ЗАЩИТА ОРГАНИЗМА ОТ ИЗЛУЧЕНИЙ

ЗАЩИТА ОРГАНИЗМА ОТ ИЗЛУЧЕНИЙ ионизирующих.
Работа с любыми источниками ионизирующего излучения
(радиоактивные
препараты, ядерные реакторы, рентгеновские и ускорительные установки,
атомное и термоядерное оружие и т. д.) предполагает для работающего персонала
и населения применение необходимых мер 3. о. от и.

Часто 3. о. от и. наз. биологич.
защитой от излучения. Предельно допустимые уровни (ПДУ) облучения регламентированы
нормами радиационной безопасности (НРБ), к-рые постоянно уточняются и периодически
пересматриваются (см. Доза ионизирующего излучения).

3. о. от и. стала предметом
внимания исследователей вскоре после открытия рентгеновских лучей (1895)
и радиоактивности (1896). Создание ядерных реакторов, увеличивших потоки
излучения до величин, соответствующих (10-100)*10⁹ предельно
допустимых доз, потребовало создания больших защитных сооружений (напр.,
толщины бетона до 250- 350 см), стоимость к-рых в совр. ядерно-технических
установках достигает 20-30% от общей стоимости всей установки.

Проблема 3. о. от и. включает
в себя два аспекта: защиту от внеш. потоков "закрытых" источников излучения
(радиоактивные препараты, реакторы, рентгеновские и ускорительные установки),
к-рая основана на ослаблении излучения в результате его взаимодействия
с веществом; защиту биосферы от загрязнений радиоактивными веществами
"открытых" радиоактивных источников (продукты испытания ядерного оружия,
отходы ядерной пром-сти, "открытые" радиоактивные препараты и т. д.), к-рые
могут попадать в организм человека либо непосредственно, либо с водой,
растит. или животной пищей.

Устройства, защищающие от
внеш. потоков, разделяются на сплошные (целиком окружающие источник излучения
или, реже, защищаемую область), частичные (ослабленные для областей огранич.
доступа персонала), теневые (ограничивающие защищаемую область "тенью",
"отбрасываемой" защитой), раздельные (частично окружающие источник излучения,
или частично защищаемую область).

Обычно требуется создание
защитных сооружений минимального веса и габаритов, экономически наиболее
выгодных и обеспечивающих заданное ослабление радиации. При работе с радиоактивными
препаратами небольшой активности не всегда возникает необходимость в спец.
защите. Т. к. интенсивность излучения от точечного изотропного источника
прямо пропорциональна его активности, времени облучения и обратно пропорциональна
квадрату расстояния от источника, то в ряде случаев удаётся ограничиться
источником возможно меньшей (для данной задачи) активности и пользоваться
им возможно более короткое время при макс. удалении от него без защиты.

Защита от внеш. потоков
и-частиц не представляет
труда, т. к., взаимодействуя со средой, они быстро теряют энергию. Пробег-частицы
радиоактивных изотопов с энергией(в
Мэв) в веществе равен:

где-
плотность в г/см³, А - атомный вес вещества. Пробег-частиц
макс. энергии в алюминии
, в воздухе !. Для полного
поглощения альфа-частиц, испускаемых радиоактивными изотопами, обычно достаточно
листа бумаги, резиновых перчаток или 8-9 см воздуха, для-частиц
достаточно неск. мм Аl. В случае-частиц
следует проверять, обеспечивает ли толщина слоя защиту от тормозного
излучения, для уменьшения выхода к-рого защиту от бетта-частиц выполняют
из лёгких материалов (плексигласа, Аl, обычного стекла).

Гамма-кванты и нейтроны являются
наиболее проникающими. Закон ослабления нерассеянныхквантов
и нейтронов в защите ("узкий пучок") описывается экспоненциальной зависимостью:

(1)

где Iи
I
- интенсивности излучения за защитой (толщиной d)
и без неё,-
толщина материала, ослабляющая излучение в е раз (длина релаксации),
зависящая от энергии излучения и защитного материала. Для расчёта интенсивности
с учётом нерассеянного и рассеянного в защите излучений ("широкий пучок")
в формуле (1) вводится сомножитель, наз. фактором накопления (отношение
суммарных интенсивностей нерассеянного и рассеянного излучений к нерассеянному),
зависящий от энергии излучения, геометрии и углового распределения излучения
источника, компоновки, состава и размеров защиты, взаимной ориентации источника,
облучаемых объектов и защиты. Его величина может достигать неск. десятков.

Гамма-излучение сильнее поглощается
материалами, содержащими элементы с большими атомными весами (вольфрам,
свинец, железо, чугун и т. п.); нейтроны-материалами, содержащими элементы
с небольшими атомными весами (вода, парафин, нек-рые гидриды металлов,
бетон и т. п.). Для замедления нейтронов с энергией >1 Мэв целесообразно
использовать вещества с большими А, на ядрах к-рых происходят неупругие
рассеяния нейтронов. Т. к. в природе нет элементов, в равной степени ослабляющих
у-кванты и нейтроны, то защита от смешанного у- и нейтронного излучений
в ядерно-технических установках осуществляется материалами, являющимися
смесью веществ с малыми и большими атомными весами (напр., железоводные,
железосвинцовые смеси). По конструктивным и экономическим соображениям
защиту стационарных установок часто выполняют из бетона.

При расчёте интенсивности
излучения за защитной конструкцией должны учитываться геометрич. расходимость
пучка, поглощение и многократное рассеяние в защите, а также поглощение
и рассеяние излучения в самом источнике. Расчёт защиты совр. ядерно-технич.
установок - сложная задача. Он обычно производится с помощью ЭВМ. При расчёте
учитывают вклад от всех видов первичных и вторичных излучений. Напр., захват
замедлившихся до низких энергий нейтронов обычно сопровождается образованием
жёсткого захватного-излучения,
поглощение-частиц - генерацией
тормозного излучения. Проникающая способность вторичного излучения часто
определяет полную толщину защиты, поэтому для его уменьшения должны приниматься
соответствующие меры. Напр., для уменьшения захватного у-излучения в защитные
материалы добавляют литий или бор.

При проектировании защитных
устройств должно быть учтено прохождение излучения через неоднородности
в защите (напр., в случае ядерного реактора - аварийные, регулирующие и
компенсирующие стержни, трубопроводы для охладителей и замедлителей, загрузочные,
технологические и экспериментальные каналы, усадочные раковины, швы между
защитными блоками и т. д.), что внек-рых областях за защитой определяет
интенсивность излучения. Для хранения и транспортировки радиоактивных препаратов
служат защитные контейнеры.

Не менее важной является
защита от попадания радиоактивных веществ в организм человека. Защита биосферы
предусматривает специальные меры снижения концентраций радиоактивных веществ
в воде и воздухе до предельно допустимых. При организации работ с "открытыми"
источниками излучения необходимо правильно выбирать расположение и планировку
рабочих и вспомогательных помещений, проводить работы в специально оборудованных
помещениях, обеспечивать обслуживающий персонал средствами индивидуальной
защиты (комбинезоны, пневмокостюмы, респираторы, спец. ботинки, чехлы,
перчатки и т. д.), строго контролировать соблюдение персоналом мер личной
гигиены, правильно организовывать сбор, хранение, обработку и удаление
в окружающую среду твёрдых, жидких и газообразных радиоактивных отходов
и т. д.

Во всех учреждениях, где
проводятся работы с источниками ионизирующих излучений, с целью предупреждения
переоблучения работающего персонала осуществляется дозиметрический и радиометрический
контроль. При работе с "закрытыми" источниками проводится измерение индивидуальных
доз для всех видов облучения, периодич. контроль мощностей доз на рабочих
местах и в смежных помещениях, при проведении работ с большими источниками
устанавливаются приборы с автоматич. сигнализацией. При работе с "открытыми"
источниками, кроме этого, проводится контроль содержания радиоактивных
веществ в воздухе рабочих помещений, контроль загрязнения рабочих поверхностей,
оборудования, рук и одежды работающих, контроль радиоактивности сточных
вод и воздуха, удаляемого в атмосферу. В. П. Машкович. 3. о. от
и. может осуществляться с помощью различных хим. средств, вводимых в организм
до или во время действия ионизирующей радиации и направленных на повышение
радиорезистентности облучаемых, т. е. устойчивости их к действию радиации.
Радиозащитные средства можно условно разбить на две группы: средства, повышающие
общую сопротивляемость организма, и специфич. радиозащитные вещества -
радиопротекторы. Средства общебиологич. действия повышают естеств. радиорезистентность
организма. Их вводят в кол-вах, не вызывающих, как правило, никаких вредных,
токсич. явлений, за неск. дней или недель до облучения.

Защитное действие таких соединений
наиболее выражено при облучении, вызывающем гибель 20-70% животных. К числу
наиболее эффективных средств этой группы относятся липополисахариды, сочетания
аминокислот и витаминов, гормоны, вакцины и др. Введение таких соединений
подопытным животным до облучения облегчает течение лучевой болезни,
увеличивает
выживаемость, уменьшает степень нарушения процессов обмена веществ, кроветворения
и др. Защитное действие этих средств, по-видимому, обусловлено повышением
активности системы гипофиз - кора надпочечников, увеличением способности
кроветворных клеток к размножению, стимуляцией ретикулоэндотелиальной системы,
повышением иммунологич. реактивности организма и т. д. Эти средства ускоряют
процессы синтеза белка и нуклеиновых к-т в клетках, способствуют восстановлению
уникальных генетич. структур. Имеются факты, указывающие на способность
этих средств повышать устойчивость организма не только к действию радиации,
но и к др. патогенным воздействиям.

Радиопротекторы - препараты,
создающие состояние искусств. радиорезистентности. К ним относятся соединения,
оказывающие противолучевое действие при введении за неск. минут или часов
до облучения. Наиболее выраженный защитный эффект наблюдается при общем
облучении, вызывающем гибель 80-100% животных, и при применении радиопротектора
в максимально переносимых (вызывающих возникновение ряда токсич. реакций)
дозах. К числу наиболее эффективных радиопротекторов относятся меркантоамины,
индолилалкиламины, синтетич. полимеры, полинуклеотиды, мукополисахариды,
цианиды, нитрилы и др. Наиболее эффективны смеси из неск. радиопротекторов,
относящихся к разным группам хим. соединений. В условиях общего облучения
собак в минимально смертельной дозе наиболее эффективные хим. радиопротекторы
способны увеличивать выживаемость животных на 60-80% .

В основе противолучсвого
действия этих соединений лежит способность предупреждать изменения в радиочувствительных
органах и тканях, сохранять способность части клеток к размножению. Радиопротекторы
защищают стволовые клетки кроветворных тканей больше, чем средства общебиологич.
действия. Под их влиянием в кроветворных органах и кишечнике ослабевают
некробиотич. процессы, уменьшается число клеток с хромосомными перестройками,
происходит более быстрое восстановление митотической активности. Это может
быть связано с вмешательством радиопротекторов в первичные физ.-хим. процессы
лучевого поражения (перехват химически активных свободных радикалов Н и
ОН, изменения физ.-хим. свойств молекул биосубстратов путём адсорбции на
них радиопротекторов, взаимодействие протекторов с лабильными первичными
продуктами радиолиза жизненно важных молекул, к-рые в их отсутствие подвергаются
распаду, и т. д.), а также с изменением хода лучевой реакции на более поздних
этапах (напр., мобилизация репарационных систем организма, устраняющих
хромосомные перестройки).

Доказано, что в основе механизма
действия нек-рых радиопротекторов лежит их способность снижать напряжение
кислорода в организме. Они препятствуют образованию нек-рых радикалов и
молекулярных продуктов ра-диолиза, вследствие чего создаются условия, исключающие
окисление кислородом повреждённых радиацией жизненно важных молекул. Степень
защитного действия радиопротекторов в значит. степени зависит от вида,
суммарной дозы, мощности и способа облучения. Об эффективности противолучевых
средств судят по "фактору уменьшения дозы" (ФУД), т. е. по отношению между
дозами, вызывающими равный по степени выраженности эффект в присутствии
и отсутствие защитного агента. Наибольшая защита у млекопитающих соответствует
ФУД, равному 2. Путём комбинации защиты до облучения и последующего лечения
получены более высокие коэффициенты.

В условиях длит. облучения
животных с мощностью экспозиционной дозы ниже 1 р/мин (4,30*10^-6а/кг)
даже
наиболее эффективные радиопротекторы не оказывают профилактич. действия.
Именно поэтому особого внимания заслуживают новые данные об эффективности
в этих условиях средств (напр., аденозинтрифосфорной к-ты), способствующих
репарации уникальных генетич. структур. Следовательно, осн. формой 3. о.
от и. в условиях мирного применения атомной энергии может быть не только
физич. защита с дозиметрич. контролем, обеспечивающим такие условия, при
к-рых уровень облучения рабочих мест не превышает предельно допустимых
доз, но и лекарственная профилактика. Перспективным можно считать, в частности,
использование средств, повышающих естеств. радиорезистентность организма
человека и не оказывающих токсич. влияния на него. В. Д. Рогозкин.

Лит.: Защита от ионизирующих
излучений, т. 1 - Физические основы защиты от излучений, под ред. Н. Г.
Гусепа. М., 1969; Гольдштейн Г., Основы защиты реакторов, пер. с англ.,
М., 1961; Лейпунский О. И., Новожилов Б. В., Сахаров В. Н., Распространение
гамма-квантов в веществе, М., 1960; Кимель Л. Р., Машкович В. П.. Защита
от ионизирующих излучений. Справочник, М., 1966; Нормы радиационной безопасности
(НРБ-69), М., 1970; Романцев Е. Ф., Радиация и химическая защита, [2 изд.],
М., 1968; Ярмоненко С. П., Противолучевая защита организма, М., 1969.