Основы радиационной безопасности

 

Выполнила: студентка

5 курса ф. биоэкологии,

очной формы обучения

Иванова Алевтина

Владиславовна

 

Калининград

Оглавление

Глава 1. Общие сведения об ионизирующих излучениях………………...3

Глава 2. Строение и свойства атомов……………………………………….5

Глава 3. Радиоактивность…………………………………………………….7

Глава 4. Радиационный распад……………………………………………...8

Глава 5. Дозиметрические величины и их единицы……………………..10

Глава 6. Фоновое облучение человека…………………………………….12

Глава 7. Радиационные эффекты облучения людей …………………….14

Глава 8. Нормирование радиационного облучения……………………..18

Глава 9. Методы и средства контроля радиационной обстановки……..21

Глава 10. Прогнозирование радиационной обстановки при ядерных катастрофах…………………………………………………………………..23

Глава 11. Защита населения от ионизирующего излучения…………….24

 

 

Глава 1. Общие сведения об ионизирующих излучениях.

Радиационная опасность обусловлена воздействием на окружаю­щую среду ионизирующих излучений, которые составляют часть об­щего понятия радиация (лат. radiatio — излучение), включающего в себя также радиоволны, видимый свет, ультрафиолетовое и ин­фракрасное излучения.

Ионизирующим называется излучение, взаимодействие которо­го со средой приводит к образованию ионов разных знаков. (Воз­можно использование термина «ионизирующая радиация».)

К ионизирующим излучениям относятся:

• альфа-, бета- и гамма- излучения, обусловленные естественной и искусственной радиоактивностью химических эле­ментов;

• рентгеновские излучения, создающиеся в рентгеновских аппаратах, а также образующиеся при радиоактивном распаде ядер некоторых элементов

потоки нейтронов (п) и гамма-квантов, возникающие при ядер­ных реакциях деления и синтеза;

• излучения, генерируемые на ускорителях;

• излучения, приходящие из космоса и др.

Различают корпускулярное и фотонное ионизирующие излуче­ния. Корпускулярное ионизирующее излучение представляет собой поток элементарных частиц с массой покоя, отличной от нуля (а- и (3-частиц, нейтронов, протонов, электронов и др.). Корпускулярное излучение, состоящее из потока заряженных частиц (а- и в-частиц, протонов, электронов), кинетическая энергия которых достаточна для ионизации атомов при столкновении, называется непосредст­венно ионизирующим излучением.

Фотонное ионизирующее излучение является электромагнит­ным излучением. К нему относятся: гамма-излучение, возникающее при изменении энергетического состояния атомных ядер или при аннигиляции частиц; тормозное излучение, возникающее при умень­шении кинетической энергии заряженных частиц; характеристичес­кое излучение, возникающее при изменении энергетического состо­яния электронов атома; рентгеновское излучение, состоящее из тор­мозного и (или) характеристического излучений. Фотоны (кванты электромагнитного излучения) имеют массу покоя, равную нулю.

Фотонное излучение, а также нейтроны и другие незаряженные частицы непосредственно ионизацию не производят, но в процессе взаимодействия со средой они высвобождают заряженные 'частицы (электроны, протоны и т.д.), способные ионизировать атомы и мо­лекулы среды, через которую они проходят. Таким образом, иони­зирующее излучение, состоящее из незаряженных частиц (напри­мер, нейтронов) или фотонов, которые в свою очередь могут созда­вать непосредственно ионизирующее излучение и (или) вызывать ядерные превращения, называется косвенным ионизирующим излу­чением.

Частицы корпускулярного ионизирующего излучения и фотоны принято называть ионизирующими частицами. Различают моноэнер­гетическое и немоноэнергетическое ионизирующие излучения. Под моноэнергетическим понимается излучение, состоящее из фотонов одинаковой энергии или частиц одного вида (например, электронов) с одинаковой кинетической энергией. Немоноэнергетическое излу­чение имеет фотоны разной энергии или частицы одного вида (на­пример, бета-частицы) с разной кинетической энергией [1].

 

Глава 2. Строение и свойства атомов.

По современным представлениям атомы всех химических эле­ментов имеют одинаковую структуру. Они состоят из положительно заряженного ядра, где сосредоточена практически вся масса атома (99,9%), и отрицательно заряженных электронов, вращающихся во­круг ядра по круговым орбитам. Располагаясь в зависимости от энер­гетического состояния на различных расстояниях от ядра, электро­ны образуют электронные слои, а внутри слоя они распределяются по электронным оболочкам.

Ядро атома состоит из нуклонов — положительно заряженных протонов и электрически нейтральных нейтронов, по массе они при­мерно равны.

Атом химического элемента характеризуется атомной массой М (массовым числом) и атомным номером Z (зарядом ядра) химичес­кого элемента в Периодической системе элементов Д.И. Менделее­ва. Общий символ для обозначения ядра - Х, где X — символ хи­мического элемента. Атомный номер Z равен количеству протонов в ядре, при этом количество нейтронов в ядре N = М - Z. Атомный номер Z при символе химического элемента может и не указываться.

Ядра с одинаковыми числами Z, но разными М и N называют изотопами. Изотопы, обладающие радиоактивностью, называются радиоизотопами.Например: йод-125, йод-129, йод-131 и т.п. Атомы с изотопными ядрами имеют одинаковые химические свойства. Тер­мин «изотопы» следует применять только в тех случаях, когда речь идет об атомах (ядрах) одного и того же элемента.

Ядра атомов (по другим определениям — атомы) разных хими­ческих элементов имеют общее название — нуклиды. Нуклиды, об­ладающие радиоактивностью, называются радионуклидами. Напри­мер, стронций-90, йод-131, цезий-137 и т.п. Под термином «радио­нуклид» понимают также некоторое радиоактивное вещество, когда говорят, например, что масса радионуклида составляет столько-то граммов, килограммов и т.д. Термины «радиоизотоп» и «радионук­лид» часто используются как синонимы.

Состояние атомов, при котором число обращающихся вокруг ядра электронов равно числу протонов, называется основным (нор­мальным). Атом в этом случае электрически нейтрален.

Энергия связи электронов атоме тем меньше, чем на более уда­ленной от ядра оболочке он находится. Если один или несколько электронов оторвать от электронной оболочки, приложив соответ­ствующую энергию, произойдет ионизацияатома, в результате ко­торой атом станет положительно заряженным ионом. Если атом, на­оборот, присоединяет электрон, он превращается в отрицательно за­ряженный ион.

Если энергия внешнего воздействия недостаточна для ионизации атома, электрон может быть переведен на более удаленную от ядра оболочку. Такой атом называется возбужденным.При переходе в невозбужденное состояние, т.е. когда освободившееся вакантное место на электронной оболочке занимает другой электрон, избыток энергии, равный энергии возбуждения, испускается в виде одного или нескольких квантов фотонного излучения.

Химические свойства атомов определяются внешними (валент­ными) электронами. При химических превращениях происходит перестройка внешних оболочек атома, обусловленная отдачей или присоединением валентных электронов. При ядерных превращениях происходит переход одних ядер в другие в результате либо ядерных реакций деления и синтеза, либо радиоактивного распада, вызван­ного неустойчивостью атомных ядер [1].

 

Глава 3. Радиоактивность

Устойчивость атомного ядра обусловлена действующими между нуклонами ядерными силами притяжения. Однако у некоторых элементов ядерные силы притяжения уже не способны обеспечить полную устойчивость ядер. Вследствие этого такие элементы становятся радиоактивными. Радиоактив­ность есть свойство неустойчивых атомных ядер данных химических элементов самопроизвольно превращаться в ядра ато­мов других химических элементов с испусканием одной или несколь­ких ионизирующих частиц. Процесс такого спонтанного ядерного превращения называется радиоактивным распадом.При этом об­разовавшееся новое (дочернее) ядро оказывается в более устойчи­вом состоянии, чем исходное (материнское) ядро.

Радиоактивность может быть естественной и искусственной. Ес­тественной называется радиоактивность, наблюдающаяся у суще­ствующих в природе неустойчивых изотопов. К ним относятся тя­желые ядра элементов, расположенных в Периодической системе за свинцом (Z > 82), а также некоторые легкие и средние ядра (напри­мер, ядро калия-40). Искусственнойназывается радиоактивность изотопов, полученных в результате ядерных реакций в ядерных ре­акторах, на ускорителях, при ядерных взрывах и др.

В настоящее время для всех элементов известны радиоактивные изотопы. Всего их более 2000 (естественных и искусственных) [1].

 

Глава 4. Радиоактивный распад

1. Альфа-распад. Альфа-частицы испускаются только тяжелыми ядрами, т.е. содержащими большое число протонов и нейтронов. Прочность тяжелых ядер мала. Для того, чтобы покинуть ядро, нуклон должен преодолеть ядерные силы, а для этого он должен обладать достаточной энергией.
При объединении двух протонов и двух нейтронов в альфа-частицу ядерные силы в подобном сочетании (между нуклонами частицы) являются наиболее крепкими, а связи с другими нуклонами слабее, поэтому альфа-частица способна "выйти" из ядра. Вылетевшая альфа-частица уносит положительный заряд в 2 единицы и массу в 4 единицы.
В результате альфа-распада радиоактивный элемент превращается в другой элемент, порядковый номер которого на 2 единицы, а массовое число на 4 единицы, меньше.

2. Бета-распад. Явление бета-распада состоит в том, что ядра некоторых элементов самопроизвольно испускают электроны и элементарную частицу очень малой массы -антинейтрино.
Так как электронов в ядрах нет, то появление бета-лучей из ядра атома можно объяснить способностью нейтронов ядра распадаться на протон, электрон и антинейтрино. Появившийся протон переходит во вновь образующееся ядро. Электрон, вылетающий из ядра, и является частицей бета-излучения.
Такой процесс распада нейтронов характерен для ядер с большим количеством нейтронов.

3. Гамма - распад - не существует
В процессе радиоактивного излучения ядра атомов могут испускать гамма-кванты. Испускание гамма-квантов не сопровождается распадом ядра атома. Гамма излучение зачастую сопровождает явления альфа- или бета-распада.
При альфа- и бета-распаде новое возникшее ядро первоначально находится в возбужденном состоянии и, когда оно переходит в нормальное состояние, то испускает гамма-кванты (в оптическом или рентгеновском диапазоне волн).

4. Нейтронный распад - испускание из ядра атома нейтрона (n) - нейтральной частицы с массой 1 ед. При испускании нейтрона один изотоп данного химического элемента превращается в другой с меньшим весом. Так, например, при нейтронном распаде радиоактивный изотоп лития литий-9 превращается в литий-8, радиоактивный гелий-5 - в стабильный гелий-4. Если стабильный изотоп йода йод-127 облучать гамма-квантами, то он становится радиоактивным, выбрасывает нейтрон и превращается в другой, тоже радиоактивный изотоп йод-126.

5. Протонный распад - крайне редкий вид распада -это испускание из ядра атома протона (р) - частицы с массой 1 ед. и зарядом +1. При испускании протона данный химический элемент превращается в соседний слева (с меньшим номером, предыдущий), а атомный вес уменьшается на единицу.

Как уже было сказано, все радиоактивные превращения, в том числе и все разновидности радиоактивного распада, сопровождаются, как правило, за редким исключением, выделением избытка энергии в виде гамма-излучения - гамма-квантов, а иногда также и рентгеновского излучения (фотонов) с меньшей энергией.

Рентгеновское излучение - это тоже электромагнитное излучение, но "место рождения" рентгеновского излучения - электронные оболочки атомов [2].

 

Глава 5. Дозиметрические величины и их единицы

Результатом воздействия ионизирующих излучений на облучае­мые объекты являются различные радиационные эффекты — обра­тимые и необратимые физико-химические или биологические изме­нения в этих объектах, зависящие от силы воздействия и условий облучения.

Физические величины, функционально связанные с радиацион­ным эффектом, называются дозиметрическими. Основные дозиметрические величины представлены в таблице 1.

Таблица 1

Дозиметрические величины.

Термин	Единица измерения	Соотношение единиц	Определение
В системе СИ	В старой системе
Активность	Беккерель, Бк	Кюри, Ки	1 Ки = 3,7 х 10 Бк	Число радиоактивного распада в единицу времени
Мощность дозы	Зиверт в час, Зв/ч	Рентген в час, Р/ч	1мкР/ч = 0,01 мкЗв/ч	Уровень излучения в единицу времени
Поглощенная доза	Грей, Гр		радиан, рад	Количество энергии ионизирующего облучения, переданное определенному объекту
Эффективная доза	Зиверт, Зв		ред	Доза облучения, учитывающая различную чувствительность органов к радиации

 

Поглощенная доза ионизирующего излучения является мерой ожидаемых последствий облучения объектов как живой, так и не­живой природы. Она не зависит от вида ионизирующего излучения и его энергии, но для одного и того же вида и энергии излучения зависит от вида вещества. Поэтому, когда гово­рят о поглощенной дозе, необходимо указывать, к какой среде это относится: к воздуху, воде или другой среде [1].

 

 

Глава 6. Фоновое облучение человека

Естественный фонобусловлен космическим излучением и из­лучением естественно распределенных природных радиоактивных веществ (в горных породах, почве, атмосфере, а также в тканях че­ловека). Естественный фон создает внешнее (-60%) и внутреннее (-40%) облучение: внешнее — за счет воздействия на организм из­лучений от внешних по отношению к нему источников (космическое излучение и естественные радионуклиды в горных породах, почве, атмосфере и др.); внутреннее — за счет воздействия на организм излучений естественных радионуклидов, находящихся в организме (калий-40) и радионуклидов семейства урана и тория (в основном радон-222 и радон-220 — торон), поступающих в организм с возду­хом, водой и пищей.

Изменение человеком окружающей среды и его деятельность привели к новой составляющей фонового облучения, обусловленной естественными источниками, называемой техногенным радиаци­онным фоном от естественных радионуклидов. Примерами такой деятельности являются: добыча полезных ископаемых, использова­ние строительных материалов минерального происхождения в домо­строении, применение минеральных удобрений, содержащих радио­нуклиды уранового и ториевого рядов, сжигание ископаемого топ­лива, в частности угля, приводящее к выбросу естественных радио­нуклидов (радия-226,228, тория-232 и др.) и т.д

Третья составляющая фонового облучения — искусственный фон, обусловленный искусственными источниками, созданными че­ловеком. Наибольший вклад среди источников искусственного фона принадлежит рентгенодиагностическому облучению в медицине.

2% дозы от искусственного фона формируется за счет глобаль­ных радиоактивных выпадений от испытательных взрывов ядерного, оружия. Эксплуатация АЭС при нормальных режимах обуславливает крайне низкие дозы облучения населения, значения ко­торых намного меньше флуктуации естественного фона [1].

 

Глава 7. Радиационные эффекты облучения людей

Первичным этапом — спусковым механизмом, инициирующим многообразные физико-химические и биологические последствия облучения живого организма, являются ионизация и возбуждение атомов и молекул тканей биологического объекта. В конечном счете воздействие радиации на живой организм осуществляется на кле­точном уровне и обладает очень высокой эффективностью. Так, клетка теряет способность делиться, получив дозу, при которой в клетке поражается только одна белковая молекула из мил­лиона. В этом заключается так называемый радиобиологический па­радокс: ничтожная по значению энергия ионизирующего излучения способна вызвать в организме человека серьезные последствия, вплоть до летального исхода.

Большая эффективность ионизирующих излучений объясняется, по современным представлениям, тем, что при общем небольшом значении энергия ионизирующего излучения концентрируется в его отдельных частицах или квантах, действующих локально на макро­молекулы живых клеток, в том числе и на гигантские молекулы ДНК (дезоксирибонуклеиновой кислоты), несущие в себе всю генетичес­кую информацию. Разрыв одной или обеих нитей молекулы ДНК вследствие ее ионизации препятствует дальнейшему воспроизводст­ву нормальных клеток, что и приводит к гибели организма.

Следует иметь в виду, что действие одной и той же дозы облу­чения зависит от времени ее накопления. Если время большое, то общее поражающее действие меньше, чем при однократном облучении суммарной дозой. Кроме того, это действие, за исключением случаев, когда оно вызывает необратимые генетические изменения, частично блокируется восстанавливающими реакциями организма.

Некоторая часть населения (возможно, значительная) может быть подвергнута, кроме фонового облучения, облучению в резуль­тате аварий на предприятиях ядерного топливного цикла (например, на АЭС) и в других случаях. При внешнем облучениина человека воздействует фотонное излучение от струи выброса или радиоактив­ного облака, а также от радионуклидов, выпавших на поверхность Земли и на окружающие предметы. Кроме того, попадание значи­тельного количества альфа- и бета-частиц на кожу вызывает радиа­ционные ожоги. Внутреннее облучение обусловлено поступлением радионуклидов в организм ингаляционным (при вдыхании) и пероральным (при заглатывании с водой и пищей) путями.

При воздействии на организм человека ионизирующая радиация может вызвать два вида эффектов: детерминированные пороговые и стохастические беспороговые эффекты. Детерминированные эф­фекты (нестохастические соматические¹) — биологические эффек­ты излучения, в отношении которых предполагается существование дозового порога.

1. Острая лучевая болезнь (ОЛБ) проявляется как при внеш­нем, так и при внутреннем облучении. Первичные симптомы ОЛБ — тошнота и рвота. При легкой сте­пени ОЛБ смертельные исходы отсутствуют. При средней — в 20% случаев возможен смертельный исход через 2-6 недель после облу­чения. При тяжелой — в 50% случаев возможен смертельный исход в течение месяца (30 дней) после облучения; доза, приводящая к тяжелой степени ОЛБ, называется средней летальной дозой и обо­значается ЛД₅₀(30). Однократная доза 6 Гр и более является абсо­лютно смертельной — в 100% случаев наступает смерть от крово­излияний или от инфекционных заболеваний вследствие потери им­мунитета.

2. Хроническая лучевая болезнь (ХЛБ) формируется постепен­но при длительном облучении дозами, значения которых ниже доз, вызывающих ОЛБ, но выше предельно допустимых для профессио­нального облучения Она может возникнуть как при общем (внеш­нем или внутреннем) облучении всего тела, так и при преимущест­венном поражении отдельных органов. Период формирования ХЛБ совпадает со временем накопления дозы облучения. Признаки ХЛБ (уменьшение числа лейкоцитов, малокровие и др.) неспеци­фичны и встречаются при болезнях, развивающихся вследствие дру­гих причин. Отдаленными последствиями ХЛБ могут быть лейкоз, опухоли и другие заболевания, приводящие к летальному исходу через 10...25 лет после облучения.

3. Локальные лучевые повреждения характеризуются длитель­ным течением заболевания и могут приводить к лучевым ожогам и некрозу (раку) кожи, помутнению хрусталика глаз (лучевой ката­ракте) и др. Локальное облучение отдельных участков тела или от­дельных органов вызывает заведомо более мелкие общие последст­вия, зависящие от степени поражения наиболее радиочувствитель­ных органов (половых желез — гонад, костного мозга, селезенки). На этом базируется лучевая терапия рака, когда локально располо­женные опухоли облучают большими дозами (10...10² Гр), а человек затем переносит лучевую болезнь в легкой форме.

Стохастические (вероятностные) эффекты — это биологичес­кие эффекты излучения, не имеющие дозового порога. Принимает­ся, что вероятность этих эффектов пропорциональна дозе, а тяжесть их проявления не зависит от дозы. Основными стохастическими эф­фектами являются канцерогенные(злокачественные опухоли, лей­козы — злокачественные изменения кровообразующих клеток) и генетические (наследственные болезни, обусловленные генными му­тациями) эффекты. Оцениваются они значениями эффективной (эк­вивалентной) дозы. Поскольку стохастические эффекты имеют ве­роятностную природу и длительный латентный (скрытый) период, измеряемый десятками лет после облучения, они трудно обнаружи­ваемы [1].

 

Глава 8. Нормирование радиационного облучения

Принятые в нашей стране в 1996 г. Нормы радиационной без­опасности НРБ-96 (в дальнейшем Нормы) основаны на рекоменда­циях Международной комиссии по радиационной защите (МКРЗ), в соответствии с которыми для обеспечения радиационной безопас­ности при нормальной эксплуатации источников ионизирующего из­лучения необходимо руководствоваться следующими основными принципами.

Принцип нормирования— непревышение допустимых преде­лов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ио­низирующего излучения.

Принцип обоснования— запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при кото­рых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучением.

Принцип оптимизации— поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при исполь­зовании любого источника ионизирующего излучения (ИИ).

В нормальныхусловиях эксплуатации источников ИИ Нормами установлены следующие категорииоблучаемых лиц:

■ персонал— лица, работающие с техногенными источниками ИИ (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б);

• все население, включая лиц из персонала, вне сферы и усло­вий их производственной деятельности.

Для указанных категорий облучаемых лиц приняты три класса нормативов:

• основные дозовые пределы— предел годовой эффективной или эквивалентной дозы (ПГД) — значение эффективной или экви­валентной дозы, которая не должна превышаться за год (табл. 9.2);

• допустимые уровнимонофакторного воздействия (т е. для одного вида внешнего излучения или для одного радионуклида, одно­го пути поступления радионуклида в организм), являющиеся произ­водными от основных дозовых пределов: допустимая мощность дозы внешнего облучения, пределы годового поступления, допустимые среднегодовые объемные и удельные активности и т.д.;

• контрольные уровни(дозы) — устанавливаются администра­цией учреждения по согласованию с органами Госсанэпиднадзора;

Их численные значения должны учитывать достигнутый в учрежде­нии уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже достигнутого

Основные дозовые пределы облучения лиц из персонала и насе­ления не включают в себя дозы от природных источников ИИ, на которые практически невозможно влиять (космическое излучение на поверхности Земли и облучение, создаваемое содержащимся в организме человека калием-40), от медицинских источников ИИ и дозу вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения ус­танавливаются специальные ограничения. Соблюдение предела го­довой дозы предотвращает возникновение детерминированных эф­фектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.

Для каждой категории облучаемых лиц значение допустимого уровня для данного путиоблучения определено таким образом, чтобы при таком уровне воздействия только одного данного фак­тораоблучения в течение года значение дозы, накопленной за год, равнялось значению соответствующего дозового предела, указанно­го в табл. 1.

 

Таблица 1

Основные пределы доз

Нормируемые величины*	Пределы доз
Персонал (группа А)**	Население
Эффективная доза	20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год	1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год в хрусталике глаза***	150 мЗв	15 мЗв
коже****	500 мЗв	50 мЗв
кистях и стопах	500 мЗв	50м3в

Примечания:

* Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам.

** Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории персонал приводятся только для группы А.

*** Относится к дозе на глубине 300 мг/см².

**** Относится к среднему по площади в I см² значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/см² под покровным слоем толщиной 5 мг/см². На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см². Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 см² площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц [1].

 

 

Глава 9. Методы и средства контроля радиационной обстановки

Для регистрации ионизирующих излучений и измерения их параметров используются приборы, основанные на ионизацион­ном, сцинтилляционном, люминесцентном, фотографическом, химическом и других методах.

При ионизационномметоде под воздействием излучения иони­зируется газовая среда или кристаллы полупроводников и диэлект­риков, в результате чего резко увеличивается их электропровод­ность.

При сцинтилляционном методе в некоторых органических или неорганических веществах под воздействием ионизирующего излу­чения возникают вспышки света — сцинтилляции

При люминесцентныхметодах в некоторых веществах под воз­действием излучения образуются центры люминесценции. При ос­вещении этих веществ ультрафиолетовым излучением либо при их нагреве возникают различные оптические эффекты, в результате ко­торых изменяется интенсивность свечения (фотолюминесценция) или цвет (термолюминисценция)

При фотографическомметоде воздействие ионизирующего из­лучения на фотоэмульсию приводит к эффекту, аналогичному от воздействия видимого света — почернению фотоматериала Погло­щенная энергия излучения определяется по плотности почернения.

При химическомметоде воздействие излучения на вещество вы­зывает различные химические реакции, приводящие, например, к из­менению его окраски.

Прибор для обнаружения и измерения параметров ионизирую­щего излучения состоит из детектора(лат detectio — обнаруже­ние) и измерительной аппаратуры. Веществом детектора может быть газ, жидкость или твердое тело, что и дает соответствующее название детекторам, газовые, жидкостные, твердотельные.

Приборы радиационного контроля классифицируют по: назначе­нию, типу детектора; виду регистрируемого излучения; способу ин­дикации, области применения и другим признакам.

По назначению приборы подразделяют на дозиметры, радио­метры, спектрометры и комбинированные приборы.

Дозиметры служат для измерения дозы излучения (поглощен­ной, эквивалентной, экспозиционной) и (или) мощности соответст­вующей дозы (уровня радиации).

Радиометрыслужат для измерения активности радионуклидов в источнике, удельной, объемной и поверхностной активности пред­метов окружающей среды и материалов (в том числе продуктов), а также плотности потока ионизирующих излучений.

Спектрометры служат для измерения распределения ионизи­рующих излучений по энергии частиц или фотонов, массе и заряду элементарных частиц с целью их идентификации [1].

 

Глава 10. Прогнозирование радиационной обстановки при ядерных катастрофах

При ядерных авариях и катастрофах на предприятиях ядерного топливного цикла и при ядерных взрывах необходимо решать ряд задач по прогнозированию и оценке радиационной обстановки. Основные задачи рассматриваются ниже.

1. Определение (уточнение) закона спада уровня радиации. При делении ядерного топлива в реакторах и ядерных зарядах об­разуется несколько сотен радионуклидов с периодами полураспада от миллионных долей секунды до миллиардов лет. Поэтому в случае ядерных взрывов и аварий из радиоактивного облака на землю вы­падает смесь радионуклидов, состав которой с течением времени из­меняется как вследствие естественного распада радиоактивных ве­ществ, так и вследствие образования новых нуклидов при ядерных превращениях

2. Определение ожидаемой поглощенной дозы внешнего гамма-облучения.

3. Определение допустимого времени пребывания людей на местности, загрязненной радиоактивными веществами, при допус­тимой (заданной) дозе облучения

4. Определение времени входа на загрязненную территорию (возобновления работы, проживания) при заданных значениях дозы облучения и продолжительности работы [1].

 

Глава 11. Защита населения от ионизирующих излучений

В настоящее время радиоактивное загрязнение окружающей среды обусловлено в основном деятельностью предприятий ядерного топливного цикла (ЯТЦ) Для максимального снижения доз облуче­ния и охраны окружающей среды для каждого предприятия ЯТЦ при работе в нормальных условияхнормативными актами устанавлива­ются санитарно-защитная зона и зона наблюдения.

Санитарно-защитная зона(СЗЗ) — территория вокруг пред­приятия или источников радиоактивных отходов, поступающих во внешнюю среду, на которой уровень облучения может превыситьпредел годовой дозы для лиц из населения (ПГД_нас) В СЗЗ устанав­ливается режим ограничений.

Запрещается размещение жилых зда­ний, детских и лечебно-оздоровительных учреждений и других объ­ектов, не относящихся к деятельности предприятия. Размеры СЗЗ определяются для каждого конкретного предприятия в зависимости от его типа и мощности, а также от климатических, метеорологи­ческих, топографических и других условий. Так, радиус СЗЗ для АЭС может быть равен 3- 5 км

Зона наблюдения(ЗН) — территория, где возможно влияние радиоактивных газоаэрозольных выбросов и жидких сбросов учреж­дений и где облучение может достигатьПГД_нас Минимальный радиус ЗН для АЭС должен быть не менее 30 км

На территориях СЗЗ и ЗН проводится радиационный контроль, который включает в себя контроль загрязнения атмосферного воз­духа, почвы, растительности, воды открытых водоемов, продуктов питания и кормов местного производства

Наиболее опасным элементом ЯТЦ является ядерный реактор в составе атомной станции. По данным Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) за период с 1971 по 1985 г в 14 странах мира на АЭС имели место более 150 аварий различной тяжести По этим же данным причиной аварий являлись

Ошибки в проектах, дефекты, % 30,7

Износ оборудования, крошенные процессы, % 25,5

Ошибки оператора, % 17,5

Ошибки в эксплуатации, % 14 7

Прочие % 116

В результате аварийного выброса радионуклидов в атмосферу возможны следующие виды радиационного воздействия на населе­ние (в порядке очередности)

1) внешнее у-облучение при прохождении радиоактивного обла­ка;

2) внутреннее а-, В-облучение при вдыхании радиоактивных аэрозолей продуктов деления;

3) контактное а-, В-облучение вследствие радиоактивного за­грязнения кожных покровов и одежды;

4) внешнее у-облучение, обусловленное радиоактивным загряз­нением поверхности земли, зданий, сооружений и т.п.;

5) внутреннее а-, В-облучение в результате потребления загряз­ненных продуктов питания и воды.

На людей, находящихся вблизи реактора (персонал, ликвидато­ры), действует еще и внешнее нейтронное облучение.

Нуклидный и количественный состав выброса зависит от многих факторов. При аварии на Чернобыльской АЭС наиболее дозообра-зующими радионуклидами стали в-, у-излучатели йод-131 и цезий-137, а также «чистый» В-излучатель стронций-90 и очень долгоживущий плутоний-239.

При организации защиты от ионизирующей радиации следует учитывать разную проникающую способность излучений разных видов.

В зависимости от складывающейся обстановки для защиты на­селения от радиационного воздействия применяют:

• временное укрытие в домах и убежищах (стены деревянного дома ослабляют ионизирующее излучение в 2 раза, а кирпичного — в 10 раз; подвалы с деревянным покрытием — в 7 раз, а с кирпичным или бетонным — в 40. 100 раз);

• максимально возможную герметизацию помещений (плотное закрытие дверей, окон, дымоходов и вентиляционных отверстий), которая препятствует проникновению в помещение радиоактивных веществ с воздухом;

• лекарственные препараты, препятствующие накоплению био­логически опасных радионуклидов в организме (например, йодная профилактика — прием внутрь препаратов стабильного йода);

• защиту органов дыхания с помощью противогазов, респирато­ров или подручных средств (например, защитная эффективность мужского носового платка, свернутого в 16 слоев, равна 17, а двух слоев туалетной бумаги — 12);

■ эвакуацию населения;

• регулирование и ограничение доступа в район загрязнения;

• санитарную обработку людей в случае радиоактивного загряз­нения их одежды и кожных покровов;

■ простейшую обработку поверхностно загрязненных продуктов питания (обмыв, удаление поверхностного слоя и др.);

• исключение или ограничение употребления в пищу загрязнен­ных продуктов питания;

■ перевод молочнопродуктивного скота на незагрязненные паст­бища или фуражные корма;

• дезактивацию загрязненной местности;

• переселение [1].

 

• Список литературы

1. Медведева В. Т. Инженерная экология: Учебник. – М. Гардарики, 2002 – 687 с.

2. Кадменский С. Г. Радиоактивность атомных дер: история, результаты, современные достижения / Соросовский образовательный журнал. Воронежский государственный университет, №11 – 1999 г.

 

Поделиться:

Воспользуйтесь поиском по сайту: