad pro izotop chrómu): třída D (dny) - pro poločas samočistení plic kratší než 10 dnů (ostatní bžžně se vyskytující sloučeniny chrómu) třída T (týdny) - pro poločas samočistení plic 10 - 100 dnů (halogenidy a dusičnany)
71
třída R (roky)- pro poločas samočistení plic dolší než 100 dnů Ioxidy a hydroxidy) Nepřekročení těchto sekundárních limitů (I^.i-^) zajištuje nepřekročení prvotních limitů pro účinky stochastické i nestochastické. Při současném zevním i vnitřním ozáření se přijímá, že roční prvotní limity pro pracovníky nejsou překročeny, jsou-li splněny podmínky H
P
.
Pro kůži H
s )00 mSv Pro oční čočku H
kde
Hg H Ij I. T
s 150 mSv ~" je povrchový osobni dávkový ekvivalent je hluboký osobní dávkový ekvivalent je roční příjem j-tého radionuklidu je roční limit příjmu j-tého radionuklidu
c) Dvojí funkce základních limitů: (1) zabránění nestochastických (deterministických) účinků; v žádné světové laboratoři nebylo zjištěno nestochastické poškození v kterémkoliv orgánu nebo tkáni při dávkovém ekvivalentu kolem 500 mSv a nižším (pro oSní čočku kolem 150 mSv a níže), (2) omezení shora pásma, ve kterém je třeba stanovit přijatelnou hodnotu dávkového ekvivalentu metodou optimalizace ochrany. Nepřekročeni základních limitů (H E , H T ) nemůže být proto cílem plánované ochrany, ale limity třeba chápat jako horní hranici, která odděluje oblast s jednoznačně nepřijatelným ozářením od oblasti, ve které přijatelnou dávku s hlediska stochastických účinků nutno určit pro konkrétní situaci optiraalyzační analýzou m na jejím základě stanovit autorizovaný limit. d) A u t o r i z o v a n é l i m i t y jsou dalšími závaznými ukazateli, které může orgán hygienické služby stanovit k zajištění požadavků systému linitování dávek a potřeb kontrolní činnosti pro konkrétní činnosti a zdroje způsobující ozáření osob. U p l a t n ě n í , p r i n c i p ů z d ů v o d n ě n í v n á r o d n í m h o s p o d á ř s t v í a) Požadavek z d ů v o d n ě n í činnosti vedoucí k ozáření osob musí být součástí rozhodování, které vychází z posouzení celkovýoh společenských nákladů a přínosu této činnosti. Uplatnění principu zdůvodnění znamená, aby v položce celkových nákladů na realizaci Činnosti vedoucí k ozáření byly vždy uráženy zdravotní důsledky této činnosti a aby byly posouzeny alternativní metody nebo technologické postupy vedoucí k dosažení požadovaného přínosu.
72
Přínos pro společrOot ze zavede;:/ a provozu určité činnosti, spojené s ozařováním osob, lze vyjádřit jednoduchým vztahem
kde P - představuje čistý přínos pro společnost, C - hrubý přínos, N - základní náklady spojené s posuzovanou technologickou alternativou činnosti, X - plánované náklady na ochranu před zářením a Y - představuje ztráty pro společnost odpovídající zdravotní i jiné újmě z ozáření, způsobené posuzovanou činností. Při uvedené ideální analýze činnost a použitím zdroje ozáření není zdůvodněna, když P v našem vztahu je záporné a bude ve stoupající míře zdůvodnitelná se vzrůstajícími kladnými hodnotami P; popřípadě bude více zdůvodněna ta alternativa technologie, která bude spojena s vyšší hodnotou P. Zdůvodnění činnosti nebo zavedení úkonu způsobujícího ozáření musí být tedy založeno na zvažování předností a nevýhod, aby bylo zajištěno, že zavedení činnosti nebo zdroje ozáření do praxe povede k celkovému p ř í n o s u
č i s t é m u
pro společnost. Kompetentní orgány se musí ujistit, že celková
zdravotní i jiná újma z navrhované činnosti je přiměřeně malá ve vztahu k očekávanému přínosu od této činnosti. b) Rozhodování je podstatně složitější v případech komplexních činností, kdy újma z ozáření a náklady na radiační ochranu představují jen jednu z mnohých složek společenských ztrát a nákladů. Systém radiační ochrany v těchto případech nemůže kontrolovat splnění principu zdůvodnění v celém rozsahu. Organizace musí však zajistit a orgány státního dohladu na radiační ochranu kontrolovat, aby aspekty spojené s ionizujícím zářeníai byly řádně uplatněny v rozhodovacím procesu a při projektování pracoviště. Jinou polohu má uplatnění principu zdůvodnění v těch případech, kdy technologie spojená s ozářením je jedinou nebo rozhodující činností a Jedy rozhodování o zdůvodnění činnosti je v přímém vztahu k systému radiační ochrany. Příkladem může být rozhodování o zavedení určitých výrobků nebo zařízeni s použitím zdroje záření. Princip zdůvodnění činnosti se v národním hospodářství uplatňuje především při centrálním rozhodování. V běžné praxi radiační ochrany v průmyslových odvětvích se princip zdůvodnění uplatňuje v omezenějším rozsahu, např. při posuzování provozních nebo technologických změn (alternativ) využití zdroje záření. Posouzení technologických alternativ a využitím principu zdůvodnění je v praxi nejvíce přístupné, protože zde zůstává stejný hrubý přínos (přínos Z požadovaného výrobku) a přednost dostává alternativa nejen s nízkými výrobními náklady, ale spojená s nejnižší zdravotní újmou a s nízkými náklady na oohranu. c) Důsledné použití metody zdůvodnění stejně jako metody optimalizace vyžaduje zavedení a používání peněžního ekvivalentu zdravotní újmy, aby bylo možné její přímé porovnání s jinými náklady nebo ztrátami. Stanovení takového peněžního ekvivalentu je založeno na hodnocení hospodářských ztrát spojených se ztrátou Slovéka nebo jeho onemocněním. V ČSSR používáme objektivní metodu hrubých výnosů, která při hodnocení ztrát v produktivním věku vychází z t.zv. hrubého národního důchodu ( 8 ) . Průměrné hospodářské ztráty v roce 19tí> spojené se ztrá-
73
b
tou statisticky středního člověka v ČSSK představují hodnotu >,55 x iO Kčs. Vo vynásobení této nodnoty koeficientem ri2ika na 1 Sv (3,55 x 10 x 165 x 4 10~ ) lze stanovit peněžní ekvivalent jednotky kolektivního efektivního dávkového ekvivalentu 58.600 Kčs/Sv, nazývaný v odborné literatuře hodnotou alfa. U p l a t n ě n í p r i n c i p u o p t i m a l i z a c e v p r a x i r a d i a č n í o c h r a n y Zásada, aby dávkové ekvivalenty byly tak malé jak lze optimálně dosáhnout při uvážení hospodářských a společenských hledisek, vyplývá z předpokladu, že každé ozáření člověka je spojeno a určitým ohrožením zdraví. Zatím co princip zdůvodnění činnosti způsobující ozáření, jak uvedeno v předchozích odstavcích, se uplatňuje především při centrálním rozhodování, uplatňování principu optimalizace je metodou každodenní praxe radiační ochrany. M e t o d y a přístupy optimalizace radiační ochrany mohou být různé při usměrňování běžného provozu a při rozhodování o projekci a výstavbě zařízení se zdroji záření. a) Z a p r o v o z u zařízení se zdroji záření nebo při jiné činnosti způsobující ozáření požadavek na dosažení optimálně nejnižších dávkových ekvivalentů je většinou zájišíován nekvantitativními přístupy. Provozovatel musí pochopit smysl a vědecké důvody principu optimalizace a doložit, že v mezích své pravomoci provádí všechna dostupná opatření k ochraně před zářením, aby nejen nedocházelo u pracovníků a obyvatel k překroční obecně platných limitů, ale aby výsledné dávkové ekvivalenty byly co nejnižší s ohledem na ekonomická a společenská hlediska. Posouzení a rozhodování se obvykle opírá o zkušenosti a kvalifikovaný odhad odborníků. Využívá se zkvalitnění v řízení organizace práce se zdroji záření, úpravy a doplnění prostředků kolektivní a individuální ochrany před zářením a zvyšování odborné kvalifikace pracovníků v ochraně před zářením. b) Při p r o j e k t o v á n i a v ý s t a v b ě zařízení se zdroji záření se uplatňují kvantitativní nebo semikvantitativní metody optimalizace. Jejich cílem je prokázat, že bude dosažena taková úroveň ochrany, které odpovídá tak nízká zdravotní a jiná újma, že její další snížení zdokonalením ochrany by již nezdůvodnilo úsilí a náklady,potřebné na dosažení tohoto dalšího snížení. Mezi metodami semikvantitativními se popisují metody multikriteriální, které jsou založeny na určité pořadové analýze různých komponent a alternativ radiační ochrany, nebo metody agregátivní, které přiřaaují různým alternativám nebo stupňům radiační ochrany jednoznačná čísla na vymezené stupnici. Tyto semikvantitativní metody se budou zřejmě dále rozvíjet. Avšak podle zkušeností zahraničních i v naší zemi, nejvíce přesvědčivé a užitečné výsledky lze získat použitím kvantitativní metody optimalizace na základě d i f e r e n c i á l ní a n a l ý z y nákladů na vyšší stupně ochrany a přínosu ze snížení zdravotní újmy, vyjádřeného peněžním ekvivalentem kolektivního efektivního dávkového ekvivalentu. Při daném kolektivním efektivním dávkovém ekvivalentu (Sg) lze považovat obvykle hrubý přínos (C) a základní náklady (N) za konstantní. Podmínka optimalizace bude splněna při takovém kolektivním efektivním dávkovém ekvivalentu ( S ^ ) , kdy přírůstek nákladů na ochranu na jednotku kolektivní dávky fg§-) bude vyrovnán snížením zdravotní újmy ( ^ );
74
\-T5f)
S+
E
Protože zdravotní újma je pokládána za úměrnou kolektivní dávce, hodnota — g g — může být považována za konstantu, vyjadřující peněžní hodnotu jednotky ko= lektivního dávkového ekvivalentu (—g§— <^ I V praxi úroveň ochrany obvykle nestoupá spojitě, ale častěji se mění stupňovitě. V takovém případě lze rozhodnutí o přechodu z nižší úrovně radiační ochrany A k nákladnější úrovni ochrany B přijmout, jestliže poměr rozdílu nákladů na ochranu a rozdílu kolektivního efektivního dávkového ekvivalentu je stejný nebo nižší než konstanta ol t.zn.
c) Podmínky použití metody optimalizace radiační ochrany stanoví orgány hygienické služby. V rozboru předkládaném orgánu hygienické služby investor nebo provozovatel uvádí a posuzuje všechny varianty řešení ochrany, připadající v úvahu při posuzované činnosti, včetně hodnocení kolektivního dávkového ekvivalentu a jeho distribuce a hodnocení nákladů na ochranu. Musí být uvedeny též údaje o zdrojích použitých dat. Horní hranicí, pod kterou směrem k nižším dávkám se použije optimalizační analýza, jsou obecně platné limity. Optimalizační analýza určí pro konkrétní situaci přijatelnou dávku ozáření s hlediska stochastických účinků a na tomto podkladě může hygienický orgán stanovit místní autorizovaný limit. Metoda optimalizace radiační ochrany na základě diferenciální analýzy nákladů a přínosu byla ještě před vydáním novelizované vyhlášky (5) ověřena a použita v řadě konkrétních případů. Přehled některých příkladů podává následující tabulka, kde v posledním sloupci jsou vyznačeny citace publikovaných článků, uvedených v přiloženém seznamu literatury. d) Vedle základního ekonomického aspektu metody optimalizace je třeba v procesu optimalizace a při stanovení autorizovaných limitů přihlížet ke společenským (politickým) aspektům a vlivům. K takovým aspektům náleží i rozdílné vnímání radiačního rizika při vyšěích úrovních individuálních dávek ozáření (blížících se k hodnotám základních limitů), což vede k použití násobně vyšší hodnoty oC (peněžního ekvivalentu na jednotku kolektivní dávky).
U s m ě r ň o v á n í
o z á ř e n í
p r a c o v n í k ů
a) Metody usměrňování dávek na pracovištích jsou zaměřeny (1) jednak vzhledem ke zdroji záření (princip zdůvodnění, princip optimalizace) a v jejich důsledku je- v případě zdroje zdůvodněného čistým přínosem dosahován optimálně nízký kolektivní efektivní dávkový ekvivalent, (2) jednak vzhledem k individuální ochraně jednotlivých pracovníků tak, aby u žádného pracovníka nemohlo dojít k překročení jak ročního limitu efektivního dávkového ekvivalentu tak limitů dávkového ekvivalentu v tkáních a orgánech s ohledem na nestochastické účinky. Pro potřebu řízení ochrany pracovníků se rozlišují dvě třídy c o v n í c h p o d m í n e k :
pra-
75
Druh analýzy
Příklady optimalizační analýzy
Lékařská expozice
V pracovním prostředí
'V životním prostředí
2db
Snížení výpuatí Ha do řeky Ploučnice
Analýzu provedli
Způsob realizace (publikace)
z \5ú
IHE-HZ ÚHP UP ú.O.UD 1977
Přídatná filtrace výpustí ze spalovny JJíBO
Knergoprojekt
Posouzení kapalných výpustí 3 H z JEDU
Energoprojekt IHE-HZ 1982
Snížení d.p.Rn v UD Příbram (větrací systém IV.)
ÚHP UP IHE-HZ UD Příbram 1978
Autorizovaný limit (7)
KHS SK IHE-HZ 1982
típrava větrání (6)
1 HK-Hy.
Autorizovaný limit (3)
ťroj ekt
1980
Sníženi d.p. Rn v ČIUZ
Proj ekt
Vymezení podmínek pro použití indiv. izolačních přístrojů
GR ČSUP 1984
(9)
Posouzení účinnosti rychlosnímací kamery
MěHS Ostrava IHE-HZ 1979
(10)
Optimalizace stínění stěn radiodiagnostických pracovišt
IHE-HZ 1982
líčinnost použití folií na bázi v.z., tvrdší techniky a kvalitnějších filmů
MěHS Ostrava IHK-HZ 1981-1985
Hyg. Směrnice pro radiodiagnost pracoviště (11)
Ve všech uvedených příkladech byly kvantitativně posouzeny změny dřívějších (méně nákladných) úrovní ochrany na nové nákladnější úrovně ochrany a výsledky ukázaly, že kvantitativní metoda optimalizace přináší přesvědčivé argumenty a' podklady pro celospolečensky zdůvodněné vynaložení dalších prostředků na radiační ochranu.
76
- pracovní podmínky A jsou takové, kde se předpokládá, že ozáření pracovníků může překročit 3/10 prvotních limitů pro pracovníky (na části pracoviší, kde se vykonávají činnosti odpovídající podmínkám A jsou organizace povinny vymezovat a označovat
k o n t r o l o v a n á
p á s m a ) ,
- pracovní podmínky B jsou ty, při kterých je překročení 3/10 pr\ tních limitů velmi nepravděpodobně. V podmínkách A se u jednotlivých pracovníků jednak zajišíuje hodnocení dávkových ekvivalentů nebo jiných veličin, ve kterých jsou vyjádřeny základní limity a jednak se zajišíují jejich preventivní lékařské prohlídky. Pracovníci určení pouze přechodně k vykonávání prací, při kterých může dojít k ozáření, musí mít zajištěn stejný rozsah monitorování jako osoby trvale pracující v obdobných podmínkách a podle okolnosti a délky vykonávané práce musí mít zajištěny preventivní lékařské prohlídky. U
ž e n
m l a d š í c h
45 let, pracujících v podmínkách A, je třeba
plánovat ozáření v rámci stanovených základních limitů tak, aby bylo v průběhu roku rovnoměrně rozloženo (t.zn. na přiklad, že průměrný efektivní dávkový ekvivalent musí být nižší než 4,2 raSv). b) V y j i t n e č n ý m
ozářením nazýváme ozáření nad úroveň základních limitů
pro pracovníky. Takové ozáření lse připustit, nebude-li při jednotlivé akci překročena hodnota rovná
d v o j n á s o b k u
základních limitů. 0 takovém
výjimečném ozáření může organizace rozhodnout jen tehdy, jestliže - nejsou dostupná technická opatření umožňující provedení prací způsobem zabezpečujícím nepřekročení limitů, - pracovníci před provedením prací byli informováni o charakteru rizika a o opatřeních ke snížení ozáření, na nejnižší rozumně dosažitelnou úroveň, - mezi ozářenými nebudou ženy mladší 45 let, - u pracovníka úhrnný dávkový ekvivalent z opakovaných výjimečných plánovaných opatření nepřekročí během života hodnotu odpovídající p ě t i n á s o b k u limitů, - u pracovníka dosud nepřekročil dávkový ekvivalent obdržený při nehodách nebo při záchraných akcích hodnotu odpovídající
p ě t i n á s o b k u
limitů.
Dávky pracovníků, obdržené při výjimečných plánovaných opatřeních, při nehodách nebo při záchraných akcích, se zaznamenávají ď. dokumentace o obdržených dávkových ekvivalentech při normálním provozu, a to způsobem, který umožňuje jejich odlišení.
U s m ě r ň o v á n í
o z á ř e n í
o b y v a t e l s t v a
a) Zatím co řízení ochrany pracovníků je založeno na hodnocení ozáření jednotlivců a na opatřeních z toho vyplývajících, usměrňování ozáření obyvatelstva z činností, v jejichž důsledku se uvolňují radioaktivní látky do životního prostoru, má skupinový charakter a uplatňuje se v něm především plánování, řízení a kontrola ochrany u zdroje záření. K hodnocení zdravotní újmy vyvolané u obyvatelstva vlivem zdroje ozáření, se užívá především k o l e k t i v n í úplný úvazek efektivního dávkové-
77
ho ekvivalentu Sg c , jehož hodnota se v konkrétních situacích stanoví podle m o d e l ů ,
které popisují šíření radionuklidů ze zdroje a způsob ozáření
lidí. Orgán hygienické služby posuzuje vhodnost použití příslušných modelů a stanoví podmínky výpočtu, včetně mezí integrace, t.zn. jaký rozsah populace a do jaké vzdálenosti má být uvažován součet individuálních dávek pro kolektivní dávkový ekvivalent. Optimalizační analýza musí prokázat, že kolektivní dávkový ekvivalent, způsobený výpustmi z daného zdroje, je tak malý jak lze dosáhnout s uvážením hospodářských a společenských nledisek. Ka podkladě optimalizační analýzy je odvozen místní autorizovarý limit výpustí do ovzduší nebo do vodotečí. b) Horní hranicí pro optimalizaci, od které směrem k nižším hodnotám nutno odvodit přijatelný autorizovaný limit, jsou základní limity pro jednotlivce z obyvatelstva. Tyto limity se aplikují na průměrné ozáření členů kritické skupiny obyvatelstva, která reprezentuje jednotlivce, jejichž očekávané ozáření je nejzávažnější s ohledem na distribuci radionuklidů v životním prostředí (kritické radionuklidy), s ohledem na způsob užívání prostředí obyvateli i s ohledem na způsob přestupu radionuklidů (kritická cesta) do organismu v daných podmínkách. Vymezená kritická skupina obyvatel má být homogenní z hlediska věku, diety a těch ustálených způsobů užívání životního prostředí, jež mohou ovlivnit ozáření. Kejsou-li při projektování zařízení k dispozici podklady pro určení kritické skupiny obyvatel, použije se při odhadu očekávaných dávek nebo příjmů radionuklidů vhodných bezpečnostních koeficientů. Tam, kde je obyvatelstvo vystaveno ozáření z více zdrojů, je třeba vymezit skupinu obyvatel s nejvyšším ohrožením ve vztahu ke všem zdrojům a prokázat, že nejsou překročeny limity u této nejvíce ohrožené skupiny. V těchto případech může orgán hygienické služby určit pro jednotlivé zdroje ozáření
p ř i d ě l e n ý
z l o m e k
l i m i t u ,
který se pak pro da-
nou činnost nebo zdroj používá jako horní mez dávkového ekvivalentu pro účely optimalizace ochrany před zářením. c) Limity pro jednotlivce z obyvatelstva se vztahují i na ozáření při pracovní činnosti, jež je způsobeno zdroji záření, které nemají přímý vztah k vykonávané práci a nenacházejí se v objektech, kde pracovní činnost je vykonávána (na př. práce v zařízeních nebo ve volném prostoru v sousedství se zařízením používajícím zdroje záření).
O r g a n i z a č n í a t é m a t i c k é k o m p o n e n t y s y s t é m u r a d i a č n í o c h r a n y v í S S R a) V souvislosti s rozvojem využití zdrojů záření a jaderné energetiky v ČSSR se postupně vyvíjel ucelený systém radiační ochrany. T é m a t i c k é
komponen-
ty tohoto systému zahrnují především soubor přístupů a opatřeni k realizaci radiační ochrany, jako jsou výše uvedení kriteria, standarty a předpisy, opatření k zajištění výuky a kvalifikace personálu v radiační ochraně; dále je to vývoj dozimetrických metod a výroba dozimetrických přístrojů, vývoj techniky radiační ochrany na pracovištích, zajištění a prohlubování jak kontroly ze strany orgánu státního odborného dozoru, tak ze strany nově vzniklého článku vnitřního dohledu nad radiační ochranou v zařízeních.
78
~b) Mezi šesti hlavními o r g a n i s a č n í m i ochrany T ČSSR jsou především
komponentami systému radiační
- orgány státního odborného dozoru, opírající se o výzkumné hygienické služby e inspekce ČSKAE se zde podílí inspekce ce (ČÚBP a SlÍBP), státní vodohospodářské inspekce (SVI) a 8í (ČTIOO, STIOO), dále inspekce požární ochrany i Jiných vnitra a některé další instituce,
ústavy; vedle orgánu úřadu bezpečnosti práinspekce ochrany ovzduorgánů ministerstva
- komponenta výuky postgraduální, rozvíjející se výuky pregraduální a zatím připravované výuky v ochraně před zářením v základním školství, - komponenta celostátních sluSeb je zatím u nás představována celostátní službou osobní dozimetrie a službou svozu a ukládání radioaktivního odpadu (mimo jaderné elektrárny); obě tyto služby zajištuje tfstav pro výzkum, výrobu a využití radioizotopů, - výroba dozimetrických přístrojů a přístrojů a nástrojů techniky radiační ochrany, které v ČSSR zajišťují některé závody n.p. Tesla, n.p. Chirana, závod Geofyziky v Ostrave n.O a některá další zařízení, představuje rovněž nezbytnou komponentu systému, - významnou komponentou se stávají investorské a projektové organizace, které svými specializovanými útvary radiační ochrany a dozimetrie se významně podílí na rozpracování požadavků radiační ochrany uvnitř i v okolí budovaných Jaderných i jiných zařízení, - novou organizační komponentou jak v jaderných zařízeních, tak v ostatních organizacích, využívajících zdroje záření Je v n i t ř n í d o h l e d nad radiační ochranou, se složkami pro monitorování na pracovištích a pro monitorování v okolí zařízení. c) K zajištění vnitřního dohledu na dodržování příslušných opatření na pracovištích se zdroji záření a k zajištění odborné úrovně ochrany před zářením určují organizace odborně způsobilé d o h l í ž e j í c í p r a c o v n í k y , kteří za svou činnost odpovídají přímo vedoucímu organizace a při plnění své funkce jsou odborně usměrňováni hygienickou službou. V organizacích, kde vzhledem k rozsahu a povaze úkolů v ochraně před zářením je zřízen k jejich plnění samostatný útvar, zajišluje funkce dohlížejícího pracovníka vedoucí tohoto útvaru. Dohlížející pracovníci Jsou povinni sami absolvovat speciální školení a organizovat školení ostatních pracovníků o ochraně před ionizujícím zářením podle plánu projednaného s příslušným orgánem hygienické služby. Poradní sbor hlavního hygienika ČSR pro rozvoj útvaru hygieny záření projednal a schválil v r. 1980 následující jednotnou náplň činnosti dohlížejících pracovníků: - Sledovat pokroky v ochraně před ionizujícím zářením, jakož i předpisy mající vztah k ochraně, seznamovat s nimi vedoucího organizace a pracovníky a instruovat pracovníky o správných způsobech práce z hlediska ochrany před zářením. - Spolupracovat s orgány hygienické služby, pracovníky útvarů hygieny záření hygienických stanic a s dalšími orgány, jejichž činnost má vztah k ochraně před ionizujícím zářením, seznamovat s jejich posudky a pokyny pracovníky a dbát, aby byly dodržovány organizací i pracovníky. - Ověřovat odbornou způsobilost v bezpečném zacházení se zdroji záření u pracovníků pravidelnými zkouškami. 79
- Vyjadřovat se ke všem plánům, pokynům, vnitrním směrnicím, k projektové dokumentaci a k návrhům organizace majícím vztah k ochraně před ionizujícím zářením a dohlížet na jejich plnění, líčastnit se jednání souvisejících s běžným i preventivním dozorem orgánu hygienické služby. - Soustavně navštěvovat stálá i přechodná pracoviště s ionizujícím zářením ve své organizaci, kontrolovat a hodnotit stav a vybavení pracovišt, rtav zdrojů záření, pracovní postupy a vyžadovat nebo sám provádět potřebné monitorování. - Sestavovat plány monitorování osob, pracovního a popř. i životního prostředí. Evidovat a interpretovat výsledky monitorování a při překročení vyšetřovacích úrovní zjistit příSiny a následky ozáření. - Dbát, aby byla řádné vedena předepsaná dokumentace pro pracoviště se zdroji ionizujícího záření. Zabezpečovat evidenci o pohybu a stavu otevřených i uzavřených zářičů, ostatních zdrojů ionizujícího záření a zařízení a přístrojů majících vliv na ochranu před zářením; zabezpečovat zkoušení jejich technického stavu, uzavřenosti, kvality stínění apod. - Účastnit se a zabezpečovat, popř. řídit vyšetřování mimořádných událostí nebo radiačních nehod, ztrát nebo odcizení zářiče a účastnit se realizace nápravných opatření. - Na zdravotnických pracovištích dbát na odstranění zhj m ého ozáření vyšetřujících a vyšetřovaných osob zvyšováním kvalifikace pra ->v '.k&, technickými a metodickými opatřeními, zahrnujícími též indikační hlediska. - Navrhovat vedoucímu organizace opatření k odstranění zjištěných nedostatků v ochraně před ionizujícím zářením, požadovat a kontrolovat jejich plnění a v nezbytném případě o nedostatcích a o neplnění opatření k jejich nápravě informovat vedoucího organizace a orgán hygienické služby. V řadě socialistických i jiných států reprezentuje ochranu před aářením především hygienická slušba svým oborem hygieny záření. Jedním z úkolů státního odborného dozoru v hygieně záření je odborně metodicky usměrňovat i činnost jiných dozorčích orgánů v ochraně před ionizujícím zářením (4)»
Lit
e r a t u r a
1. IAEA: Basic Safety Standards for Radiation Protection, Safety Series, No.9, IAEA, Vienna, 1982 2. ICRP: Recommendations of the International Commission on Radiological Protection, Publ. 26, Annals of the ICRP 1, 1977, No.3, Pergemon Press Oxford. 3. Kunz,E.,Ševc,J.: Přístupy k optimalizaci radiační ochrany v Jaderné energetice, Jaderná energie, 23,1977, s. 415 - 417. 4. Ministerstvo zdravotnictví ÍSR: Metodické opatření 6. 28, Koncepce oboru hygieny záření, Věstník ministerstva zdravotnictví, 1976, částka 15-18, s. 219 - 221. 5. Ministerstvo zdravotnictví ČSR: Vyhláška o ochraně zdraví před ionizujícím oířením; novelizace vyhlášky z r. 1986.
80
6. Pásková,Z.,Ševo,J.,Skokanová,K.: Zhodnocení optimalizace radiační ochrany • lupkových závodech, AHBM XII.,1982,3, s. 39 - 41. 7. Plaček,V.,Ševo,J.,Mayer,R.,Smetana,J.i Vývoj požadavků na radiační ochranu r uranových dolech, Sborník přednášek symposia „Hornická Příbram ve vědě a technice", 1978. 8. Ševo,J.,Kunz,B.,Pálena,J.: Optimalizace radiační ochrany (Metodické přístupy), ZárěreSaá zpráva rýzic. etapy P-17-335-236-O1-O1, IHE Praha, 1978 9. Vancl,V.: Příapevek k optimalizaci ochrany před zářením v uranových dolech. Prac. Lék., 37,1985,8, s. 294-296. 10. Zezulka,L., Št8pánek,V.,Plňo8,L.,Bryehta,l(.,Ševo,J.: Radiační zátěž pacienta při vyšetřování trávioi trubice, Cs.Radiol., 33,1979, 2, o. 90-98. 11. Zezulka,I>., Ševc.J.: Některé technické prostředky optimalizace lékařské expozioe, I.sjezd CSHMRH, Radioakitivta a životné prostredie, 5,1932,3, a.161.-167.
PŘÍKLADY TECHNICKÝCH APLIKACÍ ZDROJŮ IONIZUJÍCÍHO ZÁŘENÍ Ing. Jiří Rada Zdroje ionizujícího záření (ZIZ) se dnes využívají v různých oblastech národního hospodářství. Ionizujícím zářením (IZ) lze indikovat a měřit takové veličiny, které by nebyly jinými metodami zjistitelné buä vůbec, anebo a urSitými obtížemi. Použití ZIZ v širokém rozsahu bylo umožněno díky objevu umělé radioaktivity a bouřlivý rozvoj nastal v souvislosti s výstavbou jaderných reaktorů. Vývojem a využitím ZIZ se zabývají mnohá pracoviště a jejich snahou je nyní především zdokonalení elektronických vyhodnocovacích zařízení tak, aby bylo maximálně využito informací poskytovaných jevy způsobenými použitím ionizujícího záření. Veškeré aplikace IZ jsou založeny na projevu jednotlivých procesů interakce IZ B látkou. Pro určitý problém se vybírá nejvhodnější typ interakce tak, aby užitečná informace obsažená ve výstupním signálu detektoru záření byla dostačující k řešení dané problematiky. Jednotlivé aplikace se liší kromě použitého zdroje IZ především geometrií rozmístění zdroja IZ, měřeného objektu a detektoru. Tato staí podává velmi stručný přehled technických aplikací ZIZ, které jsou v praxi nejčastější. Částice alfa ztrácí převážnou část své energie ionizací a excitací a jejich dosah ve vzduchu Siní několik cm. Využívají se tam, kde je žádoucí silná ionizační schopnost na krátké dráze. Jako příklad lze- uvést zařízení k eliminaci nežádoucích elektrických nábojů v textilním průmyslu. Pro tento účel se používá uzavřených zářičů 2 * 1 Am, které bývají ve tvaru pásků a jejich aktivita činí řádově GBq. Na principu ionizace vzduchu pracují též velmi rozšíření ionizační h l á s i č e p o 2 á r u , většinou s Am o aktivitách desítky až stovky kBq. Přítomnost kouře způsobí za podpory alfa záření vodivé spojení mezi elektrodami hlásiče. Zařízení je citlivé i na cigaretový kouř, nebo výfukové splodiny spalovacích motorů. Ke stanovení poměrového množství dvou látek ve směsi, které se vyznačují odlišnými atomovými čísly, slouží a n a l y z á t o r y založené na principu zpětného odrazu záření beta. Využívá se skutečnosti, že elektron mění při průchodu látkou v jednotlivých interakcích svůj směr, který nůž* být i opačný oproti dopadajícímu svazku. Po průchodu určité dostatečně silné vrstvy materiálu je pohyb částic do všech sněrů stejně pravděpodobný. Množství odraženého záření je pak úměrné ponSrnému množství látky s vyšším středním atomovým číslem jednotlivých komponentů v měřané směsi. Tyto analyzátory ae užívají k určování popelnatosti paliv. Nespalitelná složka má vždy vyšší střední atomové číslo, než složka spalitelná, tvořená převážně uhlíkem. Využití této metody ke stanovení výhřevnosti paliv je podstatně ryohlejší, než provádění klasických chemických rozborů. V případě použití kontinuálního analyzátoru je umožněn okamžitý zásah a regulace topných režimů energetických zařízení s cílem zvýšit účinnost spalování. K o n t i n u á l n í h o a n a l y z á t o r u se dá použít i pro jiná měření, např. ke zjištění tloušťky pokryvů kovem nebo plastickou hmotou na podložkách z materiálu e odlišným atomovým číslem, nebo k měření tloušťky deskových ma-
teriálů odrazovou metodou. Tam, kde ae pracuje s dražšími materiály je použití navíc výhodné i tím, že měřené vzorky se neznehodnocuj! a jsou dále použitelné. Zdrojem záření bývá v těchto aplikacích nejčastěji
90
5
Sr + °
Principu zeslabení svazku beta záření se používá k t l o u š t k y
a
p l o š n é
h m o t n o s t i
v
. m ě ř e n í
papíru, plechů, ap. Vrstva
materiálu se stejnou plošnou hmotností zeslabuje svazek beta záření nezávisle na tom, z jakých prvků je tvořena. Podle povahy materiálu se volí zdroj beta záření, kterým bývají uzavřené radionuklidy
90
8
S r + ^°Y, ^ K r ,
147
P m . Pro silnější materi-
ály se však lépe hodí záření brzdné nebo gama. Měření se provádí za pohybu médií přímo na papírenských strojích, resp. válcovacích stolicích. Měřicí i detekční hlava může být stacionární nebo pohyblivá po celé šířce materiálu. Zeslabení svazku gama záření vyjádřené exponenciální závislostí lze využít pro určování některých stavů sledovaného objektu. Zřejmě nejčastější aplikací tohoto typu je
i n d i k a c e
h l a d i n
v zásobnících. Tato metoda je za-
ložena na absorbci záření gama v materiálu, jehož hladina se zjištuje. Zdroj záření a detektor jsou umístěny proti sobě tak, aby svazek záření procházel míaty, kde je zapotřebí sledovat přítomnost materiálu v kapalné nebo častěji sypké formě. Přitom je výhodné dodržet co možná nejmenší vzdálenost mezi zdrojem a detektorem, čímž se dosáhne minimalizace aktivity použitého zářiče. Z tohoto důvodu např. při kruhovém průřezu nádrže nemusí primární svazek procházet průměrem nádrže, ale její sečnou. V těchto aplikacích se uplatňuje tvrdé gama záření, zdroj se volí podle hlídaného materiálu - nejčastěji se Jedná o
Co o aktivitách řádově GBq.
V případě bodové kontroly stavu hladin je primární svazek konstrukcí stínícího kontejneru úzce kolimován na detektor, v případě kontinuálního měření je paprsek směrován do širokého svazku v rovině několika detektorů, které vlastně nahrazují spojité měření hladin. Když materiál přesáhne sledovanou úroveň, dojde k zeslabení gama záření na příslušném detektoru a vyhodnocení probíhá dvoustavově. "a stejném principu pracují zařízení k
i n d i k a c i
p o l o h y
strojů a jejich částí, k hlídání přesypů pásových dopravníků, vyprázdnění dopravních nádob, počítání lanovkových vozíků ap. Výstupy z detektorů mohou sloužit nejen k optické či akustické signalizaci, ale jsou též velmi často použity v regulačních obvodech, které umožňují komplexní automatizaci daného technologického postupu. Použití hladinoměrů 8 radionuklidy je vzhledem k jejich charakteristickým rysům (neporušení celistvosti nádrže, bezkontaktní měře- .' vhodné i pro tlakové nádoby a agresivní kapaliny. V praxi se používá i d i n ,
p ř e n o a n ý
m ě ř i č
ú r o v n ě
h l a -
výrobek Tesly s označením MZU 007. Je urSen k rychlému zjišíování výěek
kapalin v uzavřených nádobách, např. tlakových lahvích, barelech, hasících přístrojích ap. Přístroj pracuje na principu absorbce gama záření radionuklidu
*Ce
o aktivitě 55 MBq, který je umístěn na stavitelném rameni. Mezi toto rameno a GM počítač se vkládá mířená nádoba} sílu stěn lze eliminovat potenciometrom. V případě m ě ř e n í p l o š n é a o b j e m o v é h a o t n o s t i lze příslušné součinitele zeslabení v oble-sti středních energií zářeni gama (např. ' Cs, Co) určit především součinitelem zeslabení pro Coraptonův rozptyl, který je úměrný poměru Z/A. Tento poměr je pro všechny prvky kromě vodíku roven přibližně 0,5. Hodnota součinitele zeslabení závisí pouze na energii použitého gama záření a sm4ny chemického složení materiálu ji neovlivní.
83
M ě ř e n í o b j e m o v é h m o t n o s t i je založeno na principu zeslabení zářeni gama při jeho průchodu měřeným materiálem, kterým může být kapalina, práškovité nebo zrnité látky. Kontejner se :•?' -ičem se umístí na potrubí a úzce kolimovaný svazek prochází měřeným mediem a dopadá na aondu s GI1 počítači. Zeslabení gama záření je úměrné objemové hmotnosti. Toto zařízení nachází uplatnění při dopravS materiálů potrubím v úpravnách uhlí, cukrovarech, v chemickém a potravinářské™, průmyslu. Ve většině případů se k tomuto účelu používá radionuklldu 1 3 7 C s , pro stanovení tuku v mléce 2 4 1 Am o aktivitS řádově 3 GBq. Použitá elektronika obvykle dovoluje automaticky provádět kompenzaci poločasu přeměny použitého radionuklidu, teploty, a v kombinaci s průtokoměrem výpočet celkové hmotnosti prošlého media. Obdobná zařízení se dají využít při dopravě dvou kapalin o různé měrné hmotnosti jediným potrubím k identifikaci jejich hranice. Jako příklad-přístroje k měření objemové hmotnosti lze uvést výrobek Tesly n.p., s označením MZH 002, který je vhodný pro potrubí o průměru 80 - 350 mm s rozsahem měření 500 - 3000 kgm a přesností maz. 5 kg m . Velikost kolimačního otvoru je nastavitelná podle aplikace a zásuvnou olověnou clonou lze měnit úhel svazku záření. Zdroj záření může mít aktivitu 1,18 GBq pro Co, nebo 10,4 GBq pro 1 3 7 C s . Na stejném principu jako měření objemových hmotností jsou založeny p á sové v á h y . Nad dopravníkem je kontejner s gama zářičem, detektor na straně opačné. Zeslabení záření je úměrné množství dopravovaného materiálu a v kombinaci a měřením rychlosti dopravníku lze vyhodnotit celkovou hmotnost media. Někdy st pro tento účel používá i detekce odraženého gama záření. Použití není omezeno jen na klasioký pásový dopravník, ale hodí se i pro vibrační podavače, šroubové a hřeblové dopravníky ap. K rozptylu záření gama dochází Comptonovým jevem, kdy se dopadající gama sáření rozptyluje pod úhly 0 - 180° a tedy část rozptýleného záření má právě opačný směr než záření dopadající. Této vlastnosti se využívá při m ě ř e n í m a t e r i á l ů přístupných pouze z jedné strany. V praxi se pro využití Comptonova jevu používají hlavně Cs a Co. Energie rozptýleného fotonu je vždy menží nei energie primárního fotonu; v případě 3 'Cs je energie primárního fotonu 661 keV a zpětně rozptýleného fotonu o 180° je 184 keV. Ke z j i š t ě n í tlouštlcy s t ě n potrubí nebo nádrží ap. zpětným rozptylem slouží přenosný tlouštkoměr RZT 101 a radionuklidem Co o aktivitě řádově MBq. Přístroj se používá ke kontrole úbytku stěn korozí, erozí, ke stanovení stupně zanesení potrubí usazeninou a ke kontrole výšky hladiny v nádržích. Je vhodný zejména tam, kde je přístup pouze z jedné strany a tloušíka oceli nepřesáhne 20 mm. V současné době se geologický průzkum provádí též k a r t o n á ž n í m M í ř e n í m , při kterém se uplatňuje celá řada uzavřených radionuklidu s různými energiemi záření. Využívá se skutečnosti, že rozptyl a zeslabení záření závisí na složení okolní horniny. Pokud se má stanovit i vlhkost, používají se k tomu účelu radionuklidové zdroje neutronů, převážně Am-Be. Zpomalení neutronů Je totiž úměrné obsahu veJíku v okolním materiálu. Na tomto principu pracují i neutronové vlhkoměry, které se užívají ke stanovení vlhkosti koksu, stavebních materiálů aj. Významné j e uplatnění
84
I Z p ř i z j i š í o v á n í
v n i t ř n í c h
v a d
m a t e r i á l ů .
Defektoskopie zahrnuje řadu nedestruktivních metod a
jednou z nich je metoda prozsřovací, která je založena na tom, že zeslabení IZ je závislé na tlouštce a měrné hmotnosti zkoumaného objektu. Zeslabená místa se tedy projeví větším zčernáním filmu. Zdrojem 12 může být technický rentgen, uzavřený radionuklid, nebo zdroje tvrdého záření o energii až 10 MeV - betatrony a lineární urychlovače. Technické rentgny mívají na rentgence stovky kV a proud až desítky mA. Konstrukce anod rentgenek dovoluje emisi záření různých geometrií - svazek kruhového, eliptického průřezu, nebo emisi do kruhového prostoru kolem rentgenky. Kromě snímkování vad materiálu mohou ve spojení se zesilovačem obrazu umožnit i pozorování objektu. K technickým rentgenům patří i rentgeny pro strukturní analýzu, které využívají interference záření ke zjišťování druhu, velikosti a množství strukturních složek, deformací a změn krystalových mřížek. Rentgeny pro spektrální analýzu slouží ke zjištování chemického složení materiálu na základě vzniku a detekce fluorescenčního záření. Oba posledně jmenované přístroje pracují s m ^ t í m do 100 kV. íiejvíee rozšířeným uzavřeným radionuklidem v prozařováním je
d e f e k t o s k o p i i
Ir o průměrné energii záření 320 keV. V nepracovní poloze je
zdroj záření stíněn ve všech směrech materiálem kontejneru a v pracovní poloze se ovládacím mechanizmem vysouvá do pracovní hadice a provede se expozice předem založeného filmu. Po skončení expozice se zasouvá zářič zpět. Nevýhodou zdroje
° Ir
je poměrně krátký poločas přeměny 74 dní, aproto se musí náplň defektoskopů poměrně často měnit. V některých případech se též používají
J
'cs a
Co, poskytující
tvrdší záření gama. Perspektivní se zdá být neutronová radiografie, která zatím vázne na nedostatku vhodných a cenově přijatelných neutronových zdrojů. K aplikacím otevřených radionuklidů patří v é
m e t o d y ,
r a d i o l n d i k á t o r o -
jejichž princip spočívá v označení objektu vhodnou radioaktivní
látkou, jejíž chování se potom sleduje radiometrickými přístroji a to i při velmi nízkých koncentracích indikátoru. Jako příklad možno uvést použití' Cr ke stanovení průtočné rychlosti a dalších parametrů vodních toků. E nedestruktivnímu stanovení stopových množství cizích látek vs vzorcích materiálu slouží a k t i v a č n í a n a l ý z a . Vzorek se vystaví toku ionizujícího záření a jadernými reakcemi s prvky přítomnými ve vzorku vznikají příslušné radionuklidy. Podle poločasu přeměny, druhu emitovaného záření a jeho energie lze identifikovat vzniklé radionuklidy, a tím zpětně i prvky, z nichž vznikly. Kvantitativní stanovení využívá přímé úměrnosti mezi aktivitou radionuklidů a množstvím příslušného prvku ve vzorku. Citlivost metody je až 10 g, uplatňuje se při kontrole čistoty v elektrotechnickém průmyslu, geochemii, biologii ap. Nejoastěji se používá neutronové aktivace, kde vzniklé radionuklidy podléhají přeměně beta - s průvodním zářením gama. K identifikaci se používá gama spektrometrie s polovodičovými detektory e vysokou rozlišovací schopností. V praktických vzorcích je přítomno většinou více prvků a vzniká proto směs radionuklidů, z nichž mnohé emitují více gama linií. Výsledné spektrum bývá proto velmi složité a k identifikaci se používá výpočetní technika. Rentgenová f l u o r e s c e n č n í a n a l ý z a je založena na tom, že při interakci rtg záření s analyzovanou 14tkou emituje vzorek fluorescenční záření, které je charakteristickým zářením X. Má čárové spektrum s energií závislou na atomovém čísle atomu, z něhož bylo emitovánu. K buzení záření může být použito radionuklidů nebo rtg lampy. Detektory používané pro měření fluorescenčního záře-
85
ní musí mít vysovou účinnost. Kombinaoí vhodnéhe zdroje primárního záření a detektoru umožňuje taco metoda stanovení prvků od hořčíku až po plutonium. Většina aplikací se týká analýzy slitin, hornin ap. K aplikacím, při nichž IZ působí na hmotu a míní její vlastnosti patří metody r a d i a č n í c h e m i e . Ozařují se především materiály z umělých hmot. Jako příklad možno uvést vytvrzování laku, zesilování izolací kabelů, zušlechťování textilu, zesilování pěnových hmot nebo přípravu nových materiálů radiační degradací polymerů. Jako zdroje záření se pro tento účel používají velké ozařovače • Co o aktivitě řádové až desítky IBq nebo výkonná lineární urychlovače elktronů. Obdobná zařízení slouží rovněž ke sterilizaci zdravotnických materiálů, nebo k radiačnímu ošetření potravin.
L i t e r a t u r a Navrátil a kolektiv: Jaderná chemie Academia, Praha 1965 Šeda: Použití IZ v technice ČVUT, Praha 1973 Šimon, Bosák: Aplikace jaderných metod gama v hornictví SOTL, Praha 1980 Prospekty firem Berthold, Kay-Ray, Philips, Tesla
86
MONITOROVÁNÍ PRACOVNÍKŮ A PROSTŘEDÍ Ing. Jaroslava Hillová
Požadavky ochrany před ionizujícím zářením, stanované na základě poznatků o je*2f> účincích na lidský organizmus jsou konkretizovány v systému limitování dávok, o němž j» pojednáno v příslušné kapitole. K ověřování, zda jsou požadavky ochrany plněny a zda jsou i předpoklady pro jejich plnění v budoucnu, slouží monitorování v okolí zdrojů ionizujícího záření. Monitorování je jedním z podstatných předpokladů pro dodržování ochrany zdraví při práci s těmito zdroji a slouží jednak ke kontrole účinnosti ochranné stoustavy a s tím spojené kontrole ozáření pracovníků a dále k odkrývání mimořádných situací na pracovišti. Jelikož podmínky práce jsou při používání zdrojů ionizujícího záření odlišné, je třeba na základě rozboru situace připravovat pro jednotlivá pracoviště m o n i t o r o v a c í p l á n y , zahrnující jak harmonogram vlastního měření, tak způsoby vyhodnocování výsledků měření a opatření při překročení limitů. V neposlední řadě musí být uvedeny hodnoty odvozených limitů a referenčních úrovní, zároveň s postupem jejich odvození. O d v o z e n é l i m i t y jsou hodnoty odvozené od základních limitů, avšak v jiných veličinách. Odvozování ae děje pomocí vhodných modelů pro jednotlivé podmínky pracoviště. Důvodem pro vyjádření v jiných veličinách je snadnější raěř i t e l n o s t . Odvozeným limitem j e na př. průměrný příkon efektivního dávkového ekvivalentu za jednotku 5asu, odvozený od ročního limitu, nebo průměrná objemová aktiv i t a ve vdechovaném vzduchu, odvozená od limitu ročního příjmu radionuklidu. R e f e r e n č n í ú r o v n ě jsou obecným pojmem pro hodnoty, jejichž dosažení je pokynem pro zahájení určité činnosti. Mohou být vyjádřeny ve v e l i č i nách, v nichž jsou vyjádřeny základní limity, ale i ve veličinách odvozených l i mitů. Pro praxi byly přijaty záznamové, vyšetřovací a zásahové úrovně. Záznamové ú r o v n ě oddělují bezvýznamné hodnoty od těch, které je třeba uchovávat v dokumentaci. Pro pracovníky byla v praxi přijata záznamová úroveň odvozená z 1/10 limitů. Podmínkou však j e , aby byla vyšší než nejmenší detekovatalná hodnota příslušné metody monitorování. V y š e t ř o v a c í ú r o v n ě slouží jako podnět k šetření příčin a důsledků ne zcela běžné situaci na pracovišti. Odvozují se od 3/10 limitů pro praerTOÍky, nebol se uvažuje, že překročení této hodnoty signalizuje možnost překročení limitů pro pracovníky. Neznamená to však, že 3/10 limitu je paušálně stanovená vyšetřovací úroveň. Lze j i považovat za maximální hodnotu vyšetřovací úrovně. Při monitorování prostředí na pracovišti je pro vyšetřování příčin výkyvu účelné stanovit vyšetřovací úroveň jako horní mez hodnot obvykle na pracovišti dosahovaných. Z á s a h o v é ú r o v n ě mají za účel včas varovat a uvést v činnost předem stanovená opatření, a to především při mimořádných událostech nebo radiačních nehodách.
87
Fro lepší přehled a vysvětlení pojmů uradím*
p ř í k l a d :
Ha pracovišti •• používá defektoskopioký zdroj záření 1 9 2 I r o aktivitě 440 GBq. Je zaTedena osobní filmová dozimetrie s Měsíční* intervale* vyhodnoeování. Sále je pouiívána varovná dozimetrie a dozimetrie prostředí. Při vstupu do ozařovny (zářiS r nepracovní poloze) není expoziční příkon měřitelný. Na místě, kde stojí obsluha při přípravě k prozařování, se potty buj e kermový příkon obvykle T Intervalu 60 až 150 /UQy/h. Pro úplnost je vhodné připomenout, £e roční limit oelotělového ozáření j» pro pracovníky 50 mSv. Výsledky filmová dozimetrie jsou vyjadřovány v aSy. a) Záznamová úroveň pro pracovníky: 1/10 limitu - 5 m odvozená ZÚ • 0,4 mGy/měsío b) Vyšetřovací úroveň: individuální dávky: 3/10 limitu - 15 m&y/rok odvozená VÚ - 1,25 m8y/měsio měření v prostředí: obvyklý karátový příkon je 60 až 150,uGy/h Vil a malou rezervou stanovíme 160/uGy/h Fo zjiStění některá z těchto hodnot se na pracovišti prošetřují příSiny a podle •Ituaoe se vyvodí závěry s eventuálními opatřeními ke zlepšení stavu, nebo zamezení rozvijejíoí se mimořádná události. o) Zásahová úroveň: V našem případě bylo uváženo, že bude vyhovovat: ZÚ m 10 x kermový příkon -1,50 mSy/hod V tomto příkladu podstatná zvýšení kermového příkonu bude znamenat, že došlo k mimořádná události. Stav nebude možná vysvětlit např. odchylkou v měření způsobenou přístrojem, geometrií a pod. S největší pravděpodobností dojde k selhání oohranná soustavy. Jelikož na praoovišti je k dispozici přístroj pro okamžitou signalizaci úrovně záření (varovná dozimetrie), vstupuji pracovníol do ozařovny s nastavenou vhodnou signalizační hodnotou. Bývá to bud kerma nebo kermový příkon stanovený podle výsledků monitorování prostředí. Mimořádná situace se tak lehoe rozpozná jlz při vstupu do ozařovny. V takovém případě se ma pracovišti okamžitě podniknou kroky ke zvládnutí situace v souhlase s havarijním plánem, Pro splnění sváno ú5elu musí monitorovací plány zahrnovat všeohny typy monitorování, t.j. průběžná (nepřetržitá nebo pravidelná), operační 1 havarijní a pro každý z typů úplný návod na provedení měření, vyhodnocení a eventuální opatření. Pro přehlednost lze obsah monitorovaoího plánu heslovitě shrnout: - program potřebných měření na praoovišti i v okolí '- způsoby vyhodnocování výsledků měření - odvozená limity - referenční úrovně - záznamová vyšetřovací zásahová - způsob odvození referenčních úrovní - opatření při překročení referenčních úrovní - speoiflkaoe uchovávaných výsledků a dálku uchovávání - metody měření a specifikace použitých měřicích přístrojů - nejmenší a největší detekovatelná hodnoty Při monitorování praoovišt se zdroji Ionizujícího záření je třeba vyoházet ze skutečnosti, zda se jedná o zdroj záření uzavřený nebo otevřený. V prvním případě jsou okolnosti jednodušší, nebol postačuje věnovat se zevnímu ozáření. Jestliže jsou využívány otevřená zářiče, přistupuje navíe monitorování vnitřního ozáření. Monitorování zevního ozáření Jestliže praoovlště svým oharakterem náleží do p r a o o v n í o h p o d c í n e k B (nepravděpodobnoat překročení 3/10 prvotních limitů u osob), stačí plánovat monitorování praoovního prostředí, případně nárazově ověřovat trvá-
ní pracovních podmínek B individuální dozimetrií. Mají-li zdroje tak nízkou aktivitu, že nemohou způsobit zevní ozáření převyšující záznamovou úroveň, není pravidelné monitorování prostředí nezbytné. V případě p r a c o v n í c h p o d m í n e k A přistupuje k proměřování pracovního prostředí ještě osobní monitorování. Můžo být řešeno tak, že ae osobní dozlmetr umístí na jedno místo těla nebo lze použít více dozimetrii pro různá části tšla. Základní umístění osobního dozimetru bývá na levé straně hrudníku. Větší poset osobních dozimetrů ae plánuje podle okolností při používání zdrojů záření. Často bývají pro ruce, hlavu a gonády. S monitorováním rukou se musí počítat tam, kda se dostávají do blízkosti zdroje a kde by se tedy nemohlo z údajů na referenčním místě soudit na zátěž rukou. Prakticky se jedná o přiblížení na méně než 10 cm od zdroje záření. V okolí zdrojů o vysoké aktivitě je třeba vedle rutinního individuálního monitorování počítat s osobním havarijním monitorováním pracovníků. Pomocí něho sa sjišiují vysoká dávky a jejich distribuce v těle. Za zdroje o vysoké aktivitě jsou pro tento účel pokládány ty, které mohou způsobit Jednorázovým ozářením pětinásobné překročení limitu. V praxi jsou to takové zdroje, které ve vzdálenosti 1 m způsobuji příkon dávkového ekvivalentu 1 Sv/h a více (zářiče gama o aktivitě 3 TBq) Jestliže se pracovníci pohybují u zdrojů záření za takových podmínek, že odečítání dozimetrů v určitých intervalech by nemohlo včas signalizovat možnost překročení limitu, je třeba vybavit je varovným doairaetrickým přístrojem, bezprostředně signalizujícím nebezpečí. V tomto případě lze použít i varovnou signalizaci na základě měření v prostředí. Typickým příkladem je práce s defektoskopickými zářiči, při níž nemůže postačovat filmová osobní dozimetrie, jejíž nejkratší interval vyhodnocování Je Jeden měsíc. Pro vyhodnocování výsledků individuální dozimetrie zevního ozáření je třeba řídit se správnými zásadami, jinak by došlo ke zkreslení. Následkem by mohly být zdravotní důsledky nebo hospodářské Škody. S limitem efektivního dávkového ekvivalentu se srovnává h l u b o k ý o s o b n í d á v k o v ý e k v i v a l e n t (H ), což Je součet .i^rkových ekvivalentů od Jednotlivých druhů záření • hloubos tkáně 10 mm ( H - Q ) na nejvíce ozařovaném místě povrchu těla. Součet dávkových ekvivalentů od jednotlivých druhů záření v hloubce tkáně 0,07 mm (H Q 0 ~ ) na nejvíce ozařovaném místě povrchu těla se vyhodnocuje Jako p o v r c h o v ý o s o b n í d á v k o v ý e k v i v a l e n t ( H 0 ) . Srovnává se s limitem dávkového ekvivalentu pro kůži. Dávkový ekvivalent na pr r_hu obličeje v hloubce tkáně 3 mra (H,) se srovnává s limitem dávkového ekvivalentu pro oční čočku. Hastane-li případ zevního ozáření kůže v souvislosti s její kontaminací, potom se pro srovnání s limitem na kůži vyhodnoouje průměrný dávkový ekvivalent na nejvíce ozářené oblasti o ploše 1 c m . Při opakovaném zamoření povrchu těla se vyhodnocuje vzhledán ke kůži průměrný dávkový ekvivalent na ploše 100 cm 2 . Monitorování vnitřního ozáření V p r a c o v n í c h p o d m í n k á c h B obdobně jako při monitorování zevního ozáření postačuje sledovat pracovní prostředí. Zj získaných údajů lze dobře ověřovat, zda pracovní podmínky trvají. Ke spolehlivé kontrole je pak možno nárazově využívat osobní monitorování. Používají-li se radionuklidy o aktivitě do výš* I. kategorie pracovního místa, nepředpokládá se, že by byly překročeny pracovní podmínky B a osobní monitorování vnitřní kontaminace není třeba zavádět.
89
Stejně jako pro zevní ozáření platí i v případe možnosti vnitřního ozáření, že v p r a o o v n i o b p o d - m í n k á c h A je nutno počítat s osobním monitorováním. Není však technicky stejně snadno proveditelné. Je možno zjlitovat přímo aktivitu v organizmu, nebo využít nepřímého stanovení prostřednictvím vylučování radlonuklidů. Znamená to měření T exkretech nebo ve vydechovaném vzduchu. Získané výsledky jsou potom podkladem pro odhad množství přijatých radlonuklidů. Ke správnému odhadu je nezbytné znát biologické vlastnosti a chováni jednotlivých radionuklldů v organizmu a použit správné modely pro vyhodnocováni. Namísto příjmu radionuklidu organizmem Je možno vyjádřit výsledek v úvazku efektivního dávkového ekvivalentu nebo dávkového ekvivalentu v tkáni nebo orgánu. Tam, kde kontaminace prostředí radionuklidy v podmínkách A není trvalá nebo opakovaná, lze použít jednorázové osobni monitorováni. Jestliže je práce s radionuklidy takového charakteru, že může trvale nebo opakovaně často způsobovat jejich únik do praoovnlho prostředí, je třeba počítat s pravidelným osobním monitorováním. Příkladem může být použiti osobního dozimetrii dceřiných produktů radonu pro pracovníky, kteří dlouhodobě pracují v důlním prostředí. Obdobné jako v riziku zevního ozáření je v pracovních podmínkách A při práci a radionuklidy nutno plánovat osobni havarijní monitorování. To aetává z opakovaného míření, vyhodnocení a stanoveni příjmů i dávkových úvazků v organismu (orgáneoh a tkáních). Výsledky počátečního monitorování slouží k určení stupné závažností přijmu radionuklidu a případných léčebných postupů zaměřených na urychleni vylučováni radionuklidu u havárii zasašených osob. Další monitorováni je potom důležité pro orientaci ve vývoji přijmu radionuklidu, kontrole Jeho vylučování a správnosti stanovené léčby. Vodítkem pro určení, zda na pracovišti s radionuklidy v otevřené formS bude třeba osobni monitorováni nebo ne, Jsou výsledky dlouhodobého měření aktivit v ovzduší a odtud odvozené předpokládané příjmy. Vzhledem k zásadám při stanovení kategorie praooviší s otevřenými radionuklidy lze říci, že osobni monitorováni nebude třeba na pracovišti I. kategorie, na pracovišti II. kategorie bude stanoveno podle povahy a aktivity radionuklidu a praoovních podmínek a na pracovišti III. kategorie bude vždy nutné. Pokud se týká osobního havarijního monitorování na pracovištích s otevřenými radionuklidy, plánuje se tam, kde aktivita radonu na větěím počtu pracovních míst překračuje horní hranici III. kategorie bez sohváleného pracovního postupu, anebo se této hranici blíží (viz příloha). Je třeba připomenout, že při monitorováni vnitřního ozářeni nelze opomíjet ani monitorováni zevního ozáření, aí už v piostředí nebo u pracovníků. Monitorování zářeni na pracovištích Jak jlš bylo T předešlých odstavcíoh řečeno, musí ae do monitorovacího plánu zahrnout program monitorováni na pracovištích (přímo u zdrojů i T jejich okolí) a T okolním životním prostředí. Monitorováni na praooviatích má za ;':5el opatřit výohosí hodnoty pro odhad horní hranice dávkového ekvivalentu, dále kontrolovat trváni bezpečných pracovních podmínek % hlediska ionizujícího zářeni a taktéž varovat při připadáte vzniku mimořádné události nebo radiční nehody. K tomu se využívá jc& průběžného, tak operačního monitorování, jímž se rozumí nepravidelné monitorováni, plánované jen pro určité (zpravidla náročnější) operace. Havarijní monitorování je připraveno pro případ radiační nehody.
90
Dřivo než se zahájí práce se zdrojem záření, prověřují se monitorováním hodnoty veličin, indikujících vyhovující radiačně hygienické podmínky, a to na všech místech v prostoru Ionizujícího záření, kde by se dala předpokládat něčí přítomnost. Monitorovanými veličinami mohou být například objemové aktivity radionuklldů nebo příkony dávkového ekvivalentu. 7 monitorovacích plánech pracovišť se musí pamatovat na jednotlivé případy speciálního měření při pracovních operacích s vysokým stupněm nebezpečí ozáření nebo příjmu radionuklidů. Tak ozařování vysoce aktivními zdroji se děje s ovládáním z dobře odstíněné obsluhovny. Spolehlivá kontrola uvedení zářiče do nepracovní polohy je zajištěna signalizací hodnoty příkonu dávkového ekvivalentu po skončení práoe a rovněž před vstupem do ozařovacího prostoru. Typickými příklady těchto prací je defektoskopické využívání zdrojů záření nebo léčebné ozařování pacientů. Za vysooe aktivní zdroje se považují takové, které působí ve vzdálenosti 1 metr příkon dávkového ekvivalentu převyšující 10 mSv/h (zářiče gama o aktivitě převyšující 30 GBq). Při některém způsobu využívání uzavřených radionuklidů není možno zcela vyloučit vypadnutí zářiče nebo jeho ztrátu, např. při léčebném využívání ozařováních aplikátorů určených pro přikládání přímo na tělo nebo do tělních dutin. Zde je potřeba připravit se na měření pozice zářiče, případně jeho hledání. . Dalším v řadě monitorovaných faktorů na pracovišti s uzavřenými zářiči je kontrola jejich těsnosti. Potíž nastává v tom, jak určit období mezi jednotlivými zkouškami těsnosti. K určení období mezi jednotlivým ověřováním těsnosti se použije podkladů poskytnutých organizací, která vydala osvědčení zářiče, spolu s uvážením podmínek a okolností, za kterých se bude zářič používat. Povinností provozující organizace je v doporučené době používání uzavřeného zářiče zajišťovat kontroly jeho těsnosti a celistvosti a po skončení této doby, anebo po opravě netěsného zářiče se postarat o přezkoušení těsnosti u úředně oprávněné organizace (v současné době tfWVR Praha). Při předání zářiče dalšímu uživateli je správné rovněž přezkoušet jeho těsnost. Jakmile by se zjistila netěsnost, musí se vyřadit zářič z používání. Obvykle může být uzavřený zářič, jehož aktivita přesahuje tisíclnásobek limitu příjmu vdechováním, bez ověření těsnosti používán nejdéle 1 rok. Uá-li pouze ochranné překrytí bez pouzdra nebo může emanovat radon, ověřuje se u něho těsnost každé 3 měsíce. Ke kontrole těsnosti zářiče je možno využívat přímé postupy podle ČSN 404302 „Uzavřené radionuklidové zářiče. Stupně odolnosti a metody zkoušení", nebo postupy nepřímé. Ty spočívají v měření povrchové kontaminace zářiče a ploch s ním přicházejících do styku. Obvykle se pokládá za netěsný zářič, unikne-li mimo jeho vnitřní prostor víoe než 2 kBq radionuklidů. U praoovišt s otevřenými radioaktivními zářiči se počítá s monitorováním kontaminace a podle situace 1 s monitorováním zevního záření. V případě kontaminace ae jedná jak o povrchovou (pracovní místa, osoby, pracovní pomůcky, oděvy), tak o kontaminaci ovzduší. Monitorování povrchové kontaminace alouží k indikaci nedostatečnosti ochrany před rozptylem radioaktivních látek, nedostatků v pracovních poatupeoh nebo v udržování čistoty. Podnětem k přeSetření příčin zvýšené kontaminaoe j«ou vyšetřovací úrovně stanovené na podklade odvozených limitů plošné kontaminace, reálného rozboru altuace a možnosti optimálního zabezpečení před kontaminaoí, přičeai se přihlíží ke směrným hodnotia plošné aktivity s ohledem na typ radionuklidů ; jsou-li nižěí neč odvozený limit plošné kontaminace, je třeba
91
situaci přehodnotit a hledat možnost snížení vyšší kontaminace v teohnických opatřeníoh. Jinak by totiž mohly být vytvořeny podmínky k překročení základních limitů, především při dlouhodobé pracovní expozici. Dosažení vyšetřovací úrovně je zde pokynem ke stanovení individuálních příjmů pracovníky. Jestliže na pracovišti trvale dochází k vysoké povrchové kontaminaci, doplňuje ae monitorovací plán o monitorování objemových aktivit v ovzduší, anebo o monitorování příjmu. Za vodítko k rozhodnutí o stanovení příjmu radionuklidů při překročení vyšetřovací úrovně plošné kontaminace mohou posloužit některé další směrné hodnoty. Tak směrnou hodnotou pro potřebnost stanovení příjmu málo těkavých radionuklidů u osob je plošná aktivita o hodnoto 10* násobek limitu příjmu vdechováním. Další směrná hodnota napomáhá rozhodnutí o stanovení příjmu jednotlivcem, byl-li zasažen radionuklidem obličej. Touto hodnotou je desetina limitu příjmu. Jestliže se pracuje s aktivitami v oblasti III. kategorie pracovišť s otevřenými zářiči se schváleným pracovním postupem, zavádí se soustavné měření objemových aktivit radionuklidů v ovzduší. Takovéto sledování je na místě i tehdy, pracuje-li se s aktivitami v oblasti III. kategorie bez schváleného pracovního postupu, jsou-li podmínky práce takové, že nelze vyloučit zvýšený přestup radionuklidů do ovzduší. Dokonce 1 aktivity radionuklidů podmiňující zařazení pracoviště do II. kategorie mohou vytvořit podmínky pro rozhodnutí o pravidelném monitorování ovzduší. Takovými podmínkami mohou být například práce s těkavými nebo prašnými materiály. Na všech pracovištích s otevřenými radionuklidy musí být v monitorovacím plánu zahrnuto pravidelné monitorováni povrchové kontaminace. Jeho rozsah se řídí kategorií pracoviště. Při tom se vždy požitá s proměřováním povrchů praoovních ploch, pracovních pomůcek, oděvů a osob po skončení práce. S proměřováním praoovních pomůcek a osob se počítá vždy i po opuštění kontrolovaného pásma. Ke splnění požadavku může posloužit buď přímé měření nebo proměření a vyhodnocení odebraných stěrů. Monitorování pracovního prostředí je ve všech případech práce se zdroji ionizujícího záření základním požadavkem. Může však být podle okolností i zastoupeno osobním monitorováním. Monitorování výpustí a odpadů Vypouštění nebo ukládání odpadních látek z práčoviši s otevřenými zářiči by mohlo být zdrojem příjmu radionuklidů u okolního obyvatelstva. Z tohoto důvodu Je nezbytné vypouštět odpady nebo je ukládat do životního prostředí se spolehlivou a stálou kontrolou tak, aby v případě indikace ohrožení životního prostředí mohlo být přikročeno k účinným opatřením na jeho ochranu. U výpustí je základem kontroly soustavné měření množství vypouštěných radionuklidů. Vyhodnocování se potom děje vzhledem k předem stanoveným (autorizovaným) limitům. V případě vypouštění kapalných odpadů je možno vedla přímého proměřování vypouštěného media měřit a vyhodnocovat vzorky z kontrolních nádrží. Organizace, provatující pracoviště s radionuklidy se musí postarat o přiměřené monitorování všech výpustí, a to za běžného provozu i pro případ možné havárie. Jestliže je předpoklad, že kolektivní úplný úvazek dávkového ekvivalentu okolního obyvatelstva by mohl dosáhnout významné hodnoty, je třeba, aby organizace doplnila monitorování výpustí i monitorováním v okolním prostředí, jehož význam spočívá však pouze v podání druhotného důkazu o bezpečnosti provozu. Ozáření obyvatelstva v okolí se vyhodnocuje především pomocí schválených výpočtových modelů na podkladě výsledků monitorování výpustí. Provozovatel též zajištuje v okolním prostředí soustavné měření těch ra-
92
dionuklidů, které mohou signalizovat havarijní odchylky od běžného provosu. Na většino provozovaných pracoviší Jo však postačující vyhodnocovat množství vypouštěných radionuklidů vzhledem k limitům výpustí. Při provozu pracovišť s otevřenými zářiči vznikají téměř vždy i odpady, které se nevypouštějí do okolí, ale je třeba vhodným způsobem Je uložit. Jestliže ukládání neprovádí provozovatel, ale specialisovaná organizace, což bývá ve většině případů, potom veškeré m tin spojené monitorováni zajišťuje vlastními prostředky. Jestliže odpady ukládá provozovatel, zůstane mu i povinnost monitorování, případné přechází na organizaci, která úložný proator obhospodařuje. V prvé řadS je třeba přiměřeni monitorovat samotné ukládané odpady a dále připadá v úvahu proměřování a vyhodnocování vody v kontrolních jímkách a v okolí ke zjištění, zda není uloženými radionuklidy kontaminována. Monitorování okolí pracoviSl £ monitorování okolí praooviěi ae přistupuje • případě, že je předpoklad ovlivnění životního prostředí soustavně vypouštěnými nebo havarijně uniklými radionuklidy. Kriteriem rozhodnutí o takovém monitorování je možnost závažných hodnot kolektivního úplného úvazku dávkového ekvivalentu nebo překročení závažného zlomku některého limitu jednotlivci z obyvatelstva. Při běžném provozu Je monitorování okolí doplňkem monitorování výpustí a využívá se k potvrzení bezpečného vypouštění odpadních radlonuklidů do okolí. Ha významu nabývá především při haváriích na uvedeném typu pracoviší. Zde potom dává podklad pro rozhodnutí o opatřeních na ochranu obyvatelstva. Proto se monitoruje především obsah vypouštěných nebo do ovzduší a vodotečí uniklých radionuklidů a Jejich obsah v potravinách, vodě a dalších složkách životního prostředí. Kromě toho se zjištují a vyhodnooují dávkové ekvivalenty zevního záření gama, způsobené vypouštěnými nebo uniklými radionuklidy. Je vhodné připomenout 1 některé případy c í l e n é h o m o n i t o r o v á n í při konkrétních situacích, s nimiž Je možno se při provozu zdrojů ionizujícího záření setkat. Pátrání po ztraceném zářiči se děje vhodnými dozimetrickými přístroji sledovania vývoje kermovýoh příkonů s jeho konečným zaměřením a vymezením nepřístupného prostoru. K odhadnutí dávek u oaob přítomných radiační nehodě dozimetrií musí posloužit dozimetrie v prostředí, podrobný ozáření a rekonstrukoe události; V takových případech může oi proměření pracovních pomůcek, povrchu pracovních míst a
a nevybavených osobní rozbor všech okolností být pomocí 1 doplňujípodobně.
Existují i speciální metody monitorovaní, např. vyhodnocení vysokých dávek záření pomoci oytogenetického vyšetřeni lymfooytů ozářených osob nebo celotšlové měření přijatého množství radlonuklidů. 0 nich je pojednáno na Jiném místě tohoto sborníku. Z á v ě r e m L-apitoly o monitorováni je na místi připomenout, še podmínkou úspěchu při této činnosti je vhodné vybaveni spolehlivými měřícími soupravami a vysoká odbornost praoovníků, kteří připravují pracovní postupv, obsluhuji zařízení a vyhodnocují naměřené výsledky. Přehled, připojený na konci znázorňuje různé systémy monitorováni na praooviitíoh a v okolí.
93
Názorné vyjádřeni potřebného monitorováni při provozu praoovlěl ae zdroji ionizujícího zářeni
.
MONITOROVANÍ NA PRACOVIŠTÍCH-. ZA PROVOZU 1
.joso: (pracovišti v podmínkách A) PRAVIDELNÉ
S OKÄIŽITÍM
ODECŤEM
_ PROSTŘEDÍ—, (pracovišti v podmÍBcách A i B) N A
PÄCOVlSlI
U VÍPUSTI
H vysoký H proměnlivý
iNITOROVANÍ NA PRACOVIŠTÍCH. HAVARIJNÍ
jOSOBNI (H v 1 m převyšuje 1 (Sv/h) S OKAMZITÍM MZľ ODEČTEM
VARI:OVMÉ
>f NA PRACOVIŠTI iVIŠTI U TOOSTÍ JISB CESTY ÚNIKU ( při možnosti úniku m )
MONITOROVANÍ MIMO PRACOVIŠTĚ (při možnosti přechodu rn dookolí) ZA PROVOZU PROS3
94
.HAVARIJNÍ. NA ODPADU
OSOI
PROSTŘEDÍ
ŽKY OTNÍHO PROSTŘEDÍ
Lit
eratura
filch, B.L., Samardzich, B.G.: Organizační aspekty osobní dozimetria. Výběr informací z jaderné techniky, 1973,3: 26-32 Šeda, J. a kol.: Dozimetrie ionizujícího záření. SNTL Praha, 1983 Doporučení mezinárodní komise pro radiologickou ochranu, publikace ICRP č.26-1977. SsKAE-tílSJP Praha Zbraslav, 1979 Dozimetrické vyhodnocení radiační havarijní situace. Metodiky a postup. ČSKAE-IÍISJP Praha Zbraslav, 19B1 Ochrana při práci se zdroji ionizujícího záření. Sborník přednášek. Důn techniky ÔSVTS Ostrava, 1983 Štandartní metoda pro postup hygienické služby při rozhodování o způsobu odstraňování některých radioaktivních odpadů, ukládáním do půdy a vypouštěním do ovzduší - návrh Vyhláška ministerstva zdravotnictví 5SR 5. 59 o ochraně zdraví před ionizujícím zářením, Sbírka zákonů, částka 18, 4.září 1972 Vyhláška ministerstva zdravotnictví dle bodu 7 - novelizace - návrh Základní pravidla bezpečnosti v radiační ochraně, řada bezpečnostních předpisů č. 9. Mezinárodní agentura pro atomovou energii Vídeň. ČSKAE-tflSJP Praha Zbraslav, 1983 Zásady monitorování prostředí při práci s radioaktivními látkami. Publikace ICRP č. 7. ČSKAE-ÚISJP Praha Zbraslav, 1971 Zdravotnické aktuality 175 - Hodnocení rizika ionizujícího záření. 1IZ ČSR - Avicenum Praha, 1973
95
DOKUMENTACE VEDENÁ NA PRACOVIŠTI SE ZDROJI IONIZUJÍCÍHO ZÁŘENÍ Ing. Lubomír Zezulka, MUDr. Josef Ševc, CSc. Vyhláška i.inisterstva zdravotnictví ČSR čís.59/1972 Sb. o ochraně zdraví před ionizujícím zářením (dále Vyhláška) ukládá organizaci za povinnost na pracovišti ukládat a na vyžádání předkládat nadřízeným a kontrolním orgánům tyto d o k l a d y a z á z n a m y : - povolení k odběru a používání zdrojů záření, - záznam o souhlasu dozorčích orgánů s uvedením pracoviště do provozu, jakož i rozhodnutí vydaná v rámci dozoru na pracovišti, - provozní záznamy o používání, popřípadě o pohybu zdrojů záření a osvědčení používaných zářičů, - záznamy o odstraňování radioaktivních odpadů, - doklady o provedení předepsaných lékařských prohlídek pracovníků a o zkouškách odborne způsobilosti ( § 7 ) , - záznamy o pobytu osob, která navštívily kontrolovaná pásmo. Novela Vyhlášky z r. 1986 kromě toho vyžaduje na pracovišti ukládat projektovou dokumentaci a závazný posudek k ní, průvodní listy radioaktivních preparátů a kontrolní a jiná záznamy dohlížejícího pracovníka. Organizace jsou dále povinny uschovávat po dobu 30 let od skončení pracovního poměru pracovníků záznamy: -
o o o o
charakteru prác* a ionizujícím zářením, způsobech prováděných měření v kontrolovaném pásmu i mimo ně, expozici jednotlivých pracovníků v kontrolovaných pásmech, výsledcíoh lékařských prohlídek pracovníků v kontrolovaných pásmech.
Novela Vyhlášky ukládá tyto záznamy uchovávat po dobu 50 let. Na pracovištích ae zdroji ionizujícího záření musí být na přístupném místě pracovní řád a pokyny o postupu při nehodě. Cílem táto stati je ukázat jakým z p ů s o b e m , jakou kde a kým potřebnou dokumentaci zpracovávat, vést a předkládat.
f o r m o u ,
Vyhláška v § 4 odst. 2 ukládá organizaci za povinnost určit k soustavnému dohledu nad dodržováním požadavků ochrany před ionizujícím zářením odborně způsobilého pracovníka (dále jen „dohlížející pracovník"), který pomáhá vedoucím pracovníkům při plnění povinností organizací. Bezprostředně odpovědným pracovníkem na pracovišti se zdroji ionizujícího záření je příslušný vedoucí pracovník (dři-. ve„pracovník přímo řídící práce"). Na zpracování stanovené dokumentace, jejím vedení, doplňování, předkládání kontrolním orgánům se tedy budou hlavně podílet tito dva pracovníci. Příslušný vedoucí pracovník ( pracovník přímo řídící práce) v úzké spolupráci a dohlížejícím pracovníkem se podílejí na přípravě p r o J e k t o v é 96
d o k u m e n t a c e nově zřizovaného prucoviště se zdroji ionizujícího záření, které zpracovává projektová organizace něco pracoviště, které má .zkušenosti se zdroji ionizujícího záření. V tomto období Je nutné již mít připraven návrh na vyhlášení k o n t r o l o v a n é h o pásma - s příslušným zdůvodněním, návrh pracovního řádu a p o k y n ů o p o s t u p u při n e h o d ě , návrh způsobu m o n i t o r o v á n í osob a pracovního prostředí, tím i vybavení měřícími přístroji a v ý b ě r p r a c o v n í k ů , kteří z hlediska kvalifikačního, zdravotního, charakterového i morálního splňují požadavky na práci ae zdroji ionizujícího aáření. Tyto všechny dokumenty je vhodné předběžně konzultovat s pracovníky oddělení hygieny aáření příslušné KHS (MHS). Tato projektová dokumentace musí být ve smyslu Vyhlášky předložena orgánům hygienické služby ke schválení. Příslušný orgán hygienické služby vydá k této dokumentaci kladný závazný posudek, na základě něhož je možné zahájit výstavbu pracoviště. Do doby, než budou skončeny stavební a instalační práce je vhodné již zpracovat veškeré dokumenty, které budou předloženy při kolaudační prověrce orgánům hygienické služby. V této době je též nutné si vyžádat od orgánů hygienické služby závazný posudek k užívání zdrojů záření nebo po případě dočasně jen posudek na jejich odběr a skladování. Nejprve se provádí kolaudační prověrka, jejíž součástí mimo kontroly, zda pracoviště Je vybudováno v souladu se schválenou projektovou dokumentací a kontrolního měření, je kontrola veškeré dokumentace, která musí být na pracovišti vedena. Podle výsledků této kolaudační prověrky vydá příslušný orgán hygienické služby s o u h l a s k u v e d e n í do p r o v o z u pracoviště s kladný závazný posudek k užívání zdroje ionizujícího záření. Příslušný krajský (městský) hygienik též závazným posudkem vyjadřuje souhlas se zpracovanými p o k y n y o p o s t u p u při n e h o d ě . 0 tomto dokumentu je podrobně p ojednáno ve stati „Radiační nehody a mimořádné událoeti" . Sále je organizace povinna vést na pracovišti vhodnou formou provozní záznamy o p o u ž í v á n í a p o h y b u z d r o j ů záření. Z dokumentace musí být vidět kdo, kdy, jak dlouho, ea Jakých podmínek a kde se zářičem pracoval. Vhodné je vést tyto údaje v sešitě, ev. na kartách. V této části.dokumentace B U Š Í být založena též osvědčení uzavřených zářičů a průvodní listy radioaktivních preparátů a dále záznamy o odstraňováni radioaktivních odpadů (protokol o radioaktivním odpadu). Na pracovišti musí být dále osvědčení o odborné způsobilosti vybraných vedoucích pracovníků a dohlížejícího pracovníka, kteří složili zkoušku před komisí krajského hygienika. Ostatní pracovníci před zahájením práce se zdroji záření a dále pravidelně, nejméně 1 x za rok prokáží zkouškou dohlížejícími pracovníku způsobilost v bezpečném zacházení se zdroji záření. Záznam o této zkoušce musí být na pracovišti založen. Je vhodné jej vést v knize, kde se každý pracovník podepíše a táž vedoucí pracovník, který školení připravuje, provádí a který organizuje přezkušování
97
před dohlížejícím pracovníkem. Na závěr tuto skutečnost ověří podpisem dohlížející pracovník. Některé organizace zapisují údaje o školení a přezkoušení do deníku bezpečnosti práce. Je to možné, ale pro kontrolní orgány není ucelený přehled, zda všichni pracovníci v příslušném roce prodělali přeškolení i přezkoušení. Proto je vhodné vést tyto údaje v dokumentaci na pracovišti vcelku buď v knize nebo na kartách. Obdobným způsobem předkládá kontrolním orgánům vedoucí pracoviště závěry lékařských prohlídek u pracovníku zařazených do kontrolovaného pásma (v pracovních podmínkách A ) . Na pracovišti je dále veu?na kniha, ve které se provádí z á z n a m o p o b y t u o s o b , které navštívily kontrolované pásmo. Musí zde být uvedeno: jméno, organizace, datum, doba pobytu a důvod návštěvy kontrolovaného pásma. Dále je vhodné, aby na pracovišti byla vedena kniha kontrol, kde se zapisují kontrolní orgány a výsledky kontroly. Jde o orgány hygienické služby, inspektorátu bezpečnosti, orgány komise OBP ROH a další. Organizace, která používá zdrojů záření mimo území orgánu hygienické služby, který vystavil kladný závazný posudek k užívání zdrojů ionizujícího záření, si vyžádá souhlas ke zřízení přechodného pracoviště od příslušného hygienika. Tento souhlas musí mít pracovníci se zdroji ionizujícího záření sebou a musí se jím prokázat příslušnému orgánu hygienické služby. Z á z n a m y o c h a r a k t e r u p r á c e s ionizujícím zářením mohou být vedeny formou tiskopisu na kartách nebo v sešitech a obsahují údaje pro vyhodnocení dávky z výsledků monitorování. Musí obsahovat charakteristiku druhu ozáření (zevní ozáření, vnitřní kontaminace) a charakteristiku zdrojů záření. Možno užírat obecně a jednoznačně srozumitelných zkratek a symbolů. Rovněž při záznamu údajů o účelu použití zdrojů záření a používané technologii (způsobu použití) jsou na místě srozumitelné zkratkové charakteristiky /experimentální aplikace, výměna zářiče v kontejneru, defektoskopie,.oprava radionuklidového záření, změna pracovní a nepracovní polohy, (demontáž) kontejneru (radionuklidového záření), atd./. Další záznamy, musí charakterizovat použitý s y s t é m m o n i t o r o v á n í na pracovišti, a to jak dozimetrii individuální, -tak v pracovním prostředí* V prvé řadě ju nutné vést evidenci o výsledcích osobní dozimetrie vyhodnocované tíWVR Praha. Nestačí pouze zakládat na pracovišti chronologicky výsledky zasílané na páskách z ifVWR. Přehled se vede průběžně o všech pracovnících na kartách nebo v sešitě a sledují se expozice jednotlivých pracovníků. Je vhodné vyznačovat zvýšené ozáření, přeexpozice, havarijní ozáření atd. Jedině takto je možno potom rozhodovat o přípustnosti dalšího ozáření jak při běžné práci, tak v případě řešení havarijní situace, např. při likvidaci radiační nehody nebo mimořádné události. Tam, kde se používá neutronová a prstýnková dozimetrie Je samozřejmě potřebné vést tyto údaje též, a to takovým způsobem, aby byl přehled o všech druzích výsledků osobního monitorování. Na pracovišti, lede se používá osob^ nich tužkových dozimetrů, je nutné tyto dozimetry denně nabíjet a vyhodnocovat a výsledky průběžně zapisovat do vhodného formuláře. Pak je porovnat s výsledky osobní dozimetrie vyhodnocované celostátně tfvWR Praha. V další části se vedou výsledky měření v kontrolovaných pásmech i mimo ně.
98
Podle druhu zdrojů ionizujícího záření se používají vhodné přístroje lc měření a výsledky tohoto měření musí bvt vedeny ve vhodném formuláři a musí obsahovat datum měření, případně čas, místo měření a výsledky. Tato měření se provádí dle charakteru práce se zdrojem ve smyslu ustanovení ve zpracovaných pracovních řádech. Na pracovišti, kde není vyhlášeno kontrolované pásmo, jsou výsledky monitorování prostředí jediné, které o situaci z hlediska možného ozáření pracovníků máme. Mají ověřit, že kontrolované pásmo oprávněně nebylo vyhlášené a průběžně si tak zajištovat kontrolu nad zdrojem záření. (Zda zdroj záření je přítomen a zda se z nějakých důvodů nezměnily hodnoty ionizujícího záření v okolí zdroje záření). Dále je nutné upozornit na dokumentaci, kterou musí mít pracovníci při činnosti mimo vlastní pracoviště, t.j. na detašovaných pracovištích v terénu a hlavně na území mimo působnost příslušného hygienika. Jestliže práce se zdroji ionizujícího záření se provádějí m i m o v l a s t n í p r a c o v i š t ě , musí jednotlivé pracovní skupiny mít potřebnou dokumentaci sebou. To znamená, že musí být vybaveny kladným posudkem k užívání zdrojů záření a souhlasem příslušného hygienika, pracovním řádem, pokyny o postupu při nehodě, pracovním deníkem, přehledy o výsledcích dozimetrie, záznamy o měření ionizujícího záření, osvědčeními uzavřených zářičů, seznamem adres a telefonních čísel krajských hygieniků a oddělení hygieny záření (vzhledem k možným radiačním nehodám) a dalšími potřebnými dokumenty. Seznam adres a telefonních čísel krajských hygieniků a oddělení hygieny záření je vhodné mít i při přepravě radioaktivních zářičů. Odpovědní pracovníci jsou povinni orgánům hygienické služby zasílat do konce prvního čtvrtletí přehledy o získaných údajích za minulý rok o expozicích jednotlivých pracovníků. Do dokumentace na pracovišti se zakládají veškerá rozhodnutí vydaná v rámci dozoru na pracovišti (zápisy o výsledcích kontrol, šetření, prověrek, závazné pokyny orgánů hygienické služby, zápisy o výsledcích kontrol při plnění závazných pokynů, kopie korespondence sasílané orgánům dozoru atd.). Dále je nutné zpracovat písemný záznam o nehodě a Její likvidaci, který ověří vedoucí pracoviště a dohlížející pracovník. Tento záznam se zašle orgánu hygienické služby a v kopii založí do dokumentace pracovišti a ev. dohlížejícího pracovníka. Při zpracování, vedení, průběžném doplňování dokumentů, předkládání kontrolním orgánům a při přepracování dokumentů úzce spolupracuj* příslušný vedoucí pracovník s dohlížejícím pracovníkem, závodním lékařem (zdravotnickým zařízením), bezpečnostním technikem, orgány požární ochrany, ev. dalšími institucemi nebo specialisty. Závěrem je možno shrnout, že: P r a c o v n í k přímo ř í d í c í p r á c i , sa zdroji Ionizujícího záření vede následující dokumentaci: - závazný posudek k projektové dokumentaci pracoviště se zdrojem ionizujícího záření- (povolení ke zřízení pracoviště), - jeden výtisk projektové dokumentace schválené orgánem hygienické služby, - souhlas k uvedení do provozu - kladný závazný posudek k odběru zářičů,
99
-
kladný posudek k užívání zdrojů ionizujícího záření, další rozhodnutí vydaná v rámci dozoru hygienickou službou, záznam o používání a pohybu zářičů, osvědčení uzavřených zářičů, záznam o likvidaci zářičů (protokol o radioaktivním odpadu), záznam o výmSnS zářičů, doklad o zkouškách odborné způsobilosti před komisí krajského hygienika, záznam o provedených zkouškách pracovníků se zdroji ionizujícího záření, záznam o kontrolách pracoviäí se zdroji ionizujícího zářmi záznam o měřeních, které mají vztah k posouzení a usměrňování ozáření Ionizujícím zářením (monitorování), . záznamy o provedené údržbě, hlášených poruchách, opraví, servisu přístrojů i zařízení, - pracovní řád, - pokyny o postupu při nehodě, - doklady o lékařských prohlídkách pracovníků se zdroji ionizujícího záření, - výsledky osobní dozimetrie, - záznamy o pobytu osob v kontrolovaném pásmu, - knihu kontrol, - pracovní deník, - záznamy o šetření zvýšených expozic a přeexpozic, - záznamy o radiačních nehodách a mimořádných událostech, - návody a technický popis přístrojů a zařízení, užívajících radioaktivní zářiče s důrazem na otázky radiační ochrany. D o h l í ž e j í c í
p r a c o v n í k
veda n á s l e d u j í c í dokumentaci:
-. závazný posudek orgánu hygienické služby k projektové dokumentaci, - souhlas k uvedení pracovišti do provozu, - kladné závazné posudky k odběru zářičů a k užívání zdrojů ionizujícího záření, - pracovní řád, - pokyny o postupu při nehodě. Sále vede: - záznamy o provedených zkouškách pracovníků aa zdroji ionizujícího záření, - evidenci viech pracovníků se zdroji ionizujícího záření (a potřebnými údaji o kvalifikaci. Skoleních, zdravotním stavu, zařazení atd.), - sáznam o kontrolách pracoviší aa zdroji ionizujícího záření - záznam o kontrolách evidence a pohybu zářičů, - zásnam o kontrolách monitorování osobního i prostředí, - záznam o šetření přeexpozie a o překročení nejvyšších přípustných dávek, - záznam o radiačních nehodách, - rozhodnutí vydaná v rámci dozoru nad pracovišti se zdroji ionizujícího záření, - písemné doklady o výsledcích kontrol 21a pracovištích, o návrzích a opatřeních, která předkládá vedení organizace z hlediska radiační ochrany.
100
ZPŮSOBY OCHRANY PRACOVNÍKŮ PŘED ZEVNÍM ZÁŘENÍM A VNI. ŘNÍ KONTAMINACÍ RADIONUKLIDY Ing. Václav Husák, C Se, Ing. Jaroslav Vlček Fyzikální ochrana před z e v n í m z á ř e n í m využívá zákonitostí, jimiž se řídí průchod ionizujícího zářsní prostředím. Je založena na třech,principech: odstupu od zdroje záření ( v z d á l e n o s t ) , omezení doby ozařováni ( 3 a s ) a absorpce záření ( s t í n ě n í ) . Ochrana před v n i t ř n í k o n t a m i n a c í se zajišťuje tím, Se různými opatřeními se zamezuje vstupu radioaktivní látky do organismu, zejména vdechnutím, s potravou nebo v důsledku kontaminace pokožky. ZEVNÍ
ZXŘEHÍ
Je-li Slovek vystaven ionizujícímu záření ze zdroje, který se nachází mimo organismus, závisí dávkový ekvivalent ve tkáních a orgánech na druhu, energii a smíru záření, na prostředí mezi zdrojem a ozařovanou osobou, na dobe ozáření a na pohybu osoby v poli záření. Dávkový ekvivalent lze stanovit měřením nebo výpočtem, příp. kombinací obou postupů. S t a n o v e n í r a d i a č n í z á t ě ž e na p o d k l a d ě m ě ř e n í . Protože není schůdná měřit absorbovanou dávku přímo ve tkáních a orgánech lidského těla, odvozuje se její hodnota z výsledků měření dozimetrických veličin provedených mimo organismus, napr. z hodnot absorbované dávky nebo fluenoe zjištěných pomoci vhodných dozimetrů umístěných na různých místech povrchu těla. případně na povrchu a uvnitř fantomu (modelu). S t a n o v e n i r a d i a č n í z á t ě ž e v ý p o č t e m . Výpočet dávkového ekvivalentu vychází z-plánovaných druhů a množství zářičů, z technických opatření pro ochranu pracovníků, ze zákonitostí Síření ionizujícího záření a dalších podkladů. lze stanovit nebo alespoň odhadnout distribuci dávkových ekvivalentů v těle obsluhujícího personálu. Tyto výpočty, někdy v praxi dostačují oí, se provádějí zvláště při projektováni jaderných zařízení a při plánováni oohrannýoh opatřeni. Výpočty dovolují alespoň přibližně odhadnout účinnost plánovaných ochranných opatření a volit jejich optimální varianty a kombinace. Umožňují též výběr vhodných dozimetrů. Výpočet radiační zátěže ze z d r o j ů f o t o n o v é h o z á ř e ni ( r a d i o n u k l i d ů ) . Budeme nejdříve uvažovat jednoduchý případ, kdy se Slovek nachází v určité vzdálenosti od nestíněného bodového zdroje fotonového záření (radionuklidů) umístěného ve volném prostoru (tj. ve vzduchu). Jelikož pro fotonové zářeni je jakostní faktor roven jedné, lze použít místo terminu „dávkový ekvivalent" termínu „dávka".
101
Dávkový příkon ve vzduchu ve vzdálenosti vypočte ze vztahu (obr.1)
4,
r
od zdroje o aktivito A
•#
se
(1)
kde A dosazujeae T GBq a Tzdálenoet r v m. P (6ti gama) je dávková konstanta gaaa radlonuklida T •ST.B .h CEq" ve vzduchu (tab. 1 ) .
t AÍBqJ
Q
A Obr. 1 Výpočet dávky záření ve vzdálenosti r od radionuklidováho zdroje. A označuje aktivito zářiče, F dávkovou konstantu a t dobu ozařováni. Príklad* Je třeba atanOTit dávkový příkon ve vzduchu ve vzdálenosti 2 * od bodováno zteoje 6 0 C o o aktivite 80 OBq, Z tab. 1 zjistím, íe pro 6 0 Co je dávková konstanta P * C, 308 aSv.a .h OBq . Po dosazení do vzoroe (1) ŽT-
a0
.;.?0B
-6,2«Sv.h- 1
Dávka sa urSitou dobu ozařování tíato oase* ^ p
t
D T . ir. t - -Kf-
se vypoSte násobenia dávkováno příkonu
(2)
Přikladl Je třeba vypočítat dávku ve vzduchu od zdroje Co uvažovaného v předohoZÍB přikladl (vzdálenost r - 2 •) je-li doba ozařování t - 3,5 h. Po dosazení do vztahu D T - 6,2.3,5 - 21,7 aSv
Tab. 1 Dávkové konstanty některých zářičů gama platné pro vzduch £*3J. Je zahrnuto veškeré fotonové záření s energií vyšší než 20 keV. Dávkové konstanty pro případ, že ae počítá dávka ve vodě (měkké tkáni) Jsou o 11 % (u 226Ra o 13 %) vyšší než hodnoty uvedené v tabulce.
Radionulclid
Poločas přeměny (roky)
Dávková konstanta relativní absolutní (vztaženo k dávľ mSv.m 2 1 (_ GBq*h J kové konstantě
22
Ha
2,6
0,282
3,67
60
Co
5,27
0,308
4,01
^Zn
0,67
0,0734
6
0,95 3.99.1O" 3
85
Kr
10,72
3,51.10"
11Om
Ag
0,68
0,357
0,49
109
Cd
1,27
0,0375
0,49
134
Cs
2,06
0,208
2,71
0,0768
1,00
137
Cs 192Ir
226 241
Ra
Am
30 0,202 1600 432,2
4
1,42
0,109 1
0,201 3,76.10"
3
'
2,62 4.89.10" 2
zářič umístěn v platinovém krytu o tloušíce stěny 0,5 mm.
Ze zjištěné dávky ve vzduchu lze vypočítat dávku v měkké tkáni podle vztahu
(3) v němž indexem tk je označen hmotnostní aouSinitel absorbce energie ve tkáni a indexem v hmotnostní součinitel abeorboe energie ve vzduchu ( J Je hustota). Doaadíme-li do vztahu (3) hodnoty hmotnostních součinitelů (yUe j/9}^ » - 0,0294 cm2/g a //U J Q\ * 0,0266 cm /g pro záření gama Co, dostanem©
Dávka ve. tkáni způsobená zářením gama Co je tedy o 10 % vyšší než dávka ve vzduchu. Dávku ve tkáni můžeme stanovit rovněž z expozice ve vzduchu
103
"tk
f.X
(4)
kd«t D t l c je vyjádřena v Sv a expozice X v C.kg" . Symbol f označuje konverzní faktor, který má pro fotonové záření vyšších energií a měkkou tkáň hodnotu 37,2. Pro kosti je f - 155. V uvedeném výkladu se vypočtenou dávkou ve tkáni rozumí dávka ve tkáni v blízkosti povrchu tála. Z hlediska ochrany před zářením je vSak důležitá znát rovněž dávky (dávkové ekvivalenty) v jednotlivých orgánech a tkáních těla. Příslušné výpočty jsou poměrně složité. Kusí se při nich přihlížet k tomu, že záření gama se při průchodu tělem zeslabuje. Bere se rovněž v úvahu vliv geometrie záření na hloubkové rozdělení dávky pro různé úhly dopadu svazku záření na objekt a rozdílné rozměry svazku. Výpočty se provádí pro štandartní modely (fantomy) lidského těla. Kapr. se často uvažuje fantom ve tvaru rotačního válce o průměru jOO mm a výsoe 600 mm zhotovený z látky o stejném chemickém složení jako tkáň. Použití fantomů je důležité z důvodu značné individuální variability rozměrů lidského tela a anatomických poměrů. Pro zmíněné fantomy se náročnými matematickými postupy stanovují konverzní faktory, tj. poměry dávky (dávkového ekvivalentu) v jednotlivých orgánech (příp. v celém modelu) a veličiny, kterou můžeme poměrně spolehlivé zjistit měřením nebo výpočtem (fluence, dávka na povrchu těla, expozice aj.). Jako příklad uvedeme energetickou závislost konverzního faktoru - poměru maximálního dávkového ekvivalentu v trupu těla a kermy dávky ve vzduchu při ozáření rentgenovými paprsky (obr.2). Ja patrný prudký nárůst konverzního faktoru .v oblasti energii 30 keV až 300 k«V způsobený silnou absorpcí záření v kostech. Obdobné závislosti jsou k dispozici rovněž pro dávkový ekvivalent v kostní dřeni, v gonádách, v plicích aj.
j_
0,05 0,1 0,2 0,5 1 3 6 10 Entrgit fotonů ÍMěVJ Obr. 2 Poaěr maximálního dávkového ekvivalentu v modelu trupu tela a dávky
104
ve vzduchu v závislosti na energii rentgenového záření. 1 - zadopřední ozáření paralelním svazkem, 2 - předozadní ozáření, vzdálenost ohniska od povrchu těla 1 m, 3 - ozáření z boku paralelním svazkem. Podle Kťamera [io]. V ý p o č e t dávky v o k o l í z á ř i č ů b e t a je podstatně složitější než v případě zářičů gema a nebudeme ho zde uvádět. Dávkový příkon je možné odhadnout podle obr. 3 na základě znalosti maximální energie záření beta radionuklidu. Je patrné, že pokles dávky záření beta platí přesně ve vakuu (dávka v 10 cm je 10 krát větší než dávka v í m ) ; v reálném prostředí se výrazně uplatňuje absorpce ve vzduchu, zejména u částic a menší energií.
—, i ooo
S3E
teargsr~l
c
•tí OJ
100
a
•a N
i •
10
/ energie záření (MeV) Obr. 3 Dávkový příkon od zářiče beta o aktivitě 1 GBq ve vakuu (plná Sára) a ve vzduchu (přerušovaná Sára) v závislosti na energii emitovaného záření beta. U zářičů beta je nutné dále uvažovat b r z d n é z á ř e n í , které vzniká v materiálu zářiče a v materiálu, který obklopuje zářič. Dávkový příkon brzdného záření lze odhadnout podle vztahu 1
[mSv.h- J
(5)
kde A je aktivita zářiče beta v GBq, r vzdálenost od zářiče v m, / b dávková konstanta brzdného záření uvedená v tab. 2, Z atomové Siclo materiálu obklopujícího zářič.
105
Tab. 2 Hodnoty konstanty íb pro brzdné záření vznikající v materiálu s atomovým číslem Z = 26, který obklopuje zářič
Radionuklid
Poločas přeměny
Dávková konstanta 2
f~ mSv.m 7
^ &Bq.h J 14
C
32p
5730 r
3,24.10-&
14,29 d
1,84.10"3
87,44 d
3.17.1O"5
35
S
45
Ca
47
Sc
63
Hi
96 r
2,64.1c-6
85
Kr
10,72 r
3,63.10"4
163 d 3,35 d
7.O1.1O"5 2.51.10-4
Poznámka: Je třeba zmínit, že zeslabení zářeni probíhá již ve zdroji samém, v jeho obalu nebo ve vzduchu, a to zvláště u záření beta nebo nfzkoenergetického záření fotonového (rentgenového a gama). Pokud tento faktor neuvažujeme (zpravidla neznáme joho přesnou hodnotu), dopouštíme se při výpočtu dávky podle vztahu (1) určitého přecenění. V ý p o č e t d á v k o v é h o e k v i v a l e n t u od n e u t r o n o v ý c h z d r o j ů . Neutronové zdroje j s o u charakterizovány počtem neutronů emitovaných za sekundu (označuje s e symbolem P ) . Příkon fluence neutronů ve v z d á l e n o s t i r od zdroje s e vypočte z e vztahu
C-'V!J V odborné literatuře je možno nalézt tabulky faktorů, které umožňují převést příkon fluence neutronů na příkon'dávkového ekvivalentu. Pro přibližný výpočet postaČuje vědět, že příkon dávkového ekvivalentu 25 /uSv.h je způsoben příkonem fluence rychlých neutronů 2.105 m s a příkonem fluence pomalých neutronů 1
7.106 nrV [6J
Příklad: Je třeba odhadnout příkon dávkového ekvivalentu ve vzdálenosti 1 B od zdroje 4 A%-Be o aktivitžO, 1 TBq. Emise rychlých neutronů z tohoto zdroje o aktivite 1 TBq je 107.7 m ^ a ' 1 . Příkon fluence neutronů ve vzdálenosti 1 m je po dosazení do vztahu (6)
J e l i k o ž příkon fluonoe rychlých neutronů 2.10 m s " způsobí příkon dávkového 1 bude příkon dávkového ekvivalentu se dzroje Ara-Be ve ekvivalentu 25 /uSv.h" -1 vzdálenosti 1 m 25 - 70 2.105
106
O c h r a n a O c h r a n a
p ř e d
d ř e n í m
z e v n í m
v z d á l e n o s t í .
Ochrana vzdáleností ae zakládá
na tom, že dávka resp. dávkový příkon klesá a druhou mocninou vzdálenosti od zdroje záření (místo slov „druhá mocnina" se někdy užívá „čtverec"). Tak např. dávka v 10 cm je 100 krát větší než dávka v 1 m a 10 000 krát větší než dávka ve vzdálenosti 10 m. Pokles dávky záření se vzdáleností od zdroje je graficky znázorněn na obr. 4. 10 OSO
-V
-4E
i ooo i
100
co
a
...
c o
V .-
0,1
I \\ i {H
i
0,01
0,01
0,1
I
10
vzdálenost od zdroje (m) Obr. 4
Pokles dávky se vzdáleností od zdroje fotonového záření
Nutno zdůraznit, že tato závislost platí přesně až do vzdálenosti, která je několikanásobně větší (5 krát až 10 krát) než rozměry zářiče. Pokud aplikujeme údaje z obr. 4 na kratží vzdálenosti od zářiče, dostaneme dávky větší než odpovídá skutečnosti. Skutečné rozměry radioaktivního zářiče (jeho aktivní čáati) jsou u vedeny v osvědčení. Při dosazování za vzdálenost do vzorce (1) Je nutné uvažovat správní jednotky. Je-li např. r vyjádřeno v centimetrech, pak vypočtenou hodnotu D musíme zvětšit 10 000 írát (m 2 - 10 000 c m 2 ) . Princip ochrany vzdáleností tedy vyžaduje, abychom pracovali co nejdále od zdroje. Dostatečné vzdálenosti těla a rukou od zářiče je možné dosáhnout používáním manipulátoru, pinzet a chemických kleští při manipulaci se zdroji záření všude tam, kde je to možné. Příklad: Ve vzdálenosti 10 cm od zdroje byl zjištěn dávkový příkon 500 Jaký bude dávkový příkon ve vzdálenosti 100 cm ?
107
Vzdálenost 100 cm je desetkrát větší než vzdálenost 10 cm. Dávkový příkon tedy klesne na setinu původní hodnoty, tj. 500 : 100 * 5 /uGy.h" 1 . Dávkový příkon ve vzdálenosti 100 cm od zdroje bude 5 /UGy.h" . O c h r a n a č a s e m . Je pochopitelné, že radiační zátěž pracovníka roste s dobou pobytu v prostoru, v němž se vyskytuje ionizující záření. Na základě principu ochrany časem se tedy pracovník musí snažit o co nejkratší dobu práce se zářičem nebo práce v jeho.okolí. Co nejkratší dobu pobytu v blízkosti zdrojů záření lze dosáhnout účelnou organizací práce, vynecháním zbytečných úkonů, přípravou pracoviště a pomůcek. Pc kud se plánuje práce s vyššími aktivitami, doporučuje se nacvičit všechny manipulace bez zářiče a teprve po důsledné přípravě provést vlastní úkon v laboratoři nebo u nemocného. Pracovník se nesmí zdržovat v blízkosti zářiče v tich časových úsecích, kdy jeho přítomnost neaí bezpodmínečně nutná. Při zvláště rizikových pracech lze dosáhnout podstatného snížení dávek důsledným střídáním pracovníků. Poinámka: V případě radionuklidú emitujících éáíení gama principy ochrany vycházejí ze vztahu (1). Odtud vyplývá, že pro daný radionuklid roste dávka se vzrůstající aktivitou zdroje A a vzrůstající dobou ozařování t a klesá s druhou mocninou vzdálenosti r od zdroje (obr. 5 ) . i ooo
EE:;3 \
tee
- si
+ \
TJ O Si
ÍL
\
§
y. \ -,. \
==J li
i
M
Vo
— - 1 i •; f í•
Jíl
i
-1-4-
..
_ v!,.
H i;
0,001 0,01
0,1
I
'•10li
vzdálenost od zdroje (m) 137
Obr. 5 Dávkový příkon od zářiče C s o aktivitě 1 GBq v závislosti na vzdálenosti. O c h r a n a s t í n ě n í m . Tato ochrana se provádí tak, že mezi zdroj záření a pracovníka se umístí vhodný absorpční materiál. Druh absorpčního materiálu a jeho tloušlka se volí podlá druhu záření a podle jeho energie.
108
Pro odstínění záření a l f a postačuje např. tenká vrstva gumy nebo plexiskla vzhledem k malé pronikavoati částic alfa (ve vzduchu je jejich dosah jen několik c m ) . V případě z á ř e n í b e t a se používá látek s nízkou hustotou (měrnou hmotností), jelikož pravděpodobnost vzniku brzdného záření v takových látkách je podstatně menší než v případě těžkých materiálů (např. olova). Tlouštku vrstvy potřebnou k odstínění záření beta můžeme přibližně určit podle obr. 6.
3 4 1 2 3 MAX. ENERGIE ZÁŘENÍ BETA (MeV)
4
Obr. 6 Dosah záření beta ve vzduchu a v různých materiálech v závislosti na maximální energii záření beta Tlouštku stínící vrstvy volíme o něco vyěší než je dosah částic beta v přísluSném 3 2 materiálu. Kapr. záření beta P s energií 1,71 MeV se odstíní vrstvou plexiskla o tlouštce asi 6,5 mm nebo hliníkovým plechem o tlouštce 3 mm. Naproti tomu zá3 řič beta H není nutné stínit vůbec - záření beta má tak nízkou energii, že se zcela pohltí ve sténách ampule, v níž se zářič nachází. Je třeba mít na paměti, že jak v samotném zdroji záření beta, tak i v materiálu obklopujícím zdroj vzniká b r z d n é z á ř e n í . Je-li aktivita zářiče beta vysoká, může být dávkový příkon brzdného záření za étíněním zhotoveným z lehkého materiálu značný. Jelikož brzdné záření má stejnou povahu jako záření gama nebo charakteristické záření, odstíníme je snadnou vrstvou olova vhodné tlouštky. Prochází-li z á ř e n í g a m a prostředím, dochází k fotoefektu, Comptonovu jevu a tvoření párů,. 7 případě tzv. geometrie úzkého svazku (obr. 7 ) ,
109
kdy se berou v úvahu jen fotony, které prošly absorbátorem a nebyly v něm rozptýleny, lze vyjádřit dávku za stíněním tímto výrazem D
oe'
ud
7
(7)
kde D je dávka měřená bez přítomnosti stínící vrstvy, je základ přirozených logaritmů (e » 2,7183), /U je lineární součinitel zeslabení záření gama (jednotka cm" ), který závisí na energii záření a na hustote materiálu, d je tlouštka stínící vrstvy v cnu Obdobný vztah platí samozřejmě 1 pro dávkový příkon.
GEOMETRIE ÚZKÉHO SVAZKU
kolimátory
GEOMETRIE ŠIROKÉHO SVAZKU
zdroj
Obr.
absorbátor
/ Při uspořádání zdroje a detektoru nazývaném geometrie úzkého svazku dopadají na detektor Je primární nerozptýlené fotony záření gama. Při geometrii širokého svazku zaznamenává detektor vedle primárních fotonu navíc fotony, které původní nesmiřovaly na detektpr, ale byly do i.ěho rozptýleny v materiálu mezi zářičem a detektorem.
Pro zářeni dané energie roste lineární součinitel zeslabení s hustotou materiálu; účinnost stínění tedy roate pro obvykle používané materiály v následujícím pořadí: cihly, beton, barytový beton, olovo, wolfram, uran. Často je výhodné použít z ekonomických důvodů větší tlouštky materiálu o nižší schopnosti stínění, pokud to dovoluje povaha práce se zdrojem. Nejběžnějším stínícím materiálem pro záření gama a pro rentgenové záření je olovo; těžší materiály, např. wolfram, se používají málo hlavně z důvodů obtížné zpracovatelnosti a vyäší ceny. Více se prosazuje používání uranu.
110
Dávka resp. dávkový příkon v případě tzv. geometrie širokého svazku (obr. 7 ) , kdy na detektor nebo pracovníka dopadají i rozptýlené fotony, je vyšší než u úzkého svazku. Vypočte se podle vztahu -,ud D = B Do e '
(8)
kde B Je vzrůstový faktor, jehož hodnot*, je vyšší než 1. Vzrůstový faktor závisí - kromě energia fotonů a druhu zeslabujícího materiálu - na tlouštce vrstvy tohoto materiálu a na geometrickém uspořádání zdroje záření, prozařované vrstvy a detektoru aj. Příklad: Jak poklesne dávkový příkon v blízkosti zářiče mezi zdroj a měřící přístroj vrstvu olova o tlouštce 5 cm ?
Co, vložíme-li
Poměr dávkového příkonu za absorbátorera k dávkovému příkonu změřenému bez absorbátoru (tento poměr se nazývá zeslabení a označuje se Z) je podle vztahu (7) -/Ud Z =e '
(9)
Záření gama Co má energii 1,17 MeV a 1,33 MéV; pro střední hodnotu energie 1,2b MeV najdeme v tabulkách [2,8] l i n e á r n í součinitel zeslabení záření gama v olovu /u - 0,6i>8 cm" 1 . Pak ^ud • 3,23 a Z » 0,037
Vrstva olova o tlouštce 5 cm tedy sníží dávkový příkon na 3,7 % primární hodnoty. Tento výsledek platí pro geometrii úzkého svazku. V případě širokého svazku použijeme vztahu (8), do něhož dosadíme hodnotu vzrůstového faktoru odečtenou z tabulek (např. [ 2 ] ). Nevýhodou však je, že zmíněná závislost vzrůstového faktoru na řadě faktorů umožňuje tabelovat tuto veličinu pouze pro některá modelová idealizovaná geometrická uspořádání. Je tedy nutné počítat s tím, že tabelovaná hodnota vzrůstového faktoru se bude poněkud odlišovat od skutečně platné pr« použité uspořádání zdroje, absorpční vrstvy a detektoru. V praxi se často zeslabení nepočítá, ale stanovuje z grafů, jejichž příklady jsou na obr. 8, 9, 10. Z obr. 10 m&žemQ odečíst, že vrstva olova o tlouštce 5 cm zeslabí dávku resp. dávkový příkon v případě geometrie širokého svazku přibližné na 6 % původní hodnoty - to je tedy menší zeslabení než v případě úzkého svazku.
111
I
:
-j
0,1
0,01
_
0,01 —
•
M ja e) r-l m a tu
0,001 m o
0,0001
«o
loo
Av
TTU-
T
tlouštka materiálu Obr. 8
\
\ \ \\!
0,001
0,0001
n
V
10
4
22<J 20
}0
«
tlouštka materiálu
Zeslabení záření gama některých radionuklidú v betonu (platné pro široký svazek záření) [4]
Obr. 9
Zeslabení záření gama některých radionuklidú v železe (platné pro široký svazek
záření) [4J
-.- - — ^ .—-_-.-*
0.1
X ^S
.
r A\:
1 ^ . Z.
í —:
abeni
N!
-:
0,01 % " • •
01 m N
\ 0,001
\
\ •
"to
0 , TOOI
tlouštka materiálu Obr. 10
Zeslabení záření gama některých radionuklidú v olovu (platné pro Široký svazek záření) [4]
Při stanovení tlouštky stínící vrstvy pro záření gama se používa též pojmu p o l o v r a t v a (polotlouStka). Polovrstva je tlouštka vrstvy látky zeslabující dávku resp. dávkový příkon na polovinu původní hodnoty (obr. 11).
112
Tlouštka absorpční vrstvy Obr. 11 Závislost dávkového příkonu na tlouštce vrstvy absorbujícího materiálu. Symbol ďj/g o z n &°uje polovrstvu. Dvě polovrstvy sníží dávkový příkon na čtvrtinu, tři polotlouštky na osminu původní hodnoty atd. Polovrstva v případě geometrie úzkého svazku se vypočte ze vztahu a
(10)
1/2
kde /U je lineární součinitel zeslabení záření gama v materiálu, jehož polovrstvu chceme vypočítat. Známe-li polovrstvu d-i/p • zeslabení dávky resp. dávkového příkonu se vypočte ze vztahu a -d/d. 1/2
(11)
K sestavení rozebíratelného stínění pro záření gama na pracovních stolech, v digestořích atd. se používají normalizované olověné cihly. Mejěastžji se používají šípové olověné cihly o tlouštce 50 mm. Cihly jsou l i t é z tvrdého olova s přísadou 5 % antimonu a na povrchu jsou pokryté omývatelným nátěrem. Vzhledem ke spojitému charakteru b r z d n é h o z á ř e n í vyc h á z e j í c í h o z r e n t g e n o v ý c h p ř í s t r o j ů je záv i s l o s t jeho zeslabení na tlouštce materiálu jiná než v případě záření gama. Potřebné údaje je možné nalézt v odborné literatuře nebo v normě
113
Stíní-li se n e u t r o n y , je třeba docílit jejich epomalení (oni žení energie), aby mohly být pohlceny vhodným absorbátorem. Neutrony se zpomalují průchodem látkami bohatými na vodík, při čemž ztrácejí energii při rozptylu na jádrech atomů vodíku. Wapř. vrstva parafinu o tlouštce 25 cm oslabí svazek rychlých neutronů o jeden řád. Pomalé neutrony (tj. neutrony s energií menší než 0,4 eV) se absorbují nejlépe kadmiem, borem nebo indiem. Pro účinnou absorpci tepelných neutronů (tj. neutronů s energii 0,025 eV) postačuje vrstva kadmia a tlouštce 1 mm. Je třeba mít na paměti, že absorpce neutronů v jádrech kadmia nebo boru je doprovázena emisí záření gama. Pro stínění rychlých neutronů jsou tedy nutné dvě vrstvy - vrstva látky bohaté na vodík a vrstva kadmia či boru. Jinou možností je použití polyethylenu (tj. látlcy bohaté na vodík), který obsahuje sloučeniny boru. Vzhledem k doprovodné emisi zářeni gama musí být součástí stínění i vrstva těžkého materiálu, např. olova. Stanovení tlouštky stínění a vhodné kombinace stínících vrstev při práci s neutronovým zářením je složitější než v případě zářeni gama; příslušné postupy, tabulky a grefy je možné nalézt např. v knihách [í,ií,8j &a běžných situacích se využívá obvykle k o m b i n a c e v š e c h tří z p ů s o b ů o c h r a n y - časem, vzdáleností a stíněním; doba pobytu v blízkosti zdroje se dodržuje co nejkratší, vzdálenost od zdroje co možná největší a podle konkrétních podmínek se používá vhodného stínícího materiálu. Při liJtvidaoi následků radiační nehody zpravidla nelze všechny tyto podmínky splnit. Wapř. je nutné provést určitou operaci, jejíž dobu trvání nelze zkrátit nebo při které nelze volit příliš velkou vzdálenost od zdrojej vhodný stínící materiál nebývá okamžitě k dispozici nebo stínění nelze použít z jiných důvodíi. V takových případech je nutné hledat takovou optimální kombinaci zbývajících způsobů ochrany, aby bylo dosaženo žádaného efektu (nepřekročení určité dávky). P ř í k l a d y
v ý p o č t ů p ř i u d á l o s t i
m i m o ř á d n é
Na následujícím souboru příkladů budeme demonstrovat, jak se využívají v praxi zde uvedené matematické- vztahy, grafy a tabulky. Jsou uvažovány mimořádné události nebo radiační nehody na pracovištích se zdroji záření, jež často souv i s e j í s narušením ochranné soustavy a se změnou radiační situace v okolí zářiče, likvidace následků události se potom zpravidla neobejde bez vystavení pracovníků svazku záření nestíněných nebo jen provizorně stíněných zdrojů. Platí to zejména u radioaktivních zářičů - zdrojů pronikavého záření beta, záření gama nebo neutronů, nebol tyto zdroje nelze po havárii jednoduše vyřadit z činnosti jako rentgenové zařízení nebo urychlovač č á s t i c . Příklad 1: Zářič 1 9 2 I r uvízl ve výjezdové hadici defektoskopického zařízení pro terénní defektoskopii. Pracovník, který nezaregistroval nehodu, uchopil hadici v místě, v němž uvízl zářič. Předpokládá se, že vzdálenost prstů od zářiče j e 1 cm a doba stisknutí hadice 10 s . Aktivita zářiče je 2000 GBq. Jaká je přibližná dávka na prsty pracovníka ?
114
n* m^ p 1 1 Do vztahu ( 1 ) dosadíme ' pro 7 i I r 0,109 mGy.m .GBq" . h " 2000 GBq, t = 10, s • C,G0278 h, r = 1 cm = 0,01 m D
=
0,109
2O
°g;%6of 7 Ě
= 6060 mGy -
( t a b . 1)
6,06 Gy
Dávka na prsty pracovníka je přibližně 6 Gy. Obdobně můžeme vypočítat dávku v oblasti hrudníku 2,4 mGy (předpokládáme, Se r * 0,5 m ) . Príklad 2: Pracuje se s defektookopickým zářičem Ir, který má v osvědčení uvedenou počáteční aktivitu 3 500 GBq. Po t>0 dnech dojde k závade na zařízení, takže zářič zůstane vysunut a krytu a prakticky nestíněn. Predpokladá se, že odstranění závady potrvá nejvýše 2 hodiny. V jaké vad'.lenosti od zářiče je nutné vytyčit ochranné pásmo, nemá-li dávka osobám, které se budou po celou dobu zdržovat na jeho hranici, přesáhnout 0,1 mSv ? ílejprve určíme současnou aktivitu zářiče. Do vztahu pro závislost activity na čase dosadíme A Q = 3 500 GBq, T ( >2 - 0,202 r » 73,7 d, t = 50 d A = 3500 e"
? 3 ?
*5 0
= 35UO.0,625 = 2 18Y GBq
Do vztahu (1) pro výpočet dávky dosadíme za A tuto hodnotu a dále dosadíme D a 0,1 mSv, t = 2 h, P = 0,109 mSv.m2.GBq"1h"1 0,1 a odtud r 2 = 4768 r * 69 ra Závěr: Ochranné pásmo je nutné vytyčit ve vzdálenosti 69 m od nestíněného zářiče. Příklad 3: Likvidace nehody popsané v případě 2 vyžaduje provést určitou manipulaci se zářičem, která potrvá maximálně 3 min. Z jaké vzdálenosti může pracovník tuto operaci provádět, nemá-li obdržet dávku na ruce větší než 50 mSv ? Do vztahu (1) dosadíme f1 = 0,109 mSv.m2GBq"1h"1 50 a odtud
r
2
0,109
D = 50 mSv,
t = 3 min. = 0,05 h, A » 2 187 GBq,
. 2 187.0.05 r2
0,238 0,49 m B* j 50 cm
Závěr: K provedení dané práce nutno volit takové pomůcky a práci organizovat tak, aby ruce pracovníka se nepřiblížily k zářiči na kratší vzdálenost než 50 cm.
115
Příklad tt: UrSitou manipulaci se zařičen uvažovaným v příkladě 2 je nutno provést tak, že ruce pracovníka se budou nacházet ve vzdálenosti 20 cm od zářiče. Jak dlouho může operace trvat, nemá-li pracovník obdržet dávku na ruce větší než 100 mSv ? Do vztahu ( 1 ) doďazujeme mSv.m2.GBq~1h~1
D - 100 mSv, r • 0,2 m, A » 2 187 GBq, C= 0,109
100 - 0,109.
2
l*lŕ
a odtud t - 0,017 h - 61 s Závěr: doba trvání operace nesmí přesáhnout 60 s. Příklad 5: Zářič z příkladu 2 bude nutná přepravit v transportním olověném kontejneru. Jak tlusté musí být jeho stěny, bude-li umístěn 1 m od kraje vozidla a neoá-li dávka na povrchu vozidla přesáhnout hodnotu 2 mSv.h" ? Vypočteme nejprve dávkový příkon na povrchu vozidla od nestíněného zářiče. Do vztahu (1) dosazujeme A - 2 1UY GBq, t • 1 h, r • 1 m, P « 0,109 mSv.m2„GjBq-?h"1 Dostaneme D • 238 mSv.h"1 Podle zadání příkladu smí být na povrchu vozidla nejvýše 2 mSv.h" . Zeslabení dávkového příkonu stěnou kontejneru musí tedy být
2
* ~äs~ - °» u0B4
Odpovídající tlouštku olova odečteme z grafu na obr. 10. Dostáváme přibližně 3 cm. Závěr: Tloustla at&ay kontejneru musí být alespoň 3 cm.
VNITŘNÍ KOKTAIÍINACE
S t a n o v e n í r a d i a č n í z á t ě ž e p ř i v n i t ř n í k o n t a m i n a c i r a d i o a k t i v n í m i l á t k a m i Vnikne-li radioaktivní látka do těla, ozařuje jej po celou dobu, po kterou se v nSm nachází. Tato doba, jež závisí na fyzikálním poločasu radionuklidu a na jeho biologickém vylučování z těla, může být několik hodin až několik desítek let. Po příjmu radioaktivní látky požitím (ingesoi) nebo vdechnutím (inhalací) přechází tato látka z plic nebo zažívacího (gastrointestlnálního) traktu do tělesných tekutin (krve ar mízy). Rychlost přestupu je dána rozpustností a chemickými vlastnostmi vdechnuté nebo požité radioaktivní látky, biologickými rychlostními konstantami závislými na cestě vstupu látky do organismu a pramenovou konstantou radionuklidu. Radioaktivní látka v telesných tekutinách se jednak částečně vylučuje z těla a jednak je deponována v některých orgánech, k nimž má afinitu
116
v důsledku svých chemických vlastností (např. vápník a stroncium se shromažäují v kostech, kobalt v játrech, uran v ledvinách, jód ve štítné žláze, plutonium v plicích nebo v kostech atd.). Maopak některé nuldidy, např. tricium, se v žádném orgánu neshromažďují - jsou obsaženy v tělesných tekutinách. Radioaktivní látka může být eliminována z těla močí, stolicí nebo potem. Z tělesných tekutin je látka vylučována hlavně močí, méně i potem. Vylučování látky stolicí mí: e být buä přímé nebo nepřímé. V prvém případě se jedná o vylučování radionuklidu stolicí po průchodu zažívacím traktem - do tohoto traktu se radionuklid dostává bi:ä požitím nebo tzv. mukociliámím (hlenovým a řasínkovým) transportem z dýchacího ústrojí po vdechnutí. i»epřímé vylučování spočívá v přenosu radionuklidu do zažívacího traktu žlučí po metabolismu v játrech. V souvislosti s radiační zátěží způsobenou vnitřní kontaminací se používá pojmu ú v a z e k d á v k o v é h o e k v i v a l e n t u , llozumí se jím dávkový ekvivalent v organismu nebo v jednotlivých orgánech během 50 let od příjmu radioaktivní látky, navádí se pojmy terčový orgán a zdrojový orgán. Terčový orgán i1 je takový, v němž chceme určit dávkový ekvivalent, zdrojový orgán S obsahuje radionuklid, jehož záření způsobuje dávkový ekvivalent v terčovém orgánu 'i'. Úvazek dávkového ekvivalentu H,-Q (TÍ-Ľ) V terčovém orgánu T z radionuklidu obnaženého ve zdrojovém orgánu S se vypočte ze vztahu
H 5 Q (T<-S) = 1,6.-|0~10Us SEE(T4-S)
CSvJ
<12
*
kde konstanta 1,6.10" 10 zahrnuje počet joulů připadajících na 1 MeV a převodní faktor z g na kg , SEE (T<—S) je měrná efektivní energie představující energii absorbovanou v terčovém orgánu připadající na jednu radioaktivní přeměnu ve zdrojovém orgánu (jednotka MeV.g" ), Ug označuje celkový počet přeměn radionuklidu ve zdrojovém orgánu během 50 l e t od příjmu. Hodnoty měrné efektivní energie SEE jsou uvedeny v publikaci ICRP 30 £ 7 j pro velké množství radionuklidu a orgánů modelu tzv. referenčního člověka, který má hmotnost 70 kg (součástí modelu j e i řada předpokladů o biologickém chování radionuklidu v t ě l e ) . Celkový počet přeměn Ug ve zdrojovém orgánu se staaoví jako integrál časového průběhu aktivity radionuklidu ve zdrojovém orgánu v časovém intervalu 50 l e t uplynulých po příjmu, ifloha stanovení radiační zátěže p ř i vnitřní kontaminaci bývá často velmi složitá. V praxi se využívají zpravidla hodnoty úvazků dávkového ekvivalentu resp. úvazků efektivního dávkového ekvivalentu tabelované v dodatcích k publikaci ICRP 30 [Y] Příklady .odnot úvazků efektivního dávkového ekvivalentu jsou v tab. 3. O c h r a n a
p ř e d
v n i t ř n í
k o n t a m i n a c í
Při práci s otevřenými zářiči je nutné dodržovat opatření, jejichž účelem je zabránit vniknutí radioaktivní látky do organismu. Nejúčinnější je úplné oddělení pracovníka od prostředí, ve kterém se manipuluje s radioaktivní látkou, např. při práci v horkých komorách s dálkovým ovládáním. V praxi se tak nákladné řešení zpravidla neuplatňuje. Práce se provádějí v dobře odsávaných digestořích zajištěných p r o t i možnosti zpětného pohybu vzduchu do ovzduší pracoviště.
117
Pokud není možné pracovat T digestoři, je třeba použít tácu vyloženého filtračním papírem, který se po skončení výkonu odstraní jako radioaktivní odpad. Ja třeba mít na paměti, že jednou z cest vstupu radioaktivní látky do těla je její přenos z rukou do úst (lngesce). Proto je nutná při včech pracech s otevřenými zářiči používat gumové rukavice. Rukavice musí být svlékány velni opatrně, aby nedošlo ke kontaminaci rukou. Radioaktivní roztoky se nesmí pipetovat ústy. Ha pracovištích v kontrolovaných pásmech není dovoleno jíst, pít, kouřit, používat kosmetických prostředků atd.
Tab. 3 lívazek efektivního dávkového ekvivalentu H £ kontaminaci některými radionuklidy |jľ]
fiadlonuklid
při vnitřní
Úvazek efektivního dávkového ekvivalentu Eg .Q
[Šv.Bq-^f
inhalace
0o
2,8.10"9
5,9.10-°
Y
»Tc
1.6.10-11
7,7.10"12
D
°3Ru
10
M 9S
1
8.4.10-
129J
6
7,5.lO"
131J.
9
3f
a
D
2,5.10"
4,7.10"
8
9
8,9.10"
D
WC.
8
1.4.10-
8,b.10"y
S
226
4,V.1O'7
4,b.10~6
W
1.2.10"7
y^-io-^
y
1,4.10"
Ra
239 P u
•
inhalaSní kontaminaci se radionuklidy rozdělují do tří tříd podle poločasu retence v plicích (D - poločas retence mendí než 1U dní, W - poločas retence od 10 do 100 dnů, Y - poločas větSí než 100 dnů).
L i t e r a t u r a [ľ]
118
třída x /
ingesce
ŠedaJ., Musílek L., Petr 1 . , Sabol
Dozimetrie ionizujícího záření. Sn'ľh - Alfa, Praha iyU3. Q2J
Maškovic V.P.: Zaščita ot ionizimjuščich izlučenij. Snergoatomizdat, Moskva 19U2.
£3]
Durner K., Vogt H.G.: Report A'ľS-TUH 1W»1, Zentraleinrichtung fttr atrahlenscnutz, Univers! ta t Hannover 19B2.
f 4j
Radiation Protection Procedures, Safety Series No. 38, International Atomic Energy Agency, Vienna 1973.
f5 I
A Handbook of Radioactivity Measurements and Procedures. NCRP No. 58, Second Sdition. national Council on Radiation Protection and Measurements, Bethesda 1965.
\J>~^ Martin A., Harbison S.A.: An introduction to Radiation Protection. Chapman and Hall, London 1979. \J~\
Limits for Intakes of Radionuclides by Workers. ICRP Publication 30, Pergamon Press, Oxford 1979.
£8J
Kozlov V.P.: Spravočnik po radiaeionnoj bezopaenosti. Atomizdat, Moskva 1977.
£91
Kunz E., Klener V., řeve J., Thomas J.: Hodnocení rizika ionizujícího záření. Zdravotnické aktuality 175, Avicemun, Praha 1973.
po]]
Kramer R.: Grmittlung von Konversionsfaktoren zwischen KBrperdosen und relevanten StrahlungskenngrCssen bel externer Rbntgenund Gamm-Bestrahlung. GSF-Bericht-S-556, Neuherberg 1979.
[11 J
ČSM 341725 „Předpisy technických -rentgenových pracoviší do 500 kV. Vydáno v r. 1968.
119
MIMOŘÁDNÉ UDÁLOSTI A RADIAČNÍ NEHODY Ing. Lubomír Zezulka Radiační nehoda je ztráta kontroly nad zdrojem ionizujícího záření, která má v důsledku neplánovaného zvýšená příkonu dávkového ekvivalentu 51 rozptylu radioaktivní látky za následek ozáření osob větší, než je hodnota některého z ročních základních limitů. Mimořádná událost je ztráta kontroly nad zdrojem záření spojená s podezřením, že došlo nebo s nebezpečím, že dojde k radiační nehodě. Při radiační nehodě může dojít ke třem rozdílným situacím v ozáření osob ionizujícím zářením: - Nehoda na pracovišti vede k neplánovanému ozáření postižených pracovníků. Tomuto ozáření zpravidla nelze zabránit nebo jej lze jen omezit mimořádnými opatřeními. Mohou vznikat i takové nehody, při nichž možné následky zvýšeného ozáření jaou jen částí celkového rizika pracovníků, protože současně došlo k poškození zdraví i z jiných příčin. - Nehoda může vést k vyššímu ozáření obyvatel T okolí zařízení (zdroje ionizujícího záření). V takové situaci lze provést určitá účinná opatření k omezení nebo i vyloučení expozice obyvatel, avšak tato protiopatření mohou mít svá rizika nebo nevýhody, jejichž přijatelnost musí být vyvážena úsporou nebo omezením ozáření obyvatel. - Záchranné akce, které směřují k záchraně lidských životů, k omezení ozáření postižených nebo k odvrácení závažných hospodářských škod, jsou současně spojeny s rizikem zachránců. Z těchto hledisek je nutno přistupovat k hodnocení možnosti vzniku radiační nehody na pracovišti, při přípravě a zpracování potřebné dokumentace na pracovišti vedené a ke školení příslušných pracovníků. Cíle opatření při radiační nehodě předevaím spočívají - v omezení ozáření postižených osob na dosažitelnou úroveň, včetně rychlého vyvedení ohrožených osob z místa nehody, - v prevenci nebo snížení možných zdravotních následků nehody bezodkladným poskytnutím předlékařské a lékařské první pomoci, - v obnovení kontroly nad zdrojem ionizujícíno záření a - ve vyšetřeni příčin a následků nehody včetně vyvození technických a organizačních opatření pro prevenci obdobných případů ztráty kontroly nad zdrojem ionizujícího zářeni.
120
Ha rozdíl od nehod vanikajících v důuledku působení jiných faktorů prostředí je významnou složkou zajištění pomoci při podezření na radiační nehodu r o z h o d o v a c í p r o c e s , jímá se z množiny vřech podezřelých případů vytřídí případy nevyžadující zvláštního bezprostřední!-j zřetele, případy kvalifikované k podrobnému posouzení úrovně ozáření a z tí r o skupiny ještě případy vyžadující okamžitý léčebně preventivní zákrok. Tento rys radiačních nehod vyplývá z nemožnosti zaznamenat smysly intenzitu pň ío'ien:' '•>: "'' Ivého faktoru a v dů.aledlcu existence období latence okamžitě posoudit stupeň zdravotní poruchy. Hemá-li žádná jednotlivá radiační nehoda uniknout podchycení, je třeba usměrňovat výchovu pracovníků se zdroji ionizujícího záření tak, aby bylo ohlášeno každé podezření, a smířit se s tím, že mezi všemi signály o nehodě bude velká příměs signálů, které se ukáží jako bezpředmětné. Takové pojetí vytváří nevýhodnou psychologickou atmosféru, vlivem které by i významné ozáření mohlo být podceněno. Systém opatření při radiačních nehodách musí tedy být uspořádán stupňovitě a na jednotlivých úrovních stanovena rozhodovací kriteria tak, abj s největší dosažitelnou spolehlivostí bylo vyloučeno nesprávné podcenění případu hodného zřetele. Rozhodovací postup je zjednodušeně znázorněn na schématu v následujícím článku („Zdravotní péče o pracující"), kde j e v levé polovině uveden postup pro aevjií ozáření, v pravé pro vnitřní kontaminaci. Z hlediska lékařsko-biologického je cílem systému pomoci včas po neřiodé, t.j. ještě v období latence, stanovit prognosu možného rozvoje časných změn z ozáření (patřících do kategorie projevů nestochascictcých), t.j. akutní nemoci z ozáření a lokálních změn, jimiž je ohrožena především kůže, a v případě aktuálního ohrožení zahájit ve vhodné době příslušnou léčbu. Takto je vymezen cíl lékařské pomoci zejména u případů zevního ozáření, kde postižený se dostává k ošetření v době, kdy ozařování tkání nepokračuje a kdy energie záření je v tkáních deponována ireverzibilné. V případě vnitřní kontaminace sleduje zdravotnická pomoc stejný cíl (omezit důsledky nestochastických projevů), ale vedle toho využívá možnosši, v řadě případů reálné a významné, snížit vhodnými postupy úroveň dalšího ozařování orgánů a tkáni z radionuklidů deponovaných v těle. Tyto postupy, k nimž patří např. blokáda vstřebávání radioaktivních látek zažívacím traktem, nebo podpora jejich vylučování z těla, je třeba aplikovat co nejdříve po nehodě. Takto docílené snížení dávek v orgánech má význam i u kontaminací neohrožujících postiženého bezprostředně účinky nestochastiekými, protože v každém případě snižuje pravděpodobnost účinků pozdních (stochastických). Tyto a některé jiné důvody vedou k tomu, že kriteria pro opatření při vnitřní kontaminaci a pro zapojení vyšších stupňů systému pomoci jsou vázána na dosažení jenom zlomku ročního limitu příjmu radioaktivní látky, zatímco kriteria pro opatření při zevním ozáření j sou vázána na dosažení násobku základního ročního limitu. Z uvedeného schématu vyplývá, že posuzování závažnosti nehody probíhá nejprve na úrovni pracoviště (organizace). Zde je třeba rozhodnout, zda se jedná o provozní poruchu, kterou lze zvládnout vlastními prostředky organizace a která není spojena při zevním ozáření s nebezpečím překročení ročního limitu dávkového ekvivalentu a při vnitřní kontaminaci s překročením 1/10 ročního limitu příjmu. V případě možného překročení těchto hodnot se událost neprodleně hlásí Krajské hygienické stanici, která se konzultačně nebo vlastní operativní účastí podílí na upřesňování závažnosti nehody. Je-li potvrzena oprávněnost podezření na překročení 1/10 ročního příjmu nebo při zevním ozáření na překročení dávky odpovídající pětinásobku ročního limitu (0,25 Sv na celé tělo nebo 2,5 Sv v jednotlivém orgánu
121
nebo tkáni), konzultuje Krajská hygienická stanice další postup s centrem hygieny záření Xnstitutu hygieny a epidemiologie Praha. Odborníci centra hygieny záření přispívají k upřesnění obdržených dávek a dávkových, úvazků e. účastní se ve spolupráci s vybranými zdravotnickými pracovišti stanovení indikace k hospitalizaci na vysoce specializovaných pracovištích. Při zevním oaáření celotělovými dávkami v rozmezí 0,25 - 1,00 Gy a při vnitřní kontaminaci je indikována hospitalizace na klinice nemocí z povolání Fakultní nemocnice v Praze 2. Léčebnou péči v případě vyšších lokálních dávek na kůži poskytuje oddělení popálenin kliniky plastické chirurgie Fakultní nemocnice v Praze 10 f hospitalizace je však zpravidla indikována až při zjištění lokálních projevů na kůži. V průběhu období iatence je centrum hygieny aáření ve spojení s lékařem, zajišíujícim sledování lokálního nálezu. Při celotělovém ozáření v úrovni 1 - 2 Gy se postižený hospitalizuje ne jednotce intenzivní heraatologické péče Vojenského lékařského vzdělávacího doškolovacího ústavu v Hradci Králové. Na pracovištích nebezpečné zdroje ionizujícího záření obsluhuje nebo s nimi manipuluje pouze omezený kruh osob. Ztráta kontroly nad zdrojem záření může tedy vést k ozáření zpravidla jednoho nebo několika málo osob. Na pracovištích se mohou vyskytovat zdroje způsobující vysoké příkony dávkového ekvivalentu nebo velké příjmy radioaktivních látek, takže pracovnicí postižení nehodou mohou být ohroženi akutním lokálním nebo i celkovým poškozením, které se pak projeví v plné Intenzitě po několikadenním období Iatence. Jednotlivci z obyvatelstva mohou být poškozeni obdobně jen ve výjimečných případech. Wapř. Kdyby se silný zdroj ionizujícího záření, jako je uzavřený zářič gama používaný v průmyslové defektoskopii, dostal mimo kontrolu pracovníků do prostoru přístupného veřejnosti a tam Byl nalezen neinformovaným obyvatelem, který by s ním potom nevhodně zacházel. Další možností je dopravní nehoda vozidla, které přepravuje radioaktivní materiál o vysoké specifické aktivitě, kdy tedy mohou být ohroženi i jednotlivci z obyvatelstva. Větší skupiny obyvatelstva by mohly být ozářeny také v málo pravděpodobných situacích, kdy by došlo k uniku radioaktivních látek z jaderného zařízení do okolního ovzduší nebo do voaotečí. 1'akové úniKy by ale sotva.mohly způsobit dávkové ekvivalenty vyvolávající akutní lokální nebo celková zdravotní poškození. V těchto případech by byla prováděna opatření ke snížení dávkových ekvivalentů, neboí je třeba vždy bránit jakémukoliv nezdůvodněnérau ozařování lidí a omezovat tak pravděpodobnost aožnýeh pozdních účinků. Organizace, při jejíž činnosti může dojít ke ztrátě kontroly nad zdrojem ionizujícího záření spojené s takovým zvýšením příkonů dávkového ekvivalentu nebo s rozptylem radioaktivních látek na pracovišti, že mohou vésti k radiační nehodě, je povinna podle povahy pracoviště a se souhlasem orgánu hygienické služby vydat pokyny o postupu při nehodě (havarijní plán), zahrnující opatření k obnovení kontroly nad zdrojem ionizujícího záření a k rychlému zamezeni nebo odstranění následků mimořádné události nebo radiační nehody. Pokyny o postupu při nehodě musí vycházet z výčtu a rozboru mimořádných událostí, které se mohou na daném pracovišti vyskytnout a musí v přiměřeném rozsahu zahrnovat: - způsoby zjišťování jednotlivých typů mimořádných událostí a přehled referenčních úrovní (hodnot) přímo měřených veličin, popřípadě jinak zjišíovaných sku-
122
tečností, které signalizují podezření že došlo, nebo nebezpečí že dojde k radiační nehodě a které indikují provedení jednotlivých opatření, - signální (poplachový) a svolávací řád, jejichž účelem je zabezpečit včasnou a účinnou výstrahu ohroženým ,'racovníkům a zajistit svolání otanovených pracovníků k provedení bezprostředních opatření, - vlastní havarijní instrukce (pokyny o postupu při nehodě), které konkrétně stanoví odpovědnoat jednotlivých pracovníku a stručný, srozumitelný návod k provedení přiměřených opatření pro omezení a odstranění důsledků nehody, - vybavení potřebnými přístroji a dozimetrickými metodami pro zjištění a kontrolu rozsahu mimořádné události, - zdravotnickou část havarijního plánu (pokynů o postupu při nehodě) vypracovanou příslušným zdravotnickým zařízením (závodním lékařem), která obsahuje organizační pokyny pro poskytnutí předlékařské a lékařské první pomoci, včetně organizace transportu postižených osob do specializovaných zdravotnických zařízeni. V této části havarijního plánu (pokynů o postupu při nehodě) je třeba zdůraznit, že v případe vnitřní kontaminace radionuklidy musí být prvé ošetření přiměřeně poskytnuto již v rámci přadlékařské pomoci na půdě organizace. Při radiační nehodě současně spojené s mechanickým, termickým nebo chemickým poškozením musí být tato poškození ošetřena přednostně, - pokyny pro spojení s příslušnými státními a územními orgány, - případně plán opatření na ochranu okolního obyvatelstva a plán monitorování životního prostředí v okolí zařízení. Organizace je povinna zajistit přes vedoucí pracoviší a dohlížející pracovníky podrobné seznámení každého pracovníka organizace s havarijním plánem (pokyny o postupu při nehodě) a zejména s tou jeho částí, týkající se povinností a odpovědnosti v případě nehody a dále zajistí pravidelné proškolování tormou nácviku zvládání mimořádných t-ituací (havarijní cvičení), podle povahy pracoviště 1 - 2 x do roka. Orgán hygienické služby váže -souhlas s havarijním plánem (pokyny o postupu při nehodě) na jeho pravidelné doplňování a opětné předložení při technologických nebo organizačních a provozních změnách na pracovišti. Dojde-li na pracovišti k mimořádné události nebo radiační nanodě se zdroji ionizujícího záření, je povinností pracovníka ihned o tom uvědomit vedoucího pracoviště a dohlížejícího pracovníka, ihned je třeba uzavřít nebo ohradit prostory, kde byly rozptýleny radioaktivní látky nebo kde byly zjištěny vysoké příkony dávkových ekvivalentů, aby byl zamezen přístup nepovolaných osob do těchto prostor. Sále se postupuje podle plánu opatření při nehodě. Organizace zajisíuje s využitím postupů stanovených monitorovacím plánem odhad dávkových ekvivalentů a příjmů radioaktivních látek u postižených osob; nelze-li vyloučit příjmy přesahující 1/10 ročních limitů provádějí se opatření pro první pomoc při nehodě a zajistí ee sběr biologického materiálu nezbytného k posouzeni závažnosti nehody; takový případ, jakož i případ, kdy nelze vyloučit překročení hodnoty odpovídající ročnímu limitu dávkového ekvivalentu se zevního ozářeni, se neprodleně ohlásí Krajské hygienické stanici.
123
Organizace uvědomí Krajskou hygienickou stanici také v případě mimořádné události, která déle trvá, dále se rozvíjí nebo jejíž odstranění Si ovládnutí může být spojeno s dalším ohrožením osob. Organizace uvědomí příslušné zdravotnické zařízení (závodního lékaře) v případech, kdy byl překročen dvojnásobek ročního limitu dávkového ekvivalentu ze zevního ozáření, nebo kdy příjem radioaktivních látek překročil hodnotu odpovídající 1/10 ročního limitu. Při úniku radioaktivních látek do okolí postupuje organizace podle plánu účinných opatření a uvědomí neprodleně Krajskou hygienickou stanici, která informuje příslušné státní orgány a dále Veřejnou bezpečnost. U pracovníků, kteří v důsledku nehody nebo při záchranných pracích obdrželi dávkové ekvivalenty nebo přijali radioaktivní látky způsobující dávkové úvazky vyšší než roční limity, může orgán hygienické služby povolit další práci spojenou s expozicí ionizujícímu záření a určit podmínky pro tuto práci. U pracovníků, kteří překročili dvojnásobek ročních limitů může orgán hygienické služby povolit takovou práci až po provedení lékařské prohlídky a zhodnocení přijatelnosti další plánované expozice s uvážením zdravotního stavu pracovníka, jeho pracovní kvalifikace, existenční závislosti na práci se zdroji ionizujícího záření a dále s uvážením společenských zájmů, projednaných s vedením organizace a společenskými složkami. Při stanovení podmínek pro další práci se hygienický orgán opírá o rozbor příčin radiační nehody a požaduje provést taková opatření, která by pravděpodobnost dalšího výskytu obdobných nehod omezila nebo vyloučila. Dávkové ekvivalenty obdržené při radiačních nehodách nebo při záchranné akci se registrují odděleně a nepřičítají se k dávkovým ekvivalentům obdrženým při normálním provozu, t.j. pro potřeby dalšího plánování expozice. Pro expozici v nekontrolovatelných podmínkách totiž nelze stanovit ani dodatečně obecné limity dávkových ekvivalentů. Není správné, aby jako „havarijní" nebyly připočítány dávkové ekvivalenty, které pracovník obdrží při odchylkách od plánovaného provozu nebo v důsledku nesprávného odhadu expozice při něm. Sále není možné, aby Jako „havarijní" byly dodatečně vysvětlovány vyšší dávkové ekvivalenty, zjištěné na osobním dozimetru, aniž byly zjištěny příznaky radiační nehody. Při záchranných akcích je přijatelné, aby pracovníci obdrželi dávkové ekvivalenty vyšší, než jsou přípustné při plánovaném provozu. Přijatelnost této expozice je nutno posuzovat ve vztahu k očekávanému přínosu záchranné akce a riziku s ní spojenému. 0 tomto riziku je nutno účastníky záchranné akce informovat. K záchranným akcím je vhodné užívat jen dobrovolníky a profesionální záchranáře. Správné rozhodnutí 9 záchranné akci předpokládá vysokou odbornou kvalifikaci vedoucích pracovníků a cílenou přípravu osob, které pracují na pracovištích B rizikem ionizujícího záření. Tuto kvalifikaci by měli mít vedoucí pracovníci, dohlížející pracovníci a vedoucí pracoviště, směn nebo skupin s důrazem na detašovaná pracoviště v terénu. Před přijetím rozhodnutí je nutné pokud možno rychle odhadnout očekávané ozáření, kterému budou zachránci vystaveni během akce v místi nehody a při přístupu a návratu z místa nehody. Musí se vzít v úvahu spolehlivost takového odhadu
124
a možná chyba dozimetrických přístrojů. Takovéto rozhodnutí je usnadněno, když můžeme zcela vyloučit časné poškození zdraví (očekávané celotělové ozáření nepřevýší 0,25 - 0,50 Gy), nebo když pravděpodobnost poškození je malá a případné poškození neohrozí životy exponovaných osob (celotělové ozáření do 1 Gy). U vyšších ozáření se musí předpokládat vysoká pravděpodobnost závažného poškození. Pro zásah dobrovolníků v tomto případě, zejména při záchraně lidských životů, jsou rozhodující morálně-etické pohnutky. Na pracovištích, kde je pravděpodobnost nehod se závažnými následky, musí být připravena opatření pro snížení rizika vysokého ozáření, pracovníci musí být připraveni pro rozhodování i účast na záchranných akcích a musí být vybaveni vhodnými dozimetrickými přístroji a technickými pomůckami. Tím bude umožněno nejúčelnější a nejbezpečnější provedení záchranné akce. Výběru osob pro záchrannou akci věnovat podle možností velkou pozornost. Muaí se přihlížet k fyzickým i morálním předpokladům a neměla by být povolena účast na záchranné akci osobám dříve exponovaným vysokým dávkovým ekvivalentům a ženám mladším 45 let. Ve všech případech, kdy byl orgán hygienické služby uvědomen o ztrátě kontroly nad zdrojem ionizujícího záření, oddělení (odbor) hygieny záření KHS nebo MěHa (dále jen OHZ-KHS) ihned zahájí spolupráci s organizací, zejména pokud jde o posouzení situace a o odhad velikosti a distribuce dávky popř. dávkového ekvivalentunebo příjmu radioaktivní látky u postižených osob. Podílí se na odstranění následků nehody, účastní se prešetrovaní příčin vzniku události, posuzuje přiměřenost: njáaledných opatření, popřípadě vydává doplňující pokyny. OHZ-KHS spolupracuje také se zdravotnickým zařízením poskytujícím lékařskou pomoc a spoluúčastní se rozhodování o odsunu postižených ke specializovanému lékařskému ošetření. Indikace k převezení postižených do specializovaného ošetření se opírá podle zásad uvedených ve schématu o posouzení závažnosti nehody centrem hygieny záření 1HE Praha nebo odborem pracovního lékařství oddělení hygieny záření VtÍPL Bratislava. Toto ošetřeni bude poskytnuto zpravidla pracovníkům, u nichž v důsledku nehody došlo k překročení pětinásobku ročního limitu a v případě vnitřní kontaminace k překročení 1/10 nejvyššího přípustného ročního limitu pokud s ohledem na povahu přijaté radioaktivní látky je účelné ovlivnit její eliminaci z organismu a provést podrobné vyšetření pro získání cenných údajů o její klnetice v organismu. Při radiační nehodě na pracovišti je třeba vedle výše uvedených opatření věnovat péci postiženým osobám v zájmu zabezpečení ochrany zdraví. U stavů ohrožujících život má poskytnutí první pomoci přednost před všemi dalšími opatřeními. Ošetření postižených osob se provádí podle pokynů stanovených ve zdravotnické části havarijních plánů (pokynů o postupu při nehodě), kterou zpracovává závodní nebo jiné příslušné zdravotnické zařízení.. Ma pracovištích poskytují první pomoc podle okolností spolupracovníci postiženého, závodní lékař nebo Jiní zdravotničtí pracovníci. Poskytování první pomoci úzce BOuvisi s odhadem závažnosti ozáření včetně odhadu příjmu radioaktivních látek a v tomto směru Je nezbytná úzká spolupráce zdravotníků s pracovníky organizace a hygienické služby. Pedle závažnosti ozáření se rozhoduje také o odsunu postižených osob do zdravotnických zařízení mimo závod.
125
Lékař, který poskytl ošetření rozhoduje dále podle výsledku odhadu obdržených dávkových ekvivalentů nebo příjmů radioaktivních látek u postižených. Může-li se vyloučit závažnejSi ozáření, ponechá si nemocného ve vlastní péči, t.j. ověřuje sám dalšími kontrolami, že v období 1 - 6 týdnů po nehodě nedošlo podle předpokladů k žádné biologické odezvě. Traumatologické případy odesílá zpravidla do územní spádové nemocnice mrčené pláxy zdravotnické pomoci při nehodách. Případy podezřelé ze závažnějšího ozáření odesílá na specializované pracoviště. Lékaři závodních a územních zdravotnických zařízení pečující o pracovníky se zdroji ionizujícího záření musí být instruováni o tom, že by se při své běžné praxi mohli setkat s klinickým obrazem (např. lokálním poškození kůže), vyvolávajícím v rámci diferenciální diagnózy podezření na radiační etiologii. Je totiž třeba i myslet na možnost nehody, která z jakýchkoliv příčin nebyla zachycena a ohlášena. Při takovém podezření je ošetřujíoí lékař povinen ohlásit své zjištění odboru (oddělení) hygieny záření příslušné KHS. tfkoly centra hygieny záření IHE v Praze a odboru pracovního lékařství, oddělení hygieny záření Výzkumného ústavu prevetívného lekárstva (VTÍPL) v Bratislave: - poskytují odbornou pomoc orgánům hygienické služby (resp. OHZ-KHS) a dalším organizacím v případě radiační nehody při posouzení závažnosti nehody a při odhadech a dalším zpřesnění velikosti a distribuoe dávkových ekvivalentů a příjmů radioaktivních látek, - podílejí se na zajištění specializované pomoci, zejména na posouzení rozsahu a závažnosti zevního nebo vnitřního ozáření a na rozhodování o vhodných terapeutických postupech, - ve významných případech provádějí měření a hodnocení potřebné ke zjištění charakteru vnitřní kontaminace a k upřesnění dávkových ekvivalentů ze zevního ozáření, - zajišlují centrální evidenci radiačních nehod a mimořádných událostí (centrální registr) a vypracovávají periodické přehledy o frekvenci a příčinách ztráty kontroly nad zdroji ionizujícího záření, - zevšeobecňují získané poznatky a realisují je např. při metodickém vedení hygienické služby a při dalším vzdělávání lékařů a zdravotnických pracovníků v Institutu pro další vzdělávání lékařů a farmaceutů v Praze. K zajištění těchto úkolů jsou vytvořeny organizační předpoklady, aby všechna písemná a telefonická hlášení o nehodách byla po přijetí okamžitě předána vedoucímu centra hygieny záření, aby příslušné skupiny odborníků včas rozvinuly svoji činnost a aby v případě potřeby mohli být odborníci vysláni s potřebným vybavením na místo nehody. zkušeností s poskytováním pomoci při radiačních nehodách je třeba využít ke zvýšení účinnosti preventivních opatření. Každou nehodu a mimořádnou událost je třeba podrobně prošetřit B ohledem na její příčiny i následky. Dokumentace na úrovni organizace, hygienické služby i zařízení léčebně preventivní péče má být oo nejúplnější. Organizace proved* o radiační nehodě nebo mimořádné události a o její 11-
126
kvidaci záznam, který ověří vedouci pracoviětš a dohlížející pracovník. Tento záznam zašle organizace krajskému hygienikovi k zaujetí stanoviska k příčinám nehody a k posouzení přiměřenosti její likvidace. Konečné hodnocení závažných nehod a případů poškození se provádí kolektivně zaučasti těch složek systému pomoci, které se na likvidaci nehody podílely. Na centru hygieny záření IHE (odboru pracovního lékařství VtfPL) je jeden registr nehod, ve kterém se soustřeďuje úplná dokumentace o nehodách. Tato pracoviště předkládají KZ ČSR (nebo MZ SSR) náměty na další opatření, která z rozboru nehod vyplývají. Při zpracování potřebné dokumentace a při rozboru příčin vzniku radiačních nehod a mimořádných událostí musíme předpokládat možnost vzniku požáru, llení možné počítat pouze s tím, že v této problematice jsou vyškoleni příslušní požárníci. Lokalizaci poEáru, v jejímž místě mohou být radioaktivní zářiče mohou provádět i pracovníci sani hasicími přístroji nebo jinými způsoby. Mohou zde zasahovat i dobrovolné požární sbory, jejichž příslušníci nejsou dostatečně seznámeni s touto problematikou. Potřebné údaje o požárně-technickéra hodnocení pracovišt a míst se zdroji ionizujícího záření, o požárně-technické charakteristice látek a materiálů používaných v provozech a místech se zdroji ionizujícího záření možno získat v příručce vydané Ministerstvem vnitra ČSR, hlavní správou požární ochrany „Zásady činnosti jednotek požární ochrany na pracovištích s ionizačním zářením", která byla vydána v roce 1981 a je k dispozici u požárních útvarů a okresních (městských) inspekcí požární ochrany. Touto problematikou by se měli odpovědní pracovníci, bezpečnostní technici, dohlížející pracovníci, vedoucí pracoviště, požární preventisté a další zabývat již v době, kdy se zpracovávají projektové podklady pro pracoviště se zdroji ionizujícího záření, kdy se zpracovávají pracovní řády, pokyny o postupu při nehodě, požární směrnice a další navazující dokumenty. Patřičná pozornost by měla být věnována těmto otázkám při školení a přezkušování pracovníků se zdroji ionizujícího záření, ale i ostatních pracovníků v okolí, kteří eventuálně se mohou zásahu zúčastnit. Požární situace by mely být zařazeny i do nácviku zvládaní mimořádných situací (havarijní cvičení). Bylo by neuvážené tvrdit, že při současném poctu potencionálních zdrojů ionizujícího záření v našem státě je nepravděpodobné, že k nehodě dojde. Je zapotřebí získat předstih ještě dřive,než vlastní potřeba případného i;ásáhu bude aktuální. Proto je vhodné váechny související otázky projednávat s kvalifikovanými pracovníky požární ochrany, kteří již v minulosti ji3tě na pracovištích sa zdroji ionizujícího záření potřebné podklady a údaje zjišiovali. Zvláště důležité je to při zřizování nových pracoviší se zdroji ionizujícího záření. Ze správného požárně-technického zhodnocení můžeme udělat i správné závěry pro jednotlivá opatření. Na př. jaký typ hasicího přístroje má být na pracovišti k dispozici. Uzavřené radionuklidové zářiče jsou obvykle uloženy v silnostSnných ocelových nebo olověných kontejnerech, opatřených kolimačním otvorem, kterým příslušný svazek paprsků vyzařuje. Radionuklid Co je používán ve formě kovového roubíku, radionuklid 1 " c s ve fomS soli. Obě formy jsou netěkavé, k úniku by mohlo dojít jen při rozžhavení ocelového obalu nebo roztavení stěny olověného kontej-
t27
aeru. V případě Co je možno povrch kontejneru ochladit vodou. V případě •''Cs kysličníkem uhličitým, protože vniknutí vody dovnitř by způsobilo rozpuštění česné soli a zamoření okolí. Fři lokalizaci požáru Je nutné dbát nejen o to, aby zásah byl co nejúčinnější, ale aby také nevyvolal druhotné a ještě vStší škody, než sám požár. A navíc, je nutno provádět zásah tak, aby ohrožení pracovníků havarijní jednotky bylo co nejmenší. Proto je získání základních vědomostí o vlastnostech radioaktivních látek, jakož i o požárně-technické charakteristice látek a materiálů v provozech a místech ae zdroji ionizujícího záření mimořádně nutné. K usnadnění volby správného a účinného opatření slouží kromě vlastních technických prostředků a sil i různá dokumentace. Jde jak o písemně zpracované pokyny a návody, tak o graficky znázorněné situace, jakými jsou požární a hasební plány, havarijní plány, signální řády a pod. Potřeba zpracováni takové dokumentace, v nejvyšší možné kvalitě a vyčerpávajícím způsobem popisující možné stavy je naléhavější víc, než v jiných případech. Kromě zodpovězení otázek „klasické" požární ochrany a bojové taktiky je nutné znát předem, pokud je to jen trochu možné, i návrhy řešení řady ostatních základních situací. Z těchto důvodů je nutná trvalá spolupráce odborníků uvažovaného místa (objektu, pracovigtě) a specialistů represe a velitelů, požárních útvarů. Všichni by měli v oblasti své přímé působnosti dokonale znát všechna místa, kde jsou EÍÍTOje ionizujícího záření. Nejen formálně, ale konkrétně by si měli prověřit stav požárního zabezpečení příslušných zařízeni, kde byla nutná jejich zásahová činnost. Z hlediska prevence radiačních nehod na pracovištích se zdroji ionizujícího záření je závěrem nutno upozornit na mimořádný význam selháni lidského činitele. Proto je třeba věnovat zvláštní pozornost výběru pracovníků pro kritická místa v provozu a rizikem radiačních nehod z hlediska jak odborné kvalifikace, tak psychologické charakteristiky pracovníků, která v rozhodujících chvílích ovlivňuje spolehlivost celého systému radiační ochrany. Závěrem této stati uvedeme jeden případ radiační nehody defektoskopického pracovníka. 5•srpna 1930 pxozařoval defektoskopický pracovník s využitím gamadefektoskopu GAMMAMAT II obvodové sváry trubek na skladišti v hale. Aktuální aktivita radionuklldu * Ir byla 1,37 !CBq. Pracovník měl filmový dozimetr, ale nebyl vybaven prstýnkovým dozimetreni. Sále měl signalizační dozimetr Gammatest nastavený na hodnotu 2 mR/h. Měl provést 30 expozic po 20 s. Po první provedené expozici a kontrole Gammatestem, že zářič je zpět v krytu - Gammatest vypnul z důvodů, aby prý ušetřil tužkovou baterii. Pak provedl dalších 29 expozic a teprve po skončení prozařování a odpojení tlačné hadice bowdenu zjistil, že nosič zářiče není v krytu. Příčinou bylo samovolné rozpojení nosiče zářiče od kuličky tlačného bowdenu. Havárii se rozhodl likvidovat sám. 7 dokumentaci měl uvedeny údaje o tom koho má informovat. Měl telefonní číslo na dispečink podniku, kde je trvalá služba, na svého vedoucího pracovníka i pracovníka dohlížejícího, kteří jak bylo později zjištěno byli oba doma.(Prozařování bylo prováděno totiž na odpoledni směni). Při likvidaci odpojil pracovní hadici od krytu. Uchopil ji asi 1 m od kon-
128
covky do ruky a nosič zářiče nadzvednutím „vysypal" na zem haly. Pomocí dřevěné tyčky, dlouhé asi 30-40 cm přidržel nosič se zářičem na zemi, připojil kuličku bowdenu na nosič a ten pak zatáhl bez obtíží do krytu. Potom byl kryt zanesen do trezoru. Druhý den po oznámení odpovědným pracovníkům podniku, byl odeslán urychlenš filmový dozimetr k vyhodnocení na tfWVK Praha. Zjištěná dávka činila 145 mGy. Byla provedena rekonstrukce radiační nehody, což již bylo v důsledku zpoždění velmi pracné. Na základě ověření jednotlivých operací, stanovení jejich doby a výpočtu bylo odhadnuto, že pracovník obdržel na prsty dávku 8 - 1 2 Gy, což odpovídá 1. a 2. stupni radiační dermatitídy. Ozářený pracovník byl odeslán na lůžkové oddělení nemocí z povolání, kde byl sledován. 19.den po radiační nehodě pacient pociťoval píchání a pálení na bříšcích palce a ukazovátku levé ruky (po předešlém pracovním úraze se totiž přeorientoval na levou ruku), objevilo se pozdní zarudnutí (erytém), další den na ukazováku puchýř, který za 4 dny praskl - na palci zarudnutí přetrvávalo. Tyto projevy tedy potvrdily vypočtenou dávku ! 43.den po nehodě vřed na ukazováku se stále Spatně hojí a na palci je dobře se hojící zarudlá ploška. 57.den již na ukazováku levé ruky se jizvička dobře hojí. 78.den po nehodě došlo k poruše nahtu (onycholýza) na ukazováku levé ruky, která se v dalším průběhu dobře hojila. 3 měsíce po nehodě jsou kožní změny zhojeny, dermatologické objektivní nálezy i ostatní cílená vyšetření jsou normální. Ještě 4 měsíce pacient pociíuje občasné pálení ukazováku levé ruky. Pracovník byl organizací vyřazen z práce v riziku ionizujícího záření a by zařazen k vizuální kontrole v OTK, bez jakékoliv zátěže rukou a byl řádně poučen. 59b.den od nehody dochází k recidíve - vznik zarudnutí a vředu (ulcerace) na bříšku ukazováku. Konzervativní léčbou se stav pacienta poněkud zlepšil. Vzhledem k tomu, že osud nebyl jistý, uvažovalo se podle dalšího průběhu o možné plastické operaci. 623.den od nehody se zarudnutí, otok i vřed zvětšují a pacient pociíuje kruté pálivé bolesti v postiženém prstu. Pobytem v přetlakové komoře byl učiněn pokus o ovlivnění dalšího průběhu onemocnění před plánovanou amputací. Po 23 sezeních v hyperbarické komoře (712 dní od nehody) se nekrotické ložisko ohraničuje a hojí, zdurení zcela vymizelo, pacient se cítí dobře - nemá bolesti. V postižené oblasti zůstává suchá, klidná, pevně lpící crusta (strup) velikosti 15 x 8 mm. 726 dní od nehody je stav zlepšen, strup se začíná odlupovat. Za dlaších 14 dnů - 740 dní od nehody se stav celého prstu zhoršuje (atrofie), pacient má dojem, že poslední dva články ukazováku mu překážejí a jaou neohebné. S přihlédnutím ke špatnému morfologickému a funkčnímu stavu je indikována amputace posledních dvou článků prstu, aby se předešlo případným dalším recidivám, nebo vzniku zhoubného nádoru. Amputace byla provedena 748 dní po nehodě (27.8.1982). Přestože šlo o pracovníka zkušeného, s 9 letou praxí, došlo k nehodě zcela zbytečně na základě nerozumného šetření baterie. Byly hrubě porušeny předpisy, pracovní řád, pokyny o postupu při nehodě. Pracovník neohlásil nehodu, likvidoval ji sám a tím podstatně etíSil šetření nehody a stanovení obdržené dávky. Na základě této nehody z hlediska technického byl přijat zlepšovací návrh na zhotovení pomůcky, pomocí které je možno kontrolovat rozměr pánvičky zadní části nosiče uzavřeného zářiče, do kterého se vkládá kulička výtlačného bowdenového lanka. Pře-
129
vážnou 5ást dávky obdržel pracovník z těch 29 expozic, kdy již byl podle vyvolanýoh snímků nosič zářiče uvolněn od bowdenu a nevracel se do krytu.
L i t e r a t u r a 1) Vyhlágka 6. 59/1972 Sb., o ochraně zdraví před ionizujícím zářením a návrh její novelizace 2) Hodnocení rizika ionizujícího záření, Zdravotnické aktuality 73 Sis. 175 3) Publikace UV ČSR - HSPO „Zásady činnosti jednotek požární ochrany na pracovištích s ionizačním zářením" r. 1981 4) Klener,V.: Nehody na pracovištích se zdroji ionizujícího záření - Ústav zdravotní výchovy Praha (ediční plán na r. 1986).
130
ZDRAVOTNÍ PÉČE O PRACUJÍC! V RIZIKU IONIZUJÍCÍHO ZÁŘENÍ MUDr. Jana Novotná Odborná zdravotní péče o praoující je v našem státě soustředěna do rukou z á v o d n í c h o b v o d n í c h l é k a ř ů , případně obvodních lékařů pověřených péSí o pracuj£oí, kteří poskytuji Zdravotnické služby v malých závodech v místě jejich obvodu (dále jen závodní lékaři). 1) Závodní lékaři zajišťují zejména léSbu běžných onemocnění a úrazů, posuzují pracovní schopnost pracujících a usměrňuji jejich pracovní zařazeni, podílejí se na prevenci jejich onemocněni a úrazů - provádějí vstupní, výstupní, preventivní a řadové prohlídky pracujících a konečně se podílejí ve spolupráci s hygienickou službou spolu s odbornými pracovníky organizace a složkami ROH na realizaci základních opatření k ochraně zdraví na pracovišti. V případě nehody poskytují první pomoc a podílejí se na vypracování pokynů o postupu při nehodách (dále havarijních plánů). Při podezření na poškození z práce u pracujících postupuje lékař ve spolupráoi s odborným pracovištěm pro choroby z povolání. Preventivní lékařská péče na závodech je ve zvýšené míře věnována pracovníkům t.zv. r i z i k o v ý c h p r a c o v i á í . Rizikovým pracovištěm se obecně rozumí takové pracoviště, na němž je zvýšené nebezpeSí pracovních úrazů, nemocí z povolání, průmyslových otrav nebo jiných poškození zdraví. ' Aby bylo možno poskytnout cíleně lékařskou preventivní péči při zvýšeném ohrožení zdraví, je pro pracovníky rizikových pracovišť stanovena povinnost podrobit se cíleným vstupním a také pravidelným preventivním lékařským prohlídkám. Termíny a rozsah prováděných vyšetření stanoví při schvalování t.zv. seznamu rizikových pracovišl příslušný hygienik. Seznam vypracovává organizace ve spolupráci se závodním lékařem. Vždy k 1. listopadu každého roku je organizace povinna zkontrolovat jeho platnost, oznámit změny institucím, jímž je seznam zasílán, nebo seznam obnovit. Schválené seznamy rizikových pracovišť se předávají mimo jiné příslušnému závodnímu lékaři, oddělení nemocí z.povolání a ředitelství OlÍNZ nebo KlÍNZ. U pracovišl se zdroji záření jsou za riziková považována ta, kde je vymezeno kontrolované pásmo podle odst. c) 5 4 vyhlášky HZd ČSR S. 59/1972 Sb., o ochraně zdraví před ionizujícím zářením (dále IZ), t.j. pracoviště kde je předepsána povinnost podrobit se pravidelným preventivním prohlídkám.
1) Směrnice HZd ČSE S. 15/1963 o poskytování obvodních zdravotnických služeb a poskytování zdravotnických služeb pracujíoím na závodě. 2) i 12 Směrnic HZd CSSR S. 49/1967 o posuzování zdravotní způsobilosti k práci, ve znění Směrnice S. 17/1970, Věstník Ministerstva zdravotnictví Sástka 9 -10, 1970.
131
Smyslem p r e v e n t i v n í c h p r o h l í d e k u rizika I Z Je posoudit celkový zdravotní stav pacienta a jeho vývoj za poslední období a odhalit připadni vzniklé zdravotní poruchy, u kterých by mohlo IZ nepřízniví spolupůsobit, nebo onemocnění, která by znemožňovala používání osobních ochranných pomůcek Jako je tomu např. při zánětu kůže rukou je-li nutno používat rukavice při práci s otevřenými zářiči. V dnešní době už nelse očekávat odhalení akutního nebo pozdního nestochastického poškození, která vzhledem k vysokým prahovým dávkám může vzniknout Jen v důsledku mimořádných jednorázových ozáření spojených a dávkou alespoň o řád vyšší než je dávka nejvýše přípustná. 7 takovém případě je ovšem lékařská prohlídka provedena ihned při registraci nehody v krajním případě po tá, kdy po nepoznaná nebo neohlášená nehodí vyhledá postižený lékaře při vzniku příznaků poškození. Tak tomu bylo v několika případech popálení kůže rukou při manipulaci s defektoskopickými uzavřenými zářiči. Ani pravděpodobnost vzniku rakoviny ze záření z profesionální zátěže při nízkých dávkách získávaných dnes při pracovní Sinnostl není tak vysoká, aby bylo možno klást za cíl preventivních prohlídek časný záchyt rakovin a to 1 kdyby byly prováděny v kratších intervalech. (Jinak je tomu u rakovin z jiných příčin, např. u kuřáků ve vyšších věkových kategorií apod.)< tfčelem preventivních lékařských prohlídek u pracujících v riziku IZ je tedy jednak odhalit případně vzniklé zdravotní překážky pro práci se zdroji záření a to diferencovaně podle způsobů práoe a charakteru pracoviště, a také poskytnout obecnou lékařskou prevenci na vyšší úrovni než je tomu u preooviši, kde účinek škodlivin lze spolehlivě elimitovat. K tomu, aby preventivní prohlídky mohly splnit svůj účel, je nutno poskytnout závodnímu lékaři edpovídající informaci - zejména jmenný seznam pracovníků v riziku a přehled Jejich osobních dávek. Jestliže vznikne podezření na o n e m o c n ě n í z p o v o l á n í z I Z , rozhoduje o profesionalitě příslušné oddělení nemocí z povolání, která . výsledky vyšetření vždy doplní posudkem příslušné hygienické stanice. Analyzuje se při tom způsob práoe a vůbee pracovní podmínky a odhaduje se dávka, která moJila poškození způsobit. Jako nemoci z povolání t IZ bývají u pracovníků v průmyslu kvalifikovány občas akutní záněty kůže vzniklé např* při nehodách na přechodnýoh pracovištích průmyslové defektoskopie, zcela výjimečně zákal oční čočky a chronioké kožní změny, ke kterým došlo v důsledku někdejších vysokých ozáření. Z rakoviných onemocnění jsou to karcinomy plic u pracovníků v uranových dolech s dřívějších vyšších úrovní ozáření a výjimeční leukémie - rakovina bílých krvinek. Pro rakoviny platí, že nelze podle klinických příznaků stanovit Jejich původ. Proto se při podezření na profesionální vznik zjišiujo kumulovaná dávka z pracovní činnosti a odhaduje s ní spojená riziko vzniklého druhu rakoviny, to se pak porovnává s přirozeným výskytem v populaci s přihlédnutím k viku a pohlaví. Jestliže pravděpodobnost vzniku rakoviny z dávky, kterou Slovek obdržel při práci je srovnatelné s přirozeným výskytem nebo vyšší, je zpravidla vzniklá rakovina posuzována jako nemoe z povolání. Takový objektivní postup ovšem předpokládá dostupnost Informací o osobní dávee a způsobu práoe v uplynulýoh letech. To je jeden z důvodů, proč se v současných předpisech požaduje, aby po dobu 30 J.et (podle novelizované vyhlášky 50 1st), byly na praoovišti archivovány záznamy o dávkáoh pracovníků, výsledcích míření, charakteru práce atd. Cílem opatření v ochraně před IZ, vedle preveaoe a omezení účinků atoohaatiokýoh. Je zabránit časným nestoohastlekým poškozením, která mohou vzniknout v důsledku nehod na pracovištíoh. Je třeba předem zdůraznit, že většina takových
132
poškození vznikla nikoliv v důsledku nehody samé, ale až při její nekvalifikované likvidaci. Z toho důvodu je nutno nejen realizovat všechna dostupná opatření k zabránění nehody, ale také připravit náležitý p o s t u p při n e h o d ě , když už k ní dojde. Postup je zpravidla uváděn již v zmíněném havarijním plánu, na jehož vypracování se podílí i závodní lékař. Měl by obsahovat zcela konkrétní postup podle předpokladatelného mechanizmu vzniku nehody a místních možností a podmínek pracoviště. První zásah při nehodě musí sledovat dva základní cíle: 1. Přerušit další ozařování postižené osoby. To znamená vzdálit ji z místa, kde je možné zevní ozařování při nehodě s uzavřeným zářičem nebo přístrojem, který je zdrojem IZ, nebo odložit oděv a zahájit dekontaminaci při nehodě se zářiči otevřenými. 2. Zajistit ohrožený prostor před vstupem nepovolaných osob. Teprve pak je čas na zhodnocení situace a posouzení stupně ohrožení - tedy provedení alespoň hrubého odhadu dávky. Podle toho rozhoduje o dalším postupu. Odstranění důsledků vlastní nehody vyžaduje střízlivé posouzení a naplánování postupu. Jsou-li splněny obě uvedené podmínky, nehrozí bezprostřední nebezpečí z prodlení. Zkratkovité jednání naopak k poškození může vést. Dochází k němu stále a to i u kvalifikovaných pracovníků, pokud jsou vedeni snahou při prvním impulsu ihned nehodu zlikvidovat: uvolněný defektoskopický zářič je zasouván do krytu bez přijatelného zajištění a to i holou rukou, rozlitý otevřený zářiS z obavy před znehodnocením ihned stírán do nádob apod. Nelze dost zdůraznit nutnost promyšleného třeba i ověřovaného a na modelu ozkoušeného postupu likvidace při důsledné dozimetrické kontrole. P r v n í p o m o c , která se poskytuje postiženému, nebo kterou mnohdy postižený provádí sám, je poněkud odlišná při nehodě s uzavřenými a otevřenými zářiči. Odlišný rozhodovací proces je uveden v následujícím schématu (viz tabulka). U z e v n í h o o z á ř e n í je po zajištění zdroje vždycky dost času pro další rozhodování. I při nadprahové dávce vzniká poškození až po delší době a jeho vzniku nelze už v této fázi nikterak zabránit. První osobní pomoc se omezuje na uklidnění postiženého a jeho umístění v teple a na klidném místě. Vždycky musí být informován spolu s vedoucím také dohlížející pracovník. Za jeho přispění se rozhoduje zda mohla být dosažena nejvýše přípustná roční dávka t.j. efektivní dávkový ekvivalent 50 mSv. Pokud je spolehlivě taková výše dávky vyloučena, postačí provést rozbor příčin se záznamem a následnou informací hygienické služby*, lékařská kontrola není nutná. Je-li podezření, že nejvýše přípustná dávka překročena byla musí být vždy bezprostředně informována hygienická služba. Po dosažení dvojnásobku přípustné dávky t.j. na celé tělo efektivní dávkový ekvivalent 100 mSv, je informován závodní lékař, který provede základní vyšetření případně odebere krev na stanovení chromozomálních změn v lymfocytech. Jestliže dávka mohla být ještě vyšší je postižený zpravidla hospitalizován na klinice nemocí z povolání. Veškerá další činnost na místě je zaměřena k upřesnění původního odhadu dávky, kterou postižený mohl obdržet. Analyzuje se vzdálenost různých částí těla od zdroje ve chvíli nehody, čas působení, provádí se rekostrukce, uchovávají se materiály a podklady, které lze použít pro odhad vyšších dávek (mimo Jiné i krystaly v hodinkách či klenotech).
133
Rozhodování při nehodě spojené s ozářením pracovníků
Činnost
Míra zevního ozáření
Rozbo* příčin^— záznam
Překročení HPD vyloučeno
Instituce
Pracovník it
Velikost vnitrní kontaminace
činnost
Příjem desetiny HPP
příčin,
vyloučen
záznam
Hygienická stanice /HS/
ťříjem desetiny M W
Oznámení KS Oanámení záv. lékaři Dekontaminace
Centrum hygieny záření /CIIZ/
Překročení desetiny možné
Pracoviště
Oznámení Překročení NPD hygienické^. možné stanici
Oznámení závodnímu, lékaři <
Překročení dvojnásobku Í1PD možné
Oznámení CHZ <-
Překročení pětinásobku NPB možné
Hospitalizace^- Dle závažnosti'
Zkratky:
NPD KJTP
možný
- ^ Oznámení GiiZ
kDle závažnosti
nejvýše přípustný roční linit efektivního dávkového ekvivalentu nejvýše přípustný roční limit příjmu radionuklidu dle přílohy vyhlááky
ii3
hygienická stanice
CHZ
centruc hygieny záření IHiä v Praze
V případě nehody s otevřenými zářiči nebo při podezření, že uzavřený zářič byl poškozen a mohlo tedy dojít ke kontaminaci okolí je postup složitější. Předně je nutno rozhodnout, zda vůbec mohlo dojít k v n i t ř n í k o n t a m i n a c i , t.j. proniknutí radioaktivní látky do organismu. Tu lze vyloučit proměřením povrchů v místech, kde se postižený pohyboval, proměřením pracovního oděvu případně rukou a vůbec nechráněného povrchu těla. Pouhým rozborem příčin se záznamem o nehodě, který bude zaslán příslušnému hygienikovi se lze spokojit bez dalších opatření Jen tehdy je-li vnitrní kontaminace prakticky vyloučena. Jestliže ji vyloučit nelze, ale nemůže být vyšší než jedna desetina nejvýše přípustné roční áávky, tedy úvazek efektivního dávkového ekvivalentu z proniknuvšího radioizotopu do organismu nebude vyšší než 5 mSv je třeba alespoň dekontaminovat. Tak nízkou dávku v prvním přiblížení je možno spolehlivě vymezit prakticky jen je-li ověřeno, že do pracovního prostoru neunikla při nehodě aktivita vyšší než je právě jedna desetina nejvýše přípustného příjmu. Jestliže vnitřní kontaminace může být vyšší, musí být bezprostředně informována hygienická služba a závodní lékař a zahájena dekontaminace. Kontaminovaný oděv se ukládá do nepropustného obalu, provede se výplach úst, postižený se vysmrká a tento materiál spolu s oděvem se ukládá k dalšímu měření. K dekontaminaci pokožky zpravidla postaSí proud vody, mýdlo resp. saponát a kartáč. Účinnost se kontroluje průběžným měřením. Lze ostříhat nehty, šetrně sedřít povrch zrohovatělé vrstvy pokožky na rukou, nesmí být ale v žádném případě pokožka poraněna. Někdy jsou používány zvláštní dekontaminační prostředky. Jestliže došlo jednoznačně k překročení jedné desetiny nejvyššího přípustného příjmu, rozhodne se za účasti pracovníka hygienické služby zpravidla o hospitalizaci postiženého na klinice nemocí z povolání. Nejen pro určitou možnost léčebných postupů, které mohou vést ke snížení dávkového úvazku, ale také proto, aby mohlo být průběžně sledováno vylučování radioizotopu z organismu močít stolicí někdy i vydechovaným vzduchem. Jestliže jde o gama zářič je možno provést také měření na celotělovém počítači. Ha tomto místě je třeba vůbec vysvětlit, proč byly zvoleny pro rozhodování v rámci pomoci poskytované ozářeným tak nízké dávky. Je to proto, že se počítá s chybou prvních odhadů a caké chybou měření. Zvolený systém připotu^í spíš řadu oznámení, přeceňující stupeň ohrožení, než to, aby byl podceněn jeden významný případ. Zvláštní význam má kontaminace při poranění kůže. Může při ní dojít k proniknutí významného podílu radioizotopu do organismu a ohrožení člověka především důsledkem vnitřní kontaminace. Proto konečná ošetření provádí vždy lékař. I u nehod s otevřenými zářiči platí, že je nutno zaznamenat všechny okolnosti a v uzavřených obalech uchovat všechny materiály, které mohou vést k upřesnění dávky. Na exponovaných pracovištích a otevřenými zářiči bývají někdy i pro laickou první ponoc připraveny léky, které omezují vstřebávání, nebo zrychlují vylučování některých radioizotopů z těla. Podávají ne co nejdříve po nehodě, nebol tak jsou nejúčineJäí. Postihují však relativně malou skupinu radioizotopů, některé jsou nákladné a mají krátkou dobu životnosti. Proto jsou připraveny jen tam, kde je to odůvodněno rozsahem práce i druhem používaných radioizotopů. Jak je zřejmé, první pomoc při nehodě se zdrojem ionizujícího záření předpokládá přerušení dalšího ozařování, případně dekontaminaci a uklidnění po-
135
stíženého a via ostatní ja zaměřeno k zajistíní a uchování všech údajů a dokladů, která vedou ke zpřesnění odhadu obdržená dávky. I to lze pokládat za pomoc se zdravotnickým dosahem, nebol umožňuje přiměřená zajištění a ošetření postiženého pracovníka. Postup při likvidaci následků nehody už není obsahem zdravotnická prv ní pomoci a je proto uveden v jiná kapitole.
Závěrem lze shrnout: zdravotnická péče o pracující ae zdroji ionizujícího záření je zvýšená a cílená při nástupu na jakoukoliv práci ae zdroji záření a je navíc trvalá a průběžná u pracovníků kontrolovaných páaem. Provádí ji až na vyjímky závodní lékař. Neformální a účelná může být však jen tehdy, spolupracuje-li s lékařem aktivně pracovník 1 organizace. V případě nehody je rozhodnutí v rámci první pomoci především T rukou pracovníků samých a odborník* v ochraně před ionizujícím zářením - dohlížejícího pracovníka.
136
DALŠÍ POŽADAVKY RADIAČNÍ OCHRANY PŘI PRÁCI S RADIOAKTIVNÍMI LÁTKAMI, KTERÉ NEJSOU UZAVŘENÝM ZÁŘIČEM MUDr. Alena Heribanová, Ing. Václav Husák, CSc. if v o d Kurs Ochrana při práci se zdroji Ionizujícího záření r národním hospodářství Je zaměřen hlavně na radiační ochranu na pracovištích, která používají uzavřené zářiče. (ČSN 40 4301 Uzavřené radionuklidové zářiče. Značení a osvedčení). Protože ve výzkumu, zdravotnictví, v poalední době i v zemědělství a jinde je řada pracovišt, která používají radioaktivní látky, které nejsou uzavřeným zářičem (otevřené záři59), byla pro úplnost do sborníku kursu zařazena i tato kapitola, podávající další stručnou informaci o radiačně - hygienické problematice práce s otevřenými zářiči. P o z n á m k y
k h o d n o c e n í k o n t a m i n a c e
v n i t ř n í
Zdravotní riziko spojené s prací s otevřenými zářiči představuje v n i t ř n í k o n t a m i n a c e organismu radioaktivními látkami, která se hodnotí, podobně jako ozáření organismu z vnějších zdrojů, podle dávkových ekvivalentů záření, které jednotlivé orgány absorbují během trvání vnitřní kontaminace. Závisí přitom na cestě vstupu radioaktivní látky do organismu (požitím, vdechnutím, otevřeným poraněním), na distribuci v organismu, délce jeho setrvání v organismu a způsobu vylučování. Rychlost vylučování radioaktivní látky z organismu popisuje biologický poločas (doba potřebná k vyloučení polovičního vstřebaného množství radioaktivní látky)} kombinací biologického a fyzikálního poločasu je efektivní poločas. Pro vystižení časového průběhu kumulace dávky při vnitřní kontaminaci byly pro účely ochrany před zářením zavedeny dva praktické pojmy: příjem radioaktivní látky a dávkový úvazek. Pří-fmem r a d i o a k t i v n í látky (I.) je aktivita, kterou člověk některou z uvedených cest přijme. Z tohoto množství radioaktivní látky se část v organismu retinuje, část se ihned vyloučí a další část se vyloučí postupně. D á v k o v ý ú v a z e k (H^, ^ 0 ) přiřazuje každému příjmu radioaktivní látky do organismu v hodnoceném období práce v riziku dávku, kterou organismus absorbuje během následujících padesáti let. Dávkový úvazek můžeme stanovit podle příjmu, podle vylučované aktivity (exkrece) a podle depa, zjištěného oelotělovým měřením. P o ž a d a v k y na v y b a v e n í
s t a v e b n í ú p r a v u p r a c o v i S í
a
Hodnocení rizika vnitřní kontaminace při práci s otevřenými zářiči a sta-
137
novaní přiměřených ochranných opatření vyžaduje uvážit aktivitu, fyzikálně-chetDickou formu a radiotoxicitu radionuklidu, druh pracovních operací, vybavení pracovního místa izolujícím zařízením, které odděluje pracovníka od pracovní operace a další podmínky práce. Podle stavebního uspořádání a vybavení a s ohledem na množství zpracovávané radioaktivní látky a další činitele důležité pro ochranu před vnitřním ozářením se pracovní místa a pracoviště rozdělují na tři k a t e g o r i e .
Požadavky na stavební úpravu pracovišť, Jejich vybavení, postup při stanovení kategorie pracovního místa apod. jsou uvedeny v příloze novely vyhlášky 6. b9/1972 Sb, o ochraně zdraví před ionizujícím zářením. Podrobné podmínky pro manipulaci a radioaktivními látkami jsou uvedeny v 5SM 34 1730 Předpisy pro pracoviště s radioaktivními látkami, která bude novelizována. (Některé články této normy Již upravila Štandartní metoda hlavního hygienika pro postup orgánů hygienické služby při stanovení kategorie práce a pracoviší s otevřenými radioaktivními zářiči). Pracovištěm I. k a t e g o r i e může být dobře vybavená chemická laboratoř s uspokojivou ventilací, vybavená digestoři. Pracoviště II. k a t e g o r i e musí být vhodně uspořádáno v několika místnostech, dobře vybaveno izolujícími zaříseníai a dobře ventilováno. Pracoviště III. k a t e g o r i e může být zřízeno jen jako součást jaderného zařízení nebo jiného odborně projektovaného pracoviště s otevřenými zářiči. Musí být dokonale ventilováno, vybaveno izolujícím zařízením hermetizujícího typu, stavebně uspořádáno do větších komplexů místností a musí mít zabezpečenu ochranu okolí. Kategorie pracoviště je dána pracovním místem s nejvyšší kategorií. Součástí pracovišť II. a III. kategorie musí být i místnosti vyhrazené pro skladování radioaktivních preparátů (» radioaktivní látka, která není uzavřeným zářičem, je určena pro další využití a Je provázena průvodním listem - ČSN 40 4001 „Radioaktivní preparáty, značení a průvodní list"), pro skladování radioaktivních odpadů, měřící místnosti, místnosti, kde je dovoleno jíst, pít a kouřit apod. Stoly, podlahy a další zařízení musí mít hladký, snadno omyvatelný povrch, na přechodu stěn a podlahy musí být vytvořeno zaoblení (požlábek), spád podlah musí být ke gule, která navazuje na samostatnou jímku. Pracovníky je třeba vybavit ochranným oděvem a ochrannými pomůckami podle typu pracovní operace, zpracovávaného nuklidu apod. (dálkové manipulátory, gumové rukavice, galoše, zástěry, ochranné štíty, respiratory aj.). Zářič se zásadně nesmí brát holou rukou, nesmí se pipetovat ústy pracovat s nezhojenou ranou apod. P o s t u p
při k a t e g o r i z a c i míst a p r a c o v i š í
p r a c o v n í c h
Pro stanovení kategorie pracovního místa je třeba znát druh, chemickou formu, aktivitu a radiotoxicitu radlonuklidu, se kterým se bude pracovat, druh pracovní operace, vybavení pracovního místa Izolujícím zařízením a další podmínky práce. Třída radiotoxicity používaného radionuklidu závisí na ročním limitu Jeho příjmu vdechováním a jiných faktorech (tab. 1 ) . Na jednom pracovním místě určité kategorie se smí současně pracovat jen s takovým množstvím radioaktivní látky, aby aktivita v ní obsaženého radionuklidu nepřesáhla mez, stanovenou pro tuto kategorii v tab. 2.
138
Tab. 1
Třídy radlotoziclty radioaktivních látek
1 (vysoká)
2 (vyšší střední)
pod 100/Ug
pod 40 kBq
pod 100/Ug
40 kBq až 4 HBq
100/Ug
3 (nižší střední)
4 (nízká)
Tab. 2
III.
pod 4 MBq
10 mg
pod 10 mg
4 MBq
až 400 MBq
pod 10 mg
nad 400 MBq
nad 10 mg
bez oenezení
Základní typ izolujícího zařízení
Třída radiotozicity
1
II.
až
Mezní aktivity pro práci na pracovním místS s otevřenými zářiči
Kategorie pracovního místa
I.
Limit příjmu vdechováním
Hmotnost odpovídající limitu příjmu vdechováním
Třída radiotoxicity - TH
3
4
4 GBq
400 GBq
4 OBq 400 GBq
40 TBq
radloohemická digestoř
4 PBq
podtlaková hermetlsovaná skříň
2
400 kB( 40 MBq
40 MBq
4 GBq tOO GBq
40 TBq
běžná digestoř
139
Tyto mezní aktivity plati pro základní pracovní operace, pro něž Je v tabulce 3 uveden násobltel 1 a pro základní Izolující cařizoni dané kategorie, pro něž je v tabulce 4 uveden taktéž násobltel 1. Pro jiné pracovní operace a pro jiná Izolující zařízení nesní aktivita radlonuklidu přesáhnout mezní aktivitu, danou součinem hodnoty, uvedené pro určitou ketegorii v tab. 2 a odpovídajících násobltelů v tab. 3 a 4. V jedné místnosti můše být i více pracovních míst, pokud každé tvoří z hlediska rizika vnitřního ozáření samostatný celek (organizace práce, izolující zařízení apod.). Ha pracovní místě III. kategorie je přípustné provádět 1 práce, při nichž Je nezbytné překročit mezní aktivitu, stanovenou podle odst. 5 tab. 2; tyto práce vSak emí být konány pouse podle pracovního postupu předem schváleného krajským hygienikem. Tab. 5 uvádí Jednoduchý příklad kategorizace pracovních míst na pracovišti II. kategorie. Před zahájením každé práce s otevřenými zářiči musí být její přípustnost posouzena krajský* hygienikem, pracoviště schváleno, povoleno používání radioaktivních preparátů a schváleny vnitřní předpisy (pracovní řád včetně monitorovacího řádu a pokyny o postupu při nehodě), které vycházejí z konkrétních podmínek pracoviště. Kontrolované pásmo se vymezuje vždy na pracovišti III. kategorie a zpravidla i na pracovišti II. kategorie. Nezávisle muaí být uplatňovány požadavky na ochranu před zevním ozářením, které s kategorizací prací s otevřenými zářiči přímo nesouvisí. M o n i t o r o v á n í v o v z d u š í
o b j e m o v é p r a c o v i š í
a k t i v i t y
Fravidlené monitorování ovzduší soustavným měřením objemových aktivit radlonuklidu v ovzduší se provádí Již na pracovních místech, kde aktivita přesahuje horní mez, stanovenou pro pracovní místo II. kategorie, nebo v případě těkavých sloučenin a prašných operaoí i horní mez, stanovenou pro I. kategorii; v těchto případech se však počítá s možností vzájemné zastupitelnosti osobního monitorování příjmu a monitorování ovzduší na pracovním místě. Měření objemové aktivity ve vzduchu se zpravidla provádí tak, že se vhodným zařízením prosává vzduch místnosti přes vhodný filtr. Aktivity radionuklidů usazenýoh na filtru se měří např. sclntilačním detektorem. Změřená objemová aktivita ve vzduchu se vyjadřuje v Bq.m"^ a porovnává se se stanovenými referenčními úrovněmi nebo odvozenými hodnotami z ročního limitu příjmu Inhalací. M o n i t o r o v á n í
k o n t a m i n a c e
p o v r c h ů
Povrchovou kontaminaoí se rozumí přítomnost radioaktivních látek na povrchu pracovních ploch, na oděvu, na povrchu těla apod. Z kontaminovaných povrchů mohou radloatklvní látky postupovat různými cestami do organismu. Např. unlká-li radioaktivní látka z kontaminovaného povrchu do vzduchu v podobe aerosolů, pracovník dýchá kontaminovaný vzduch. Jinou možností je přenos látky potravou, má-li pracovník kontaminovány ruoe. Monitorování povrchové kontaminace radlonuklidy na pracovištích s otevře-
MO
Tab. 3
Násobitelé pro pracovní operace
Pracovni operace Typ okládování
uásobitel
Příklady Skladováni na vyhrazeném místS, přenášení a měření v uzavřených nádobách, pobyt lidí s aplikovanými radionuklidy
100
Jednoduché práce s roztoky
Příprava a ředění roztoků, eluce z generátorů, příprava a měření otevřených vzorků, aplikace radionuklidů lidem, laboratorní chov zvířat s aplikovanými radionuklidy
10
Běžné práce s roztoky
Chemické analýzy a jednoduché syntézy, pokusy se zvířaty a aplikovanými radionuklidy
1
Složité práce s roztoky a jednoduché práce za sucha
Syntézy ve složité skleněné aparatuře, práce a těkavými látkami, práce s rizikem rozatříknutí a rozlití, manipulace s prášky, aplikace radionuklidů laboratorním zvířatům
0,1
Složité práce za sucha a prašné práce
Broušení, rozprašování roztoků a pevných látek
0,01
141
Tab. 4
Násobitelé" pro izolující zařízení
Kategorie pracovního místa
Isolující zařízení
I.
II.
III.
Podtlaková heraetizovaná skříň s rukavicemi nebo manipulátory, (Izolující dýchací přístroj)
10
10
1
Částečné1 beraetlzovaná podtlaková skříň
10
1
0,1
Uzavřený eluSní a podobný systém
1
1
0,1
Radlgohemioká digestoř, skříň B laffllnárnim prouděním
1
1
0,01
Volná p3Locha a pracovní stůl v iľfntnostl se sestupuj • lamlnámÍB prouděni
1
1
0,01
M z n á chemická digestoř
1
0,1
10-3
Skříň bez ventllaoe (obličejový Štít)
0,1
0,01
io-f
Volná plocha a pracovní stůl
0,01
10-3
10-5
Tab. 5
Kategorizace pracovních míst pro práci a otevřenými zářiči /Příklad pracoviště II. kategorie/
Pracovní místo - /izolující zařízení/
Pracovní operace
Huklid
Třída toxicity
Aktivita /MBq/
Násobitel
Násobitel
Strop I.kat. /zde/
Kategorie prac. místa
Kategorie pracoviště
Laboratoř: digestoř
ředěni
125.
2
40
10
1
400 MBq
40
10
1
4 TBq
h
4 2 4
_2_ 2
1
0,01 0,01
0±4_MBq
1
I25j
2
2
10
0,01
4 MBq
4
2
10
0,01
40 GBq
i 3
-
laboratorní stůl /volná plocha/
běžné práce s roztoky
H
1 2 5
I
I.
II. II.
4 GBq
Měřící místnost: -
laboratorní atůl /volná plocha/
měření otevřených vzorků.
\
I.
nými zářiči má za cíl signalizovat odchylky od správných pracovních postupů, nedostatečnou funkci Si selhání bariér bránících rozptylu radioaktivních látek a nedostatky v udržování čistoty na pracovišti. Překročení stanovených hodnot odvozených limitů nebo vyšetřovacích úrovní pro povrchovou kontaminaci Je podnětem k vyšetření důsledků i příčin kontaminace a jejich odstranění. Vždy je třeba UTášit míru a rozsah zjištěné povrchové kontaminace a posoudit, zda nemohlo dojít k vnitřní kontaminaci pracovníků Odvozená vyšetřovací úrovnS povrchové kontaminace se stanoví podle místních podmínek na pracovišti jako horní mez hodnot povrchové kontaminace, které při zachování viech zásad bezpečné práce doprovázejí normální provoz. Pracoviště musí být vybaveno vhodnými přístroji dostatečné citlivými ke změření těchto hodnot. Pokud to nezbytně nevyžadují podmínky provozu, nemají odvozené limity a vyéetřovací úrovně být stanoveny výše než smérné hodnoty plošné aktivity, uvedené v tab. 6. Směrné hodnoty byly odvozeny tak, aby ani při časté nebo dlouhodobé kontaminaci velkých ploch nedoálo zevním nebo vnitřním ozářením k překročení základních limitů. Pravidelné monitorování povrchové kontaminace musí být zavedeno na všech pracovištích s otevřenými zářiči v rozsahu přiměřeném kategorii jednotlivých pracovních míst. Měření povrchové kontaminace pracovního místa a osob se musí uskutečnit též vždy po skončení práce. Přemety a osoby musí být proměřeny při opuštění kontrolovaného pásma. Kontaminaci povrchů radioaktivní látkou můžeme zjistit dvěma postupy: m e t o d o u s t e r u nebo p ř í m ý m m ě ř e n í m pomocí vhodného přístroje (monito: .).
M e t o d a steru se používá zejména v případě, kdy Je nutné měřit velmi nízké aktivity na površích, nebo jedná-li se o měření na pracovištích a poměrně vysokou úrovní zevního záření, která znemožňuje přímé měření přístrojem. Př,i metodě steru se postupuje tak, že vhodným materiálem (buničitou vatou, filtračním papírem) zvlhéeným vhodnou tekutinou (voda, kyselina citrónová, komplexon) se otře plocha o rozměrech 10 x 10 cm, příp. větší. Materiál se uloží do nádobky (kelímku) a změří se detektorem. Plošná aktivita přítomná na povrchu se vypočte z* vztahu
kde I je změřená četnost impulsů (lmp.s ), k kalibrační faktor (imp.s~1Bq~1), který se stanoví měřením vzorku o známé aktivitě ve stejné geometrii, která byla použita při měření' steru, Ej účinnost setření aktivity z povrchu, t.j. frakce setřené aktivity z celkové aktivity přítomné na povrchu (%) a P setřená plocha (m 2 ). Účinnost steru Ey závisí na fyzikální a chemické povaze radioaktivní látky a--as dťu&u pu vrchu- (sklo., linoleum, umakart, dřevo aJ.).tfčinnoetEp Je třeba zjistit experimentálně pro asné povrchy a radioaktivní látky. Není-li E p tímto způsobem stanovena, do uvedeného vztahu se obvykle dosazuje Ej, « 10 %. Předností metody steru je vysoká citlivost, nedostatkem může být značná nejistota ve stanovení povrchové kontaminace, není-11 známa účinnost steru Bp.
M4
Směrné hodnoty plošné aktivity pro stanovení odvozených limitů a vyšetřovacích úrovní povrchové kontaminace - a s /kBq n" 2 /
-
Ťt S>
••HCM
•^ n ŕ
Radionuklidy
CM
CM l*\ *:M
«
H_ "tí
«o)
A a A3 B* ^ «et O r o ta
CM 1^ * VH CM CVI (^ b • • •CV •O D !- CM fVVtVl M n nifiH CM CM M 0.0)
Vnitřní povrchy a obsah heraetizovaných skříní, skříní 8 laminárním prouděním, digestoři a jiného izolujícího vybavení +/
á .t
s /i .SI
ä p* r- CO ni
«
ot)
«">> dli
-3 o
8 PBI
t^
p- m >H °
»
<ŕ ir> •« cvi in c^«r
• o •> • 4 EH l-» CO O B ITl m c^ en CM n vo en i•> ^ « • fl fi »j O N CO<^ ^- in if> CM r \O (Ď r
•H
VO • O in U O
D) O n C
s; i1 -
300
3000
3000
300
300
3000
3000
3
3
30
300
3000
3
30
30
300
300
-
-
30
300
300
3
30
Povrch těla a vnitřní povrchy osobních ochranných oděvů pomůcek
3
Povrchy na pracovištích mimo kontrolované pásmo, mimo pracoviště se zdroji záření, povrchy-vozidel, transportních obalových souborů a vynášených předmětů včetně osobních
3
+/
tí
> •D n s n o <j\
-
-
Pro plochy větší než 9
r- CVI P i O
-
Povrchy /podlah, stěn, stropů, nábytku a pod./ v kontrolovaném pásmu pracovišť s otevřenými zářiol a jaderných zařízeni, vnější povrchy ochranného a provozního vybavení, prepravníku, krytů, materiálu a pod., jakož i-vnější povrchy oděvů a pomůcek
to sa
•
o
•- fp n t-
Ostatní radionuklidy
A
• -H
Ostatní radionuklidy - zářiče alfa
Tab. 6
1 IQ
Pro plochy menší nežp 1 m
Směrná hodnota není stanovena; požaduje se rovnoměrně dosažitelné minimum
Pro p ř í m á m ě ř e n í kontaminace se používá přenosných i nepřenosných měřiůů kontamlnaoe vybavených Gli trubicemi, scintllačními detektory, proporcionálními detektory (nepř. mgřlče typu RK-67 a RKP-1-2, univerzální radiometry typu RUSI-3 a URL-2, X monitor aj.). Přístroje a oelokovovými váloovýml GH trubicemi jsou vhodná pro měření 131 32 9 kontamlnaoe zářiči beta s yyěší energií ( I, P , °Y aj.). Jejich nevýhodou je nulová nebo velmi nízká citlivost pro záíml gama a beta s velmi nízkou ener125 3 14 gií. Kontaminace zářiči gama a beta s velmi nízkou energií ( I, H, C ) se měří pomocí proporcionálních počítačů plnených xenonem, která jsou víak obtížně dostupná; v případě H se obvykle používá jen metoda steru (aktivita steru se musí měřit v přístroji s kapalnými aointilátory). Pro detekci zářičů gama jsou rovněž vhodná měřiče kontaminace vybavená sclntilačním krystalem Nal (TI). Je-11 energie gama záření velmi nízká (např. 30 keV u I), je výhodná, aby aciattilační krystal byl tenký (tlouSlkao* 3 cm). D e k o n t a m i n a c e Pracovníci se zářením se musí snažit předoházet kontaminaci pracovních ploch, oděvů s rukou. Někdy je však obtížná kontaminaol zabránit i při peSlivám dodržování zásad bezpečná práce s otevřenými zářiči. V takovém případě je nutná Ihned zamořenou plochu dekontaminovat, t.j. odstranit radioaktivní látky z povrchu. Kontaminaci je třeba snížit na nejnižší úroveň, jakou lze opakovanými dekontamlnacníml postupy dosáhnout. Při jakémkoliv použití dekontamlnačníoh postupů je nutná dbát na to, aby se při nich zbytečně nezvětšovala kontaminovaná plocha (např. rozmýváním apod.). Zásadně je třeba brát v úvahu nejen kontaminujíoí radionuklid, ale i jeho chemickou formu a materiál zasaženého povrchu (nasáklivost, drsnost, smáčivost atd.). Při dekontaminaci se používají metody fyzikální, chemická a fyzlkálně-ohemioké. K fyzikálním metodám patří např. čištění kartáčem, odsávání aj. Chemická metody jsou nejpoužívanější - při menších kontaminacích vystačíme s vodou a mýdlem, jindy je třeba omývat povrchy kyselinami, hydroxidy, emulgátory a detergenty, roztoky koaplexotvoraých činidel apod. Chemická postupy jsou účinnější, když se doplňují postupy fyzikálními, např. drhnutím kartáčem, zahříváním aj. Dekontaminaoe rukou a kůže se provádí nejčastěji jen vodou a mýdlem a použitím mäkkého kartáčku. ZvláStní pozornost musí být věnována nehtům a kůži mezi prsty. Při opakovaném mytí pokožky nesmí dojít k jejímu poškození, aby nebyla usnadněna vnitřní kontamlnaoe organismu. U v á d ě n í r a d l o a k t l v n í o h ž i v o t n í h o p r o s t ř e d í a odpady
látek do r a d i o a k t i v n í
a ) Organizace a osoby, p o u ž í v a j í c í r a d i o a k t i v n í l á t k y musí dbát na t o , aby t y t o l á t k y nebyly zbytečně z a v á d ě n y do ž i v o t n í h o p r o s t ř e d í a aby vznik odpadů s obsahem r a d i o a k t i v n í c h l á t e k byl omezen na nezbytnou míru<-
146
K a p a l n é o d p a d y . Voda znečištěná radionuklidy smí být vpouštěna do veřejné kanalizace nebo vodotečí, Jen pokud jsou splněny tyto podmínky: V případě vypouéténí odpadní vody do veřejné kanalizace součet podílů hodnot aktivity A jednotlivých radionuklidů v jednom krychlovém metru vody a hodnot limitu příjmu požíváním Ip L není v žádném dnu v průměru v ě t š í než jedna. V případě vypouštění odpadní vody do vodotečí není uvedený součet větší než jedna setina. P ř í k l a d : Předpokládejme, že odpadní voda obsahuje jen 1 3 1 I . ZmínSnou podmínku pro vypouštění odpadní vody do veřejné kanalizace můžeme napsat takto: A (131I) <1 X p,L " 3 * D Jelikož I p j I l ( 1 3 1 I > » 1 MBq, vyplývá odtud, že aktivita 1 3 1 1 v 1 m3 vody nesmí překročit i UJJq. J e - l i v odpadní vodě vedle 1 3 1 1 obsažen i 1 2 5 i , pak musí být splněn vztah A I13ÍI)
+
A (125I)
•
1
Limit příjmu požíváním je u I stejný jako pro I, t.J. 1 MBq. Odpadní voda obsahující oba radionuklidy smí být tedy vypouštěna do veřejné kanalizace za podmínky, že např. aktivita 1 2 5 I nepřekročí 0,5 UBq a aktivita 1 3 1 I nepřekročí rovněž 0,5 MBq. Tuhé o d p a d y . Látky a předměty znečištěné radionuklidy, smějí být ukládány s běžným tuhým komunálním nebo průmyslovým odpadem pokud jsou splněny současně tyto podmínky: součet podílů hodnot aktivity jednotlivých radionuklidů v jednom kilogramu látky a hodnot limitů příjmu požíváním není větší než jedna setina; příkon dávkového ekvivalentu ve vzdálenosti 1 m od povrchu není větší než 0,1/uSv.h"1; 2
povrchová kontaminace radionuklidy nepřevyšuje plošnou aktivitu 300 kBq.m' (u zářičů alfa 30 kBq.m" 2 ). Ha řízené veřejné a průmyslové skládky mohou být látky a předměty ukládány pokud není překročen desetinásobek uvedených hodnot. P l y n n é o d p a d y . Vsduoh, znečištěný radionuklidy smí být vypouštěn do ovzduší jen pokud součet podílů hodnot aktivity jednotlivých radionuklidů v jednom kryohlovén metru vzduchu a hodnot limitů příjmu vdeohováním těchto radionuklidů není T žádném dnu větší než jedna desetitisícina. Jde-li o radioaktivní plyny, pro něž není stanoven limit příjmu vdechováním, použije se limit průměrné objemové aktivity násobený 2 400 ar. Krajský hygienik aůže omezit aktivitu, kterou smí organizace vypouštět, ukládat nebo spalovat, stanovením autorizovaného limitu, nebo případně tím, že stanoví pro organlzaoi nižší hodnoty, než jsou uvedeny shora. Přitom se přihlíží
147
sojména k objemom vzduchu, vody a ostatních odpadních látek nebo k Jiným závažným okolnostem. b) Pokud nelze odstranit odpadní látky a nepoužitelné předměty do životního prostředí podle výée uvedených podmínek, představují takové látky a předměty „ r a d i o a k t i v n í o d p a d " . Organizace musí zabezpečit, aby radioaktivní odpady byly před konečným odstránením bezpečně skladovány a vhodně upraveny. Zajišťováním odvozu a uskladněním radioaktivních odpadů je v ČSSR pověřen Ústav pro výzkum, výrobu a využití radioizotopů v Praze. Tato organizace přijímá radioaktivní odpady upravené podle směrnice „Podmínky převzetí radioaktivních odpadů k odvozu a uskladnění v ústředním úložišti", jež je platná od 1.7.1985t Kapalné odpady se musí zpevnit v uzavíratelné nádobě z netříštivého materiálu: a) v případě kapaliny přimícháním do tuhnoucí směsi nebo, pokud by taková směs netuhla, přidáním takového množství nasáklivé látky, chemicky odolné vůči kapalnému odpadu, které by kapalinu bezpečně pohltilo; b) v případě předmětů nebo nádob obsahujících kapalinu tyto obklopit takovým množstvím nasáklivé látky, které by bylo schopno pohltit veškerou kapalinu uzavřenou v těchto předměteoh. Biologické odpady je třeba konzervovat chlorovým vápnem, vložit do sáčků z plantu a neprodyšní uzavřít. Takto upravené kapalné a pevné odpady vložit do uzavíratelného ocelového sudu z oboustranně pozinkovaného plechu nebo černého nekorodovaného plechu opatřeného nátěrem. Vnitřní nádobu s odpadem vložit do vnější nádoby s předem vybetonovaným zatuhlým dnem, prostor mezi nádobami a nad vnitřní nádobou doplnit betonem; vrstva betonu mezi vnitřní a vnějSí nádobou musí být silná minimálně 5 cm. Vnější nádoba as musí vhodně označit. Dále ae musí zajistit, aby povrch skladovacích nádob nebyl kontaminován více než stanovená hodnota plošné aktivity v käq/cm . Pokud se nejedná o biologické odpady, pevné a upravené kapalné odpady, je možné umisíovat je v uzavíratelné nádobě bez použiti vnitřní nádoby. Přitom je ale nutné dodržet podmínku vrstvy betonu o tlouštoe minimálně 5 cm mezi tímto odpadem a vnější nádobou (včetně dna a víka). Ve vzdálenosti 5 cm od povrohu skladovací nádoby nesmí příkon dávkového ekvivalentu překročit 1 mSv.h . Uvedené směrnice pro převzetí radioaktivních odpadů zašle na požádání tfWVB, 233 - Oddělení služeb. Radiová 1, 102 27 P r a h a 10.
L i t e r a t u r a 1. Kunz,£.,Klener,V.,Save,J.,Thomas,J.t Hodnocení rizika ionizujícího záítoi. Praha, Avioenum - zdrav.naklad., 1973 2. Vyhláška č. 59/1972 Sb. o ochraně zdraví před ionizujícím zářením (novelizace z r. 1986) 3. Štandartní metoda hlavního hygienika pro postup orgánů hygienické služby při stanovení kategorie práce a pracoviší s otevřenými radioaktivními zářiči. Příloha S. 10/79 k Acta hyglenioa, epidemiologioa et miorobiologioa, Praha, říjen 1979.
148
