Лекция БЖД Иониз. Воздействие ионизирующих излучений на человека
Работа № 14
ИОНИЗИРУЮЩИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ
Общие сведения
Излучения, взаимодействия которых со средой приводят к образованию ионов разных знаков и радикалов, называются ионизирующими. При этом различают корпускулярное и фотонное излучения. Корпускулярное излучение представляет собой поток элементарных частиц: a – и b – частицы, нейтроны, протоны, мезоны и др. Элементарные частицы возникают при радиоактивном распаде, ядерных превращениях или генерируются на ускорителях. Заряженные частицы в зависимости от величины кинетической энергии могут вызывать непосредственно ионизирующее излучение при столкновении с веществом. Нейтроны и другие нейтральные элементарные частицы при взаимодействии с веществом непосредственно ионизации 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. Такие излучения принято называть косвенными ионизирующими излучениями.
К фотонному излучению относят: гамма-излучение, характеристическое, тормозное, рентгеновское излучения. Указанные излучения представляют собой электромагнитные колебания очень высоких частот (Гц), которые возникают при изменении энергетического состояния атомных ядер (гамма - излучение), перестройке внутренних электронных оболочек атомов (характеристическое), взаимодействии заряженных частиц с электрическим полем (тормозное) и других явлениях. Фотонное излучение также является косвенно ионизирующим. Кроме ионизирующей способности к основным характеристикам ионизирующих излучений относятся энергия, измеряемая в электрон – вольтах, и проникающая способность.
Источником излучения называют объект, содержащий радиоактивный материал или техническое устройство, испускающее или способное в определенных условиях испускать излучение. К числу таких объектов относятся: радионуклиды, ядерные устройства (ускорители, атомные реакторы), рентгеновские трубки.
Технологии, методики и приборы, использующие ионизирующие излучения, получили широкое распространение в промышленности, в медицине и науке. Это, в первую очередь, атомные электростанции, надводные и подводные корабли с атомными установками, рентгеновские установки для медицинского, научного и промышленного назначения и др.
^
Биологическое воздействие излучений.
Излучение является вредным фактором для живой природы и, особенно, человека. Биологически вредное воздействие излучения на живой организм определяется в первую очередь дозой поглощенной энергии и производимым при этом эффектом ионизации, т. е. плотностью ионизации. Большая часть поглощенной энергии расходуется на ионизацию живой ткани, что нашло свое отражение и в определении излучений как ионизирующих.
Ионизирующие излучения оказывают на биологическую ткань прямое и непрямое воздействие. Прямое - разрыв внутриатомных и внутримолекулярных связей, возбуждение атомов или молекул, образование свободных радикалов. Наиболее важное значение имеет радиолиз воды. В результате радиолиза образуются высокореактивные радикалы, которые вызывают вторичные реакции окисления по любым связям, вплоть дo изменения химического строения ДНК (дезоксирибонуклеиновая кислота) с последующими генными и хромосомными мутациями. В этих явлениях и заключается опосредованное (непрямое) действие излучения. При этом следует отметить, что особенность воздействия ионизирующих излучений состоит в том, что в химические реакции, индуцированные реактивными радикалами, вовлекаются сотни и тысячи молекул, не затронутых непосредственно излучением. Таким образом, результат воздействия ионизирующих излучений в отличие от других видов излучений зависит в большей степени от формы, в которой их энергия передается биологическому объекту.
Негативные последствия воздействия ионизирующих излучений на организм человека условно делятся на соматические и генетические. Генетические эффекты воздействия излучений проявляются в отдаленные промежутки времени у потомства облученных. Соматические последствия, в зависимости от степени и характера облучения, могут проявляться непосредственно в виде острой или хронической формы лучевой болезни. Лучевая болезнь, в первую очередь, характеризуется изменением состава крови (уменьшением числа лейкоцитов в крови – лейкопенией), а также появлением тошноты, рвоты и подкожных кровоизлияний, изъязвлений. Острая форма лучевой болезни возникает у человека при однократном облучении свыше 100 P (рентген) – 1 степень лучевой болезни, а при 400 P (3-я степень) наблюдается 50% смертельных случаев, что связано в первую очередь с потерей иммунитета. При экспозиционной дозе свыше 600 Р (4-я степень) погибают 100% облученных. В отношении поражения от ионизирующего излучения природа поставила человека в самые тяжелые условия по сравнению с другими живыми существами. Так, средние смертельные дозы (50%) составляют: обезьяна-550 , кролик - 800, черви - 20000 , а амеба - 100000, вирусы - более 1000000 P.
^
Единицы доз.
Общей единицей (мерой) воздействия ионизирующего излучения на человека является доза. Различают следующие основные виды доз: поглощенная, эквивалентная, эффективная, экспозиционная.
^ Доза поглощенная (D) – величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу:
Где 
– средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, 
– масса вещества в этом объеме.
^
Доза эквивалентная (Н)
– сумма поглощенных доз в органах или тканях, умноженных на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения 
:
| |
где
- средняя поглощенная доза в органе или ткани i - того ионизирующего излучения.Взвешивающие коэффициенты учитывают относительную опасность различных видов излучения в индуцировании неблагоприятных биологических эффектов и зависят от ионизирующей способности излучений. Для различных видов излучения значения взвешивающих коэффициентов составляют:
Фотоны любых энергий, электроны ………………………1
Нейтроны с энергией менее 10 кэВ…………………………5
От 10 кэВ до 100 кэВ……………….10
Альфа-частицы………………………………………………20
^
Доза эффективная (Е)
– величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет собой сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты:
 |
где
- взвешивающий коэффициент для органа или ткани, который характеризует относительный риск на единицу дозы по выходу отдаленных последствий при облучении данного органа по отношению к облучению всего тела. При облучении организма в целом =1, а при облучении отдельных органов составляет: гонады (половые железы) - 0,2; желудок – 0,12; печень – 0,05; кожа – 0,01 и т.д. 
-
эквивалентная доза в соответствующем органе или ткани.^
Экспозиционная доза (X)
- это количественная характеристика фотонного излучения, основанная на его ионизирующем действии в сухом атмосферном воздухе и представляющая собой отношение суммарного заряда (dQ) ионов одного знака, возникающих в воздухе при полном торможении всех вторичных электронов и позитронов, которые были образованы фотонами в малом объеме воздуха, к массе воздуха (dm) в этом объеме (справедливо для фотонного излучения с энергией до 3 МэВ):
| |
На практике в качестве характеристики ионизирующего излучения широко используется единица рентген (Р), которая является внесистемной единицей экспозиционной дозы (при прохождении излучения через 1 куб.см воздуха создаются ионы, несущие заряд в 1 электростатическую единицу каждого знака). Экспозиционную дозу в рентгенах и поглощенную дозу в радах для биологических тканей можно считать совпадающими с погрешностью до 5%, которая вызвана тем, что экспозиционная доза не учитывает ионизацию, обусловленную тормозным излучением электронов и позитронов.
Единицы измерения доз в системе СИ и внесистемные единицы измерения приведены в таблице 1.
Таблица 1
| Доза | Единицы СИ | Внесистемные единицы |
| Поглощенная | Дж/кг, Грей (Гр) | 1 рад=0,01 Гр |
| Эквивалентная | Грей   = Зиверт (Зв) | 1 бэр=0,01 Зв |
| Эффективная | Зиверт  =
Зиверт (Зв) | |
| Экспозиционная | Кулон/кг, (Кл/кг) | Рентген (Р) 1Р=2,58 ∙ 10 -4 Кл/кг 1 Р = 1 рад = 0,013 Зв (в биол.тканях) |
Для характеристики изменения дозы во времени вводится понятие мощности дозы. Мощность экспозиционной, поглощенной и эквивалентной доз соответственно определяются:
 |
Характеристикой активности радионуклида (самопроизвольного распада) является отношение числа спонтанных ядерных превращений, происходящих в источнике за единицу времени. Единицей радиоактивности является беккерель (Бк)
. Беккерель равен активности радионуклида в источнике, в котором за время 1с происходит одно спонтанное ядерное превращение. Внесистемная единица активности - кюри (Ки).
1 Ки = 3,700 10 10 Бк Активность радионуклидов зависит от времени. Время, в течение которого распадается половина исходных атомов, называется периодом полураспада. Так, например, период полураспада йода 
8,05 суток, а у урана 
- 4,5 млрд. лет
^
Нормы радиационной безопасности.
Основным документом, регламентирующим допустимые уровни воздействия излучений на организм человека, в нашей стране, является «Нормы радиационной безопасности» (НРБ - 99). С целью снижения необоснованного облучения нормирование осуществляется дифференцированно для различных категорий облучаемых лиц, в зависимости от условий контакта с источниками излучений и места проживания. Нормы устанавливают следующие категории облучаемых лиц:
Персонал (группы А и Б);
Все население, включая лиц из персонала вне сферы и условий их производственной деятельности.
Нормы облучения также дифференцированы в отношении различной радиочувствительности органов и частей тела человека.
Предельно допустимая доза (ПДД) - наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которое при рaвномерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.
Предел дозы (ПД) - предельная эквивалентная доза за год для ограниченной части населения. ПД устанавливают меньшим, чем ПДД в 10 раз для предотвращения необоснованного облучения этого контингента людей. Значения ПДД и ПД в зависимости от группы критических органов приведены ниже в таблице 2.
Закономерности биологического эффекта излучения на живую ткань определяют основные принципы защиты - снижение плотности потока излучения и времени его действия. Время контакта с излучением в режиме нормальной эксплуатации установки является регулируемым и контролируемым параметром. Плотность облучающего потока зависит от мощности источника, его физических характеристик и инженерной защиты источника.
Таблица 2.
^ Основные пределы доз
* Примечание: дозы облучения для персонала группы Б не должны превышать ¼ значений для персонала группы А.
^
Защитные мероприятия.
Под инженерной защитой понимают любую среду (материал), расположенную между источником и зоной размещения людей или оборудования для ослабления потоков ионизирующих излучений. Защиту принято классифицировать по назначению, типу, компоновке, форме и геометрии. По назначению защиту подразделяют на биологическую, радиационную и тепловую.
Биологическая защита должна обеспечивать уменьшение дозы облучения персонала до предельно допустимых уровней. При радиационной защите должна быть обеспечена степень радиационных повреждений различных объектов, подвергающихся облучению, до допустимых уровней. Тепловая защита обеспечивает снижение радиационного энерговыделения в защитных композициях до допустимых уровней.
Основными свойствами излучений, определяющими условия безопасности обращения с ними, являются ионизирующая и проникающая способность. Ионизирующая способность излучения отражена в значении взвешивающего коэффициента, а проникающая - характеризуется величиной линейного коэффициента поглощения.
Закон ослабления излучения в веществе, в зависимости от его толщины (х), можно записать в следующем виде:
где n - скорость счета импульсов тока при наличии защитного материала толщиной х, имп/с,
n ф - скорость счета импульсов тока за пределами зоны влияния источника излучения, т.е. фона, имп/с,
n о - скорость счета импульсов тока без защитнoго материала, имп/с.
Из формулы (2) выводим выражение для расчета линейного коэффициента ослабления:
представленной по результатам измерений ослабления излучения за различными толщинами для одного материала. В этом случае эта зависимость будет иметь вид прямой с наклоном определяемым значением линейного коэффициента ослабления, т.е. m = tq а.
Поглощение излучения в веществе зависит от природы излучения, а также от состава и плотности самого вещества. Ниже в таблице 3 представлена зависимость коэффициента ослабления для излучения фотонной природы:
Поглощение корпускулярных ионизирующих излучений происходит значительно интенсивнее фотонных. Это можно объяснить либо наличием у частиц, ионизирующих вещество, электрического заряда, либо при его отсутствии наличием значительной массы ионизирующих частиц (нейтронов). Поглощение корпускулярных излучений удобно характеризовать величиной свободного пробега частиц в веществе.
Таблица 3
| Энергия гамма-излучения, МэВ | Коэффициент ослабления, см -1 |
|||
| Воздух | оргстекло | железо | свинец |
|
| 0,1 | 0,198 | 0,172 | 2,81 | 59,9 |
| 0,5 | 0,111 | 0,006 | 0,82 | 1,67 |
| 1,0 | 0,081 | 0,07 | 0,45 | 0,75 |
| 2,0 | 0,057 | 0,05 | 0,33 | 0,51 |
| 5,0 | 0,036 | 0,03 | 0,24 | 0,48 |
| 10,0 | 0,026 | 0,022 | 0,23 | 0,62 |
В таблице 4 представлены харaктерные значения свободных пробегов частиц в воздухе для a -, b - и протонного излучений.
Таблица 4
| Вид ионизирующего излучения | Диапазон энергии, МэВ | Диапазон свободных Пробегов, см |
| a | 4,0 -10,0 | 2,5-10,6 |
| b | 0,01-8,00 | 22-1400 |
| протонное | 1,0-15,0 | 0,002-0,003 |
^
Геометрическое ослабление излучений.
Для точечных источников поток излучения, кроме указанной выше закономерности ослабления при прохождении в веществе, будет ослабляться за счет геометрической расходимости, подчиняющейся закону обратных квадратов
 , |
где I - мощность источника, R - расстояние от источника.
Геометрически источники могут быть точечными и протяженными. Протяженные источники представляют собой суперпозицию точечных источников и могут быть линейными, поверхностными или объемными. Физически точечным можно считать такой источник, максимальные размеры которого много меньше расстояния до точки детектирования и длины свободного пробега в материале источника.
Для точечного изотропного источника определяющую роль в ослаблении плотности излучения в воздухе играет геометрическое расхождение. Ослабление за счет поглощения в воздухе, например, для источника с энергией, равной 1 МэВ на расстоянии 3 м, составляет 0,2%.
^
Регистрация излучений. Оборудование и порядок исследований
.
Применяемые в области радиационного контроля приборы по своему назначению подразделяются на дозиметры, радиометры и спектрометры. Дозиметры служат для измерения поглощенной дозы ионизирующего излучения или ее мощности. Радиометры служат для измерения плотности потока излучений и активности радионуклидов. Спектрометры служат для измерения распределения излучений по энергии частиц или фотонов.
Основа регистрации любого вида излучений – его взаимодействие с веществом детектора. Под детектором понимается устройство, на вход которого поступают ионизирующее излучение и на выходе появляются регистрируемый сигнал. Тип детектора определяется природой сигнала - при световом сигнале детектор называется сцинтилляционным, при импульсах тока - ионизационным, при появлении пузырьков пара - пузырьковая камера, а при наличии капелек жидкости - камера Вильсона. Вещество, в котором происходит преобразование энергии ионизирующего излучения в сигнал, может быть газом, жидкостью или твердым телом, что и дает соответствующее название детекторам: газовые, жидкостные и твердотельные.
В данной работе применяется прибор, совмещающий функции дозиметра и радиометра - переносной геологоразведочный СРП-68-01. Прибор состоит из выносного блока детектирования БДГЧ-01, переносного пульта, который содержит схему измерения и стрелочный прибор.
В СРП-68-01 используется сцинтилляционный детектор на основе неорганического монокристалла натрий-йод (NaI). Принцип работы детектора заключается в следующем. Излучение, взаимодействуя с веществом сцинтиллятора, создает в нем вспышки света. Фотоны света попадают на фотокатод и выбивают из него фотоэлектроны. Ускоренные и умноженные электроны собираются на аноде. Каждому электрону, поглощенному в сцинтилляторе, соответствует импульс тока в анодной цепи фотоэлектронного умножителя, следовательно, измерению может подлежать как среднее значение анодного тока, так и число импульсов тока в единицу времени. В соответствии с этим различают токовый (интегрирующий) и счетный режимы сцинтилляционного дозиметра.
Стрелочный прибор в измерительном комплексе позволяет снимать значения для двух режимов работы дозиметра:
Мощность экспозиционной дозы, мкР/ч;
Средняя скорость счета импульсов тока, имп/с.
В качестве источника ионизирующего излучения в работе используется контрольная калибровочная метка, которая содержит радионуклид 60 Co с энергией гаммa - квантов:1.17 МэВ и 1.37 МэВ.
Экспериментальные исследования выполняются на лабораторном стенде, основу которого составляет сцинтилляционный геологоразведочный прибор СРП-68-01. Схема стенда представлена на рис. 1 и 2.
Рис.1. Блок-схема установки
Здесь: 1 - переносной пульт измерения; 2 –измерительная линейка; 3 –исследуемые материалы, 4 - радиоактивный источник; 5 -трубка детектора; 6 - защитный экран.
Рис. 2. Передняя панель измерительного прибора.
Здесь: 1 - переключатель рода работ; 2 - переключатель пределов и режимов измерений; 3 - измерительная шкала пересчетного прибора; 4 - регулятор уровня звукового сигнала.
Следует заметить, что число актов радиационного распада и число зарегистрированных радиометром импульсов тока являются случайными величинами, подчиняющимися закону Пуассона. По этой причине каждое измерение следует повторять пять раз с интервалом в минуту и за результат принимать среднее значение.
Для подготовки установки к измерениям необходимо:
включить пульт измерения путем установки переключателя рода работ (п.1 на рис.2) в положение «5»;
освободить измерительное окно на радиоактивном источнике, сняв защитный экран.
1. Измерения мощности экспозиционной дозы в зависимости от расстояния от источника излучений:
Установить переключатель пределов и режимов измерений (п.2 на рис.2) в нижнее положение «mR/ч», в котором измеряется мощность экспозиционной дозы в мкР/ч;
Снять значения мощности экспозиционной дозы с измерительной шкалы пересчетного прибора (п.3 на рис.2), двигая трубку детектора (п.2 на рис.1) вдоль измерительной линейки, в зависимости от расстояния до кассеты в соответствии с вариантом задания. Измерения при расстояниях более 60 см необходимо выполнить дополнительно на режимах измерения - имп/с, т.е. переключатель пределов и режимов измерений (п.2 на рис.2) необходимо установить в положение (S -1). При этом расстоянии значения мощности экспозиционной дозы и скорости счета будут соответствовать уровню фона в помещении.
Установить трубку детектора вдоль измерительной линейки на расстоянии 1,5 см от источника излучения и трубка должна находится в этом положении постоянно в течении всей серии измерений по п. 2 (для обеспечения одинаковой степени ослабления излучения из-за геометрической расходимости);
Установить переключатель пределов и режимов измерений (п.2 на рис.2) в положение «S -1 », в котором идет счет импульсов тока в имп/с;
Снять значение плотности потока в отсутствии защитных материалов между измерительным окном и детектором;
Снять значение плотности потока для различных образцов материалов в соответствии с вариантом задания, устанавливаемых между измерительным окном и детектором;
Снять значение плотности потока для различных материалов в соответствии с вариантом задания, устанавливаемых между измерительным окном и детектором. При этом образец необходимой толщины собирается из ряда образцов.
^
Обработка результатов опытов и расчетные задания
Измерения мощности экспозиционной дозы в зависимости от расстояния от источника излучений:
2. Измерения плотности потока гамма - квантов за слоем защитных материалов:
^ Условия безопасности при проведении работ.
Активность источника по паспорту составляла 0,04 мкKu. Источник защищен свинцовым экраном, обеспечивающий мощность эквивалентной дозы на поверхности не более 0,6 мкЗв/ч, и на расстоянии 0,4м от источника уровень излучения от него близок к фону. Указанные параметры источника и условия его защиты в соответствии с НРБ -96 обеспечивают безопасность исполнителя в ходе выполнения исследований.
^
ВАРИАНТЫ ЗАДАНИЙ
| Параметры | Значения по вариантам |
|||
| 1 | 2 | 3 | 4 |
|
| Измерения по п.1 Значения расстояний от источника излучений до детектора, см | 0; 4; 8;15; 25;45;70 | 0; 5; 10;20; 35; 50; 75 | 0; 6; 12; 18;25;40;65 | 0;4;9;18; 28;40;65 |
| Измерения по п.2 Наименование защитных материалов и значения толщин, мм | Орг.стек. -15 | Орг.стек. | Орг.стек. -15 | Орг.стек |
| Расчет эффективной дозы: Расстояние до источника излучения, см Время облучения, час | ||||
^ Вопросы для самоконтроля
1. Какие известны группы ионизирующих излучений? Какие существуют ионизирующие излучения? Их основные характеристики.
2. Воздействие ионизирующих излучений на биологическую ткань. Особенности этого воздействия.
3. Признаки лучевой болезни. Степени лучевой болезни.
4. От чего зависит степень воздействия ионизирующих излучений на организм человека?
5. Дозы ионизирующих излучений. Их физический смысл. Единицы измерения доз. Соотношения между единицами доз.
6. Нормирование ионизирующих излучений. От чего зависят предельно допустимые дозы.
7. Что понимается под инженерной защитой от ионизирующих излучений?
8. Какие материалы обеспечивают наилучшую защиту от воздействия 
частиц, 
частиц, 
излучения и почему?
9. Какие известны методы регистрации ионизирующих излучений?
Ефремов С.В., Малаян К.Р., Малышев В.П., Монашков В.В. и др.
Безопасность . Лабораторный практикум.
Учебное пособие
Корректор
Технический редактор
Директор Издательства Политехнического университета ^ А.В. Иванов
Лицензия ЛР №020593 от 07.08.97
Налоговая льгота – Общероссийский классификатор продукции
ОК 005-93, т. 2; 95 3005 – учебная литература
Подписано в печать 2011. формат 60х84/16.
Усл.печ.л. . Уч.изд.л. . Тираж 200. Заказ
_________________________________________________________________________
Санкт-Петербургский государственный политехнический университет.
Издательство Политехнического университета,
Член Издательско-полиграфической ассоциации университетов России.
Адрес университета и издательства:
195251, Санкт-Петербург, Политехническая ул., 29.
Ионизирующее излучение
Ионизирующие излучения -- это электромагнитные излучения, которые создаются при радиоактивном распаде, ядерных превращениях, торможении заряженных частиц в веществе и образуют при взаимодействии со средой ионы различных знаков.
Источники ионизирующих излучений. На производстве источниками ионизирующих излучений могут быть используемые в технологических процессах радиоактивные изотопы (радионуклиды) естественного или искусственного происхождения, ускорительные установки, рентгеновские аппараты, радиолампы.
Искусственные радионуклиды в результате ядерных превращений в тепловыделяющих элементах ядерных реакторов после специального радиохимического разделения находят применение в экономике страны. В промышленности искусственные радионуклиды применяются для дефектоскопии металлов, при изучении структуры и износа материалов, в аппаратах и приборах, выполняющих контрольно-сигнальные функции, в качестве средства гашения статического электричества и т. п.
Естественными радиоактивными элементами называют радионуклиды, образующиеся из находящихся в природе радиоактивных тория, урана и актиния.
Виды ионизирующих излучений. В решении производственных задач имеют место разновидности ионизирующих излучений как (корпускулярные потоки альфа-частиц, электронов (бета-частиц), нейтронов) и фотонные (тормозное, рентгеновское и гамма-излучение).
Альфа-излучение представляет собой поток ядер гелия, испускаемых главным образом естественным радионуклидом при радиоактивном распаде, Пробег альфа-частиц в воздухе достигает 8--10 см, в биологической ткани нескольких десятков микрометров. Так как пробег альфа-частиц в веществе невелик, а энергия очень большая, то плотность ионизации на единицу длины пробега у них очень высока.
Бета-излучение -- поток электронов или позитронов при радиоактивном распаде. Энергия бета-излучения не превышает нескольких Мэв. Пробег в воздухе составляет от 0,5 до 2 м, в живых тканях -- 2-- 3 см. Их ионизирующая способность ниже альфа-частиц.
Нейтроны -- нейтральные частицы, имеющие массу атома водорода. Они при взаимодействии с веществом теряют свою энергию в упругих (по типу взаимодействия биллиардных шаров) и неупругих столкновениях (удар шарика в подушку).
Гамма-излучение -- фотонное излучение, возникающее при изменении энергетического состояния атомных ядер, при ядерных превращениях или при аннигиляции частиц. Источники гамма-излучения, используемые в промышленности, имеют энергию от 0,01 до 3 Мэв. Гамма-излучение обладает высокой проникающей способностью и малым ионизирующим действием.
Рентгеновское излучение -- фотонное излучение, состоящее из тормозного и (или) характеристического излучения, возникает в рентгеновских трубах, ускорителях электронов, с энергией фотонов не более 1 Мэв. Рентгеновское излучение, так же как и гамма-излучение, имеет высокую проникающую способность и малую плотность ионизации среды.
Ионизирующего излучения характеризуется целым рядом специальных характеристик. Количество радионуклида принято называть активностью. Активность -- число самопроизвольных распадов радионуклида за единицу времени.
Единицей измерения активности в системе СИ является беккерель (Бк).
1Бк = 1 распад/с.
Внесистемной единицей активности является ранее используемая величина Кюри (Ки). 1Ки = 3,7 * 10 10 Бк.
Дозы излучения. Когда ионизирующее излучение проходит через вещество, то на него оказывает воздействие только та часть энергии излучения, которая передается веществу, поглощается им. Порция энергии, переданная излучением веществу, называется дозой. Количественной характеристикой взаимодействия ионизирующего излучения с веществом является поглощенная доза.
Поглощенная доза D n -- это отношение средней энергии?E , переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к единице массы?m вещества в этом объеме
В системе СИ в качестве единицы поглощенной дозы принят грей (Гр), названный в честь английского физика и радиобиолога Л. Грея. 1 Гр соответствует поглощению в среднем 1 Дж энергии ионизирующего излучения в массе вещества, равной 1 кг; 1 Гр = 1 Дж/кг.
Доза эквивалентная Н T,R - поглощенная доза в органе или ткани D n , умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного излучения W R
Н T,R = W R * D n ,
Единицей измерения эквивалентной дозы является Дж/кг, имеющий специальное наименование - зиверт (Зв).
Значения W R для фотонов, электронов и мюонов любых энергий составляет 1, а для Ь- частиц, осколков тяжелых ядер - 20.
Биологическое действие ионизирующих излучений. Биологическое действие радиации на живой организм начинается на клеточном уровне. Живой организм состоит из клеток. Ядро считается наиболее чувствительной жизненно важной частью клетки, а основными его структурными элементами являются хромосомы. В основе строения хромосом находится молекула диоксирибонуклеиновой кислоты (ДНК), в которой заключена наследственная информация организма. Гены расположены в хромосомах в строго определенном порядке и каждому организму соответствует определенный набор хромосом в каждой клетке. У человека каждая клетка содержит 23 пары хромосом. Ионизирующее излучение вызывает поломку хромосом за которым происходит соединение разорванных концов в новые сочетания. Это и приводит к изменению генного аппарата и образованию дочерних клеток, неодинаковых с исходными. Если стойкие хромосомные поломки происходят в половых клетках, то это ведет к мутациям, т. е. появлению у облученных особей потомства с другими признаками. Мутации полезны, если они приводят к повышению жизнестойкости организма, и вредны, если проявляются в виде различных врожденных пороков. Практика показывает, что при действии ионизирующих излучений вероятность возникновения полезных мутаций мала.
Помимо генетических эффектов, которые могут сказываться на последующих поколениях (врожденные уродства), наблюдаются и так называемые соматические (телесные) эффекты, которые опасны не только для самого данного организма (соматическая мутация), но и его потомства. Соматическая мутация распространяется только на определенный круг клеток, образовавшихся путем обычного деления из первичной клетки, претерпевшей мутацию.
Соматические повреждения организма ионизирующим излучением являются результатом воздействия излучения на большой комплекс -- коллективы клеток, образующих определенные ткани или органы. Радиация тормозит или даже полностью останавливает процесс деления клеток, в котором собственно и проявляется их жизнь, а достаточно сильное излучение в конце концов убивает клетки. К соматическим эффектам относят локальное повреждение кожи (лучевой ожог), катаракту глаз (помутнение хрусталика), повреждение половых органов (кратковременная или постоянная стерилизация) и др.
Установлено, что не существует минимального уровня радиации, ниже которого мутации не происходит. Общее количество мутаций, вызванных ионизирующим излучением, пропорционально численности населения и средней дозе облучения. Проявление генетических эффектов мало зависит от мощности дозы, а определяется суммарной накопленной дозой независимо от того, получена она за 1 сутки или 50 лет. Полагают, что генетические эффекты не имеют дозового порога. Генетические эффекты определяются только эффективной коллективной дозой человеко-зиверты (чел-Зв), а выявление эффекта у отдельного индивидуума практически непредсказуемо.
В отличие от генетических эффектов, которые вызываются малыми дозами радиации, соматические эффекты всегда начинаются с определенной пороговой дозы: при меньших дозах повреждения организма не происходит. Другое отличие соматических повреждений от генетических заключается в том, что организм способен со временем преодолевать последствия облучения, тогда как клеточные повреждения необратимы.
К основным правовым нормативам в области радиационной безопасности относятся Федеральный закон «О радиационной безопасности населения» №3-ФЗ от 09.01.96 г., Федеральный закон «О санитарно-эпиде-миологическом благополучии населения» № 52-ФЗ от 30.03.99 г., Федеральный закон «Об использовании атомной энергии» № 170-ФЗ от 21.11.95 г., а также Нормы радиационной безопасности (НРБ--99). Документ относится к категории санитарных правил (СП 2.6.1.758 -- 99),утвержден Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации 2 июля 1999 года и введен в действие с 1 января 2000 года.
Нормы радиационной безопасности включают в себя термины и определения, которые необходимо использовать в решении проблем радиационной безопасности. Они также устанавливают три класса нормативов: основные дозовые пределы; допустимые уровни, являющиеся производными от дозовых пределов; пределы годового поступления, объемные допустимые среднегодовые поступления, удельные активности, допустимые уровни загрязнения рабочих поверхностей и т. д.; контрольные уровни.
Нормирование ионизирующих излучений определяется характером воздействия ионизирующей радиации на организм человека. При этом выделяются два вида эффектов, относящихся в медицинской практике к болезням: детерминированные пороговые эффекты (лучевая болезнь, лучевой ожог, лучевая катаракта, аномалии развития плода и др.) и стохастические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы, наследственные болезни).
Обеспечение радиационной безопасности определяется следующими основными принципами:
1. Принцип нормирования -- непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения.
2. 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 облучения.
3. 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.
Приборы контроля ионизирующих излучений. Все используемые в настоящее время приборы можно разбить на три основные группы: радиометры, дозиметры и спектрометры. Радиометры предназначены для измерения плотности потока ионизирующего излучения (альфа- или бета-), а также нейтронов. Эти приборы широко используются для измерения загрязнений рабочих поверхностей, оборудования, кожных покровов и одежды персонала. Дозиметры предназначены для изменения дозы и мощности дозы, получаемой персоналом при внешнем облучении главным образом гамма-излучением. Спектрометры предназначены для идентификации загрязнений по их энергетическим характеристикам. В практике применяются гамма-, бета- и альфа-спектрометры.
Обеспечение безопасности при работе с ионизирующими излучениями. Все работы с радионуклидами правила подразделяют на два вида: на работу с закрытыми источниками ионизирующих излучений и работу с открытыми радиоактивными источниками.
Закрытыми источниками ионизирующих излучений называются любые источники, устройство которых исключает попадание радиоактивных веществ в воздух рабочей зоны. Открытые источники ионизирующих излучений способны загрязнять воздух рабочей зоны. Поэтому отдельно разработаны требования к безопасной работе с закрытыми и открытыми источниками ионизирующих излучений на производстве.
Главной опасностью закрытых источников ионизирующих излучений является внешнее облучение, определяемое видом излучения, активностью источника, плотностью потока излучения и создаваемой им дозой облучения и поглощенной дозой. Основные принципы обеспечения радиационной безопасности:
Уменьшение мощности источников до минимальных величин (защита, количеством); сокращение времени работы с источниками (защита временем); увеличение расстояния от источника до работающих (защита расстоянием) и экранирование источников излучения материалами, поглощающими ионизирующие излучения (защита экранами).
Защита экранами -- наиболее эффективный способ защиты от излучений. В зависимости от вида ионизирующих излучений для изготовления экранов применяют различные материалы, а их толщина определяется мощностью излучения. Лучшими экранами для защиты от рентгеновского и гамма-излучений является свинец, позволяющий добиться нужного эффекта по кратности ослабления при наименьшей толщине экрана. Более дешевые экраны делаются из просвинцованного стекла, железа, бетона, барритобетона, железобетона и воды.
Защита от открытых источников ионизирующих излучений предусматривает как защиту от внешнего облучения, так и защиту персонала от внутреннего облучения, связанного с возможным проникновением радиоактивных веществ в организм через органы дыхания, пищеварения или через кожу. Способы защиты персонала при этом следующие.
1. Использование принципов защиты, применяемых при работе с источниками излучения в закрытом виде.
2. Герметизация производственного оборудования с целью изоляции процессов, которые могут явиться источниками поступления радиоактивных веществ во внешнюю среду.
3. Мероприятия планировочного характера. Планировка помещении предполагает максимальную изоляцию работ с радиоактивными веществами от других помещений и участков, имеющих иное функциональное назначение.
4. Применение санитарно-гигиенических устройств и оборудования, использование специальных защитных материалов.
5. Использование средств индивидуальной защиты персонала. Все средства индивидуальной защиты, используемые для работы с открытыми источниками, разделяются на пять видов: спецодежда, спецобувь, средства защиты органов дыхания, изолирующие костюмы, дополнительные защитные приспособления.
6. Выполнение правил личной гигиены. Эти правила предусматривают личностные требования к работающим с источниками ионизирующих излучений: запрещение курения в рабочей зоне, тщательная очистка (дезактивация) кожных покровов после окончания работы, проведение дозиметрического контроля загрязнения спецодежды, спецобуви и кожных покровов. Все эти меры предполагают исключение возможности проникновения радиоактивных веществ внутрь организма.
Службы радиационной безопасности. Безопасность работы с источниками ионизирующих излучений на предприятиях контролируют специализированные службы -- службы радиационной безопасности комплектуются из лиц, прошедших специальную подготовку в средних, высших учебных заведениях или специализированных курсах Минатома РФ. Эти службы оснащены необходимыми приборами и оборудованием, позволяющими решать поставленные перед ними задачи.
Основные задачи, определяемые национальным законодательством по контролю радиационной обстановки в зависимости от характера проводимых работ, следующие:
Контроль мощности дозы рентгеновского и гамма-излучений, потоков бета-частиц, нитронов, корпускулярных излучений на рабочих местах, смежных помещениях и на территории предприятия и наблюдаемой зоны;
Контроль за содержанием радиоактивных газов и аэрозолей в воздухе рабочих и других помещений предприятия;
Контроль индивидуального облучения в зависимости от характера работ: индивидуальный контроль внешнего облучения, контроль за содержанием радиоактивных веществ в организме или в отдельном критическом органе;
Контроль за величиной выброса радиоактивных веществ в атмосферу;
Контроль за содержанием радиоактивных веществ в сточных водах, сбрасываемых непосредственно в канализацию;
Контроль за сбором, удалением и обезвреживанием радиоактивных твердых и жидких отходов;
Контроль уровня загрязнения объектов внешней среды за пределами предприятия.
Радиацией называется лучеобразное распространение чего-либо от центра к окружности.
Существуют разные виды радиации, которые, в отличие от видимого света и тепла, не воспринимаются нашими органами чувств. Человек живет в мире, где нет мест, в которых отсутствовала бы радиация. Считается, что именно способность радиоактивного излучения вызывать мутации послужила основной причиной непрерывной эволюции биологических видов. По оценкам биологов, с начала возникновения жизни на Земле эволюционировало около 1 млрд видов живых организмов. В настоящее время, по разным оценкам, осталось от 2 до 15 млн видов флоры и фауны. Без воздействия радиации на нашей планете, вероятно, не появилось бы такого разнообразия форм жизни. Наличие радиационного фона - одно из обязательных условий жизни на Земле, радиация так же необходима для жизни, как свет и тепло. При небольшом увеличении радиационного фона обмен веществ в организме человека несколько улучшается, при снижении радиационного фона рост и развитие живых организмов замедляется на 30 - 50%. При "нулевой" радиации семена растений перестают произрастать, а живые организмы размножаться. Поэтому не следует поддаваться радиофобии - страху перед радиацией, однако необходимо знать, какую угрозу несут высокие уровни радиации, научиться избегать ее, а при необходимости и выживать в условиях радиационной опасности. Естественная радиация является природным компонентом среды обитания человека. Условно радиационное излучение можно разделить на ионизирующее и неионизирующее. Неионизирующее излучение - это свет, радиоволны, радиоактивное тепло от Солнца. Этот вид радиации не вызывает повреждений в организме человека, хотя и оказывает вредное воздействие при наличии высокой интенсивности. Радиация считается ионизирующей в том случае, если она способна разрывать химические связи молекул, составляющих живые организмы. Ионизирующую радиацию для простоты называют просто радиацией, а ее количественную характеристику - дозой. Для регистрации показателей и характеристик радиоактивного излучения служат специальные приборы - дозиметры и радиометры.
Нормальным радиационным фоном считается величина 10 - 16мкР/ч.
Под воздействием естественного радиационного фона человек подвергается внешнему и внутреннему облучению. Источники внешнего облучения - это космическое излучение и естественные радиоактивные вещества, расположенные на поверхности и в недрах Земли, в атмосфере, воде, растениях. Космическая радиация включает в себя галактическое и солнечное излучения. Интенсивность космического излучения зависит от геомагнитной широты (возрастает от экватора к северным широтам), высоты над уровнем моря. По сравнению с дозой космического облучения, получаемого людьми вблизи экватора, на широте Москвы она возрастает в 1,5 раза, на высоте 2 км - в 3 раза, 4 км - в 6 раз, в самолете на высоте 12 км - в 150 раз. Уровень космического излучения существенно повышается при вспышках на Солнце.
Основное количество естественных радиоактивных веществ содержится в горных породах, слагающих толщу земной коры, Они распределены в земной коре неравномерно, в зависимости от типа горных пород; соответственно и доза облучения у людей, живущих в разных местах, будет различна. На Земле существует 5 географических районов, где естественный радиационный фон существенно увеличен. Эти места расположены в Бразилии, Индии, Франции, Египте и на острове Ниц в Тихом океане. Так, на некоторых пляжах курортного города Гуарапари (Бразилия) уровень радиации превышает норму примерно в 500 раз. Связано это с тем, что город стоит на песках, богатых торием.
Внутреннее облучение человека от естественных источников на 2/3 происходит от попадания радиоактивных веществ в организм с пищевыми продуктами, питьевой водой, вдыхаемым воздухом. Довольно часто радионуклиды поступают в организм человека по так называемым пищевым или биологическим цепочкам. Например, радионуклид, находящийся в почве, с водой попадает в растения, растения съедает корова, вместе с молоком или мясом от этой коровы радиоактивное вещество попадает в организм человека.
Наибольший вклад в естественное внутреннее облучение человека вносит радиоактивный газ - радон.
Этот газ повсеместно высвобождается из земной коры. При длительном воздействии радона у человека могут развиться онкологические заболевания. По данным Научного комитета ООН по действию атомной радиации, причиной почти 20% всех заболеваний раком легких может быть воздействие на организм радона и продуктов его распада. Концентрация радона в закрытых помещениях в 8 раз выше, чем на улице. Радон дает 44% суммарной радиационной дозы на территории России.
Появление источников искусственной радиации
способствовало увеличению радиационной нагрузки на человека. Люди периодически подвергаются воздействию излучения от телевизоров, компьютеров, медицинских рентгеновских аппаратов, радиоактивных атмосферных осадков, выпадающих после испытаний ядерного оружия, а также в результате работы АЭС.
Существенный источник повышения радиационного фона на планете - аварии на АЭС. Причины таких чрезвычайных ситуаций разнообразны - от ошибок в работе персонала и износа оборудования до злого умысла. Высока вероятность террористических атак на АЭС. В единичных случаях чрезвычайные ситуации на АЭС могут перерасти в катастрофы, наносящие огромный ущерб. В 2004 г. на предприятиях Российской Федерации зарегистрированы 4 аварии с выбросом радиоактивных веществ (в 2005 г. - 0).
В настоящее время в мире насчитывается около 45 тыс. ядерных боеголовок. При ядерных взрывах радиационное поражение людей происходит за счет проникающей радиации и радиоактивного загрязнения местности (рис. 3.7).
Рис.3.7.
Проникающая радиация -
поток гамма-лучей и нейтронов, испускаемых из зоны ядерного взрыва во все стороны в течение несколько секунд.
Радиоактивное загрязнение -
это результат выпадения из облака взрыва огромного количества радиоактивных веществ. Выпадая на земную поверхность, они создают зараженный уча сток, называемый радиоактивным следом.
Искусственное и естественное радиоактивное излучения схожи по своей природе и могут оказывать вредное воздействие на здоровье человека.
Действие
ионизирующего излучения:
- действие излучения на организм неощутимо человеком (люди не имеют органов чувств, которые воспринимали бы ионизирующее излучение);
- ионизирующее излучение может оказывать вредное воздействие на здоровье человека (границы между вредом и пользой радиации пока не установлены, поэтому к любому ионизирующему излучению следует относиться как к опасному);
- индивидуальные особенности организма человека проявляются лишь при небольших дозах радиации (чем моложе человек, тем выше его чувствительность к облучению; начиная с 25 лет, человек становится наиболее устойчивым к облучению);
- чем больше доза облучения, полученная человеком, тем выше вероятность появления у него лучевой болезни;
- видимые поражения кожного покрова, недомогание, характерное для лучевой болезни, появляются не сразу, а лишь некоторое время спустя;
- суммирование доз происходит скрытно (со временем дозы излучения суммируются, что приводит к лучевым заболеваниям).
В результате воздействия радиации в организме человека нарушается течение биохимических процессов и обмена веществ. В зависимости от поглощенной дозы и индивидуальных особенностей организма изменения могут быть обратимыми или необратимыми. При небольшой дозе пораженная ткань восстанавливает свою функциональную деятельность, большая доза при длительном воздействии может вызвать необратимое поражение отдельных органов или всего организма в целом.
При возникновении ЧС, сопровождающейся ионизирующим излучением, необходимо предпринять все меры, чтобы полученная доза была как можно меньше. Существует три действенных способа защиты от радиации: защита временем, защита расстоянием, защита экранированием и поглощением (рис. 3.8).
Рис. 3.8.
Защита временем подразумевает ограничение времени пребывания на местности или объектах, пораженных радиоактивным загрязнением (чем короче промежуток времени, тем меньше полученная доза облучения).
Под защитой расстоянием понимается эвакуация людей из мест, где отмечается или ожидается высокий уровень радиации.
В условиях невозможности проведения эвакуации осуществляется защита экранированием и поглощением. При этом способе защиты используются убежища, укрытия и средства индивидуальной защиты.
Оповещение населения о радиоактивном загрязнении организуется органами ГО ЧС.
"Радиационная опасность" - сигнал, который подается при выявлении начала радиоактивного заражения данного населенного пункта (района) или при угрозе радиоактивного заражения в течение ближайшего часа. Он доводится до населения по местным радио и телевизионным сетям, а также подается сиренами. После уведомления о радиационной опасности населению следует незамедлительно действовать согласно полученным по средствам массовой информации рекомендациям.
Тема 5. Защита от ионизирующих излучений.
Воздействие ионизирующих излучений на человека.
Ионизирующее излучение
Ионные пары
Разрыв молекулярных соединений
(свободные радикалы).
Биологический эффект
Радиоактивность - самораспад атомных ядер, сопровождающийся излучением гамма-квантов, выбрасыванием - и -частиц. При ежедневной длительности (несколько месяцев или лет) облучения в дозах превышающих ПДД, у человека развивается хроническая лучевая болезнь (1 стадия - функциональное нарушение центральной нервной системы, повышенная утомляемость, головные боли, снижение аппетита). При однократном облучении всего тела высокими дозами (>100 бэр) развивается острая лучевая болезнь. Доза 400-600 бэр - возникает смерть у 50% облученных. Первичный этап воздействия на человека - ионизация живой ткани, молекул йода. Ионизация приводит к разрыву молекулярных соединений. Образуются свободные радикалы (H, OH), которые вступают в реакции с другими молекулами, что разрушает тело, нарушает работу нервной системы. Радиоактивные вещества накапливаются в организме. Выводятся они крайне медленно. В дальнейшем возникает острая или хроническая лучевая болезнь, лучевой ожог. Отдаленные последствия - лучевая катаракта глаз, злокачественная опухоль, генетические последствия. Естественный фон (космическое излучение и излучение радиоактивных веществ в атмосфере , на земле, в воде). Мощность эквивалентной дозы 0,36 - 1,8 мЗв/год, что соответствует мощности экспозиционной дозы 40-200 мР/год. Рентгеновские снимки: черепа - 0,8 - 6 Р; позвоночника - 1,6 - 14,7 Р; легких (флюорография) - 0,2 - 0,5 Р; рентгеноскопия - 4,7 - 19,5 Р; желудочно-кишечного тракта - 12,82 Р; зубов -3-5 Р.
Различные виды облучения не одинаково воздействуют на живую ткань. Воздействие оценивают по глубине проникновения и количеству пар ионов, образующихся на одном см пути частицы или луча. - и -частицы проникают лишь в поверхностный слой тела, - на несколько десятков мкм и образует несколько десятков тысяч пар ионов на пути одного см. - на 2,5 см и образуют несколько десятков пар ионов на пути 1 см. Рентгеновское и - излучение обладает большой проникающей способностью и малым ионизирующим действием. - кванты, рентгеновское, нейтронное излучение с образованием ядер отдачи и вторичным излучением. При равных поглощенных дозах Д погл разные виды излучения вызывают не одинаковый биологический эффект. Это учитывается эквивалентной дозой
Д экв = Д погл * К i , 1 Кл/кг =3,876 * 10 3 Р
i =1
где Д погл - поглощенная доза разных излучений, рад;
К i - коэф качества излучения.
Экспозиционная доза Х - применяется для характеристики источника излучения по ионизирующей способности ед измерения кулон на кг (Кл/кг). Дозе 1 Р соответствует образование 2,083 * 10 9 пар ионов на 1 см 3 воздуха 1 Р = 2,58 * 10 -4 Кл/кг.
Единицей измерения эквивалентной дозы
излучения является зиверт (ЗВ
), спец. единица этой дозы - биологический эквивалент рентгена (БЭР)
1 ЗВ = 100 бэр. 1 бэр - доза эквивалентного излучения, которое создает такое же биологическое поражение, как и 1 рад рентгеновского или - излучения (1 бэр = 0,01Дж/кг). Рад - внесистемная единица поглощенной дозы
соответствует энергии 100 эрг поглощенной веществом массой 1г (1 рад = 0,01Дж/кг =2,388 * 10 -6 кал/г). Единица поглощенной дозы (СИ) - Грей
- характеризует поглощенную энергию в 1 Дж на массу в 1кг облученного вещества (1 Грей = 100 рад).
Нормирование ионизирующих облучений
Согласно нормам радиационной безопасности (НРБ- 76) для человека установлены предельно допустимые дозы облучения (ПДД). ПДД - это годовая доза облучения, которая при равномерном накоплении в течение 50 лет не вызовет неблагоприятных изменений здоровья облучаемого и его потомства.
Нормами установлены 3 категории облучения:
А - облучение лиц работающих с источниками радиоактивных излучений (персонал АЭС);
Б - облучение лиц работающих в соседних помещениях (ограниченная часть населения);
В - облучение населения всех возрастов.
Значения ПДД облучения (сверх естественного фона)
Однократная доза внешнего облучения допускается равной 3 бэр в квартал при условии, что годовая доза не привысит 5 бэр. В любом случае доза накопленная к 30 годам не должна превышать 12 ПДД т.е. 60 бэр.
Естественный фон на земле - 0,1 бэр/год (от 00,36 до 0,18 бэр/год).
Контроль облучения (службой радиационной безопасности или специальным работником).
Осуществляют систематическим измерением доз ионизирующих излучений источников на рабочих местах.
Приборы дозиметрического контроля основаны на ионизационном сцинтилляционном и фотографическом методах регистрации.
Ионизационный метод - основан на способности газов под действием радиоактивных излучений становится электропроводными (за счет образования ионов).
Сцинтилляционный метод - основан на способности некоторых люминесцирующих веществ, кристаллов, газов испускать вспышки видимого света при поглощении радиоактивного излучения (фосфор, флуор, люминофор).
Фотографический метод - основан на воздействии радиоактивного излучения на фотоэмульсию (почернение фотопленки).
Приборы: КПД - 6 (карманный индивидуальный дозиметр 0,02-0,2Р); счетчики Гейгера(0,2-2Р).
Радиоактивность - самопроизвольное превращение неустойчивых атомных ядер в ядра элементов, сопровождающиеся испусканием ядерных излучений.
Известны 4 типа радиоактивности: альфа - распад, бета - распад, спонтанное деление атомных ядер, протонная радиоактивность.
Для измерения мощности экспозиционной дозы: ДРГ-0,1; ДРГ3-0,2;СГД-1
Дозиметры экспозиционной дозы накопительного типа: ИФК-2,3; ИФК-2,3М; КИД -2; ТДП - 2.
Защита от ионизирующих излучений
Ионизирующие излучения поглощает любой материал, но в различной степени. Используют следующие материалы:
к - коэфф. пропорциональности, к 0,44 * 10 -6
Источник - электровакуумный аппарат. Напряжение U = 30-800 кВ, ток анода I= десятки мА.
Отсюда толшина экрана:
d = 1/ * ln ((P 0 /P доп)*B)
На основании выражения построены номонограммы которые позволяют для необходимой кратности ослабления и заданного напряжения определять толщину экрана из свинца.
К осл = P 0 /P доп по К осл и U -> d
к = I*t*100/36*x 2 P доп
I - (мА)- ток в рентгеновской трубке
t (ч) в нед.
P доп - (мР/нед).
Для быстрых нейтронов с энерг.
J x =J 0 /4x 2 где J 0 - абсолютный выход неитронов в 1 сек.
Защита водой или парафином (из-за больш. колич. водорода)
Контейнеры для хранения и транспортировки - из смеси парафина с каким - либо веществом, сильно поглощающим медленные нейтроны (напр различные соединения бора).
Способы и средства защиты от радиоактивных излучений.
Радиоактивные вещества как потенциальные источники внутреннего облучения по степени опасности разделяют на 4 группы - А,Б,В,Г (в убывающем порядке по степени опасности).
Установлены “ Основными санитарными правилами работы с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений” - ОСП -72. Все работы с открытыми радиоактивными веществами разделяются на 3 класса (см табл). Сп и ср-ва защиты для работ с открытыми радиоактивными в-ми установлены в зависимости от класса (I,II,III) радиационной опасности работ с изотопами.
Активность препарата на рабочем месте мкКи
| Класс опасности работ | А | Б | В | Г |
| I | > 10 4 | >10 5 | >10 6 | >10 7 |
| II | 10 -10 4 | 100-10 5 | 10 3 - 10 6 | 10 4 - 10 7 |
| III | 0.1-1 | 1-100 | 10-10 3 | 10 2 -10 4 |
Работы с открытыми источниками класса I, II требуют специальных мер защиты и проводятся в отдельных изолированных помещениях. Не рассматриваются. Работы с источниками III класса проводятся в общих помещениях специально оборудованных местах. Для этих работ установлены следующие меры защиты:
1) На оболочке прибора мощность экспозиционной дозы должна быть 10 мр/ч;
На расстоянии 1 м от прибора мощность экспозиционной дозы 0,3 мр/ч;
Приборы помещаются в специальном защитном контейнере, в защитном кожухе;
Сокращают продолжительность работ;
Вывешивают знак радиационной опасности
Производство работ осуществляется по наряду, бригадой в составе 2 человек, с квалификационной группой - 4.
До работ допускаются лица старше 18 лет, специально обученные, медосмотры не реже 1 раза в 12 мес.
Применяются СИЗ: халаты, шапочки, из х.б. ткани, очки из стекла со свинцом, манипуляторы, инструмент.
Стены помещения окрашены масляной краской на высоту больше 2 метров, полы стойкие к моющим средствам.
ТЕМА 6.
Эргономические основы охраны труда.
В процессе труда на человека воздействуют психофизические факторы, физические нагрузки, среда обитания и др.
Изучением совокупного воздействия этих факторов, согласованием их с человеческими возможностями , оптимизацией условий труда занимается эргономика.
Расчет категории тяжести труда.
Тяжесть труда подразделена на 6 категорий в зависимости от изменения функционального состояния человека по сравнению с исходным состоянием покоя. Категория тяжести труда определяется медицинской оценкой или эргономическим расчетом (результаты близки).
Порядок расчета следующий:
Составляется “ Карта условий труда на рабочем месте”, в которую заносят все биологически значимые показатели (факторы) условий труда с оценкой их по 6-ти бальной шкале. Оценка на основе норм и критериев. “Критерии для оценки условий труда по шестибальной системе”.
Баллы рассматриваемых факторов k i суммируют и находят усредненный балл:
k ср = 1/n i =1 n k i
Определяют интегральный показатель воздействия на человека всех факторов:
k = 19.7 k ср - 1.6 k ср 2
Показатель работоспособности:
k работ = 100-((k - 15,6)/0,64)
По интегральному показателю из таблицы находят категорию тяжести труда.
1 категория - оптимальные условия труда, т.е. такие, которые обеспечивают нормальное состояние организма человека. Опасные и вредные факторы отсутствуют. k 18 Работоспособность высокая, отсутствуют функциональные сдвиги по медицинским показателям.
3 категория - на грани допустимых. Если по расчету категория тяжести труда окажется выше 2 кат., то необходимо принимать технические решения по рационализации наиболее тяжелых факторов и доводить их до нормальных.
тяжести труда.
Показатели психофизиологической нагрузки: напряжение органов зрения, слуха, внимания, памяти; количество информации, проходящей через органы слуха, зрения.
Физическая работа оценивается по энергозатратам в Вт:
Условия окруж среды (микроклимат, шум, вибрация, состав воздуха, освещение и др.). Оцениваются по нормам ГОСТов ССБТ.
Безопасность труда (электробезопасность, облучение, взрыво- и пожаробезопасность). Оцениваются по нормам ПТБ и ГОСТов ССБТ.
Информационная нагрузка оператора определяется следующим образом. Афферентные (операции без воздействия.), эфферентные (операции по управлению).
Определяется энтропия (т.е. количество информации, приходящейся на одно сообщение) каждого источника информации:
Hj = - pi log 2 pi, бит/сигн.
где j - источников информации, в каждом по n сигналов (элементов);
Hj - энтропия одного (j- го) источника информации;
pi = k i /n - вероятность i -го сигнала рассматриваемого источника информации;
n - число сигналов от 1 источника информации;
ki - число повторений одноименных сигналов или однотипных элементов работы.
Определяется энтропия всей системы
число источников информации.
Определяется расчетный поток информации
Фрасч = H * N/t,
где N - общее число сигналов (элементов) всей операции (системы);
t - длительность операции, сек.
Проверяется условие Фмин Фрасч Фмакс, где Фмин =0,4 бит/сек, Фмакс = 3,2 бит/сек – наименьшее и наибольшее допустимые количества информации обрабатываемые оператором.
Кафедра БЖД
Контрольная работа
по дисциплине: Безопасность жизнедеятельности
на тему: Ионизирующие излучения
Пермь, 2004
Введение
Ионизирующим излучением называют излучения, взаимодействие которых со средой приводит к образованию электрических зарядов различных знаков.
Ионизирующее излучение – такое излучение, которым обладают радиоактивные вещества.
Под влиянием ионизирующих излучений у человека возникает лучевая болезнь.
Главной целью радиационной безопасности является охрана здоровья населения, включая персонал, от вредного воздействия ионизирующего излучения путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности без необоснованных ограничений полезной деятельности при использовании излучения в различных областях хозяйства, в науке и медицине.
Нормы радиационной безопасности (НРБ-2000) применяются для обеспечения безопасности человека в условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения.
Основные характеристики ионизирующих излучений
Ионизирующим излучением называют излучения, взаимодействие которых со средой приводит к образованию электрических зарядов различных знаков. Источники этих излучений широко используются в технике, химии, медицине, сельском хозяйстве и других областях, например при измерении плотности почв, обнаружении течей в газопроводах, измерении толщины листов, труб и стержней, антистатистической обработке тканей, полимеризации пластмасс, радиационной терапии злокачественных опухолей и др. Однако следует помнить, что источники ионизирующего излучения представляют существенную угрозу здоровью и жизни использующих их людей.
Существует 2 вида ионизирующих излучений:
корпускулярное, состоящее из частиц с массой покоя, отличной от нуля (альфа- и бета-излучение и нейтронное излучение);
электромагнитное (гамма-излучение и рентгеновское) с очень малой длиной волны.
Альфа-излучение представляет собой поток ядер гелия, обладающих большой скоростью. Эти ядра имеют массу 4 и заряд +2. Они образуются при радиоактивном распаде ядер или при ядерных реакциях. В настоящее время известно более 120 искусственных и естественных альфа-радиоактивных ядер, которые, испуская альфа-частицу, теряют 2 протона и 2 нейрона.
Энергия альфа-частиц не превышает нескольких МэВ (мега-электрон-вольт). Излучаемые альфа-частицы движутся практически прямолинейно со скоростью примерно 20000 км/с.
Под длиной пробега частицы в воздухе или других средах принято называть наибольшее расстояние от источника излучения, при котором еще можно обнаружить частицу до ее поглощения веществом. Длина пробега частицы зависит от заряда, массы, начальной энергии и среды, в которой происходит движение. С возрастанием начальной энергии частицы и уменьшением плотности среды длина пробега увеличивается. Если начальная энергия излучаемых частиц одинакова, то тяжелые частицы обладают меньшими скоростями, чем легкие. Если частицы движутся медленно, то их взаимодействие с атомами вещества среды более эффективно и частицы быстрее растрачивают имеющийся у них запас энергии.
Длина пробега альфа-частиц в воздухе обычно менее 10 см. За счет своей большой массы при взаимодействии с веществом альфа-частицы быстро теряют свою энергию. Это объясняет их низкую проникающую способность и высокую удельную ионизацию: при движении в воздушной среде альфа-частица на 1 см своего пути образует несколько десятков тысяч пар заряженных частиц – ионов.
Бета-излучение представляет собой поток электронов или позитронов, возникающих при радиоактивном распаде. В настоящее время известно около 900 бета-радиоактивных изотопов.
Масса бета-частиц в несколько десятков тысяч раз меньше массы альфа-частиц. В зависимости от природы источника бета-излучений скорость этих частиц может лежать в пределах 0,3 – 0,99 скорости света. Энергия бета-частиц не превышает нескольких МэВ, длина пробега в воздухе составляет приблизительно 1800 см., а в мягких тканях человеческого тела ~ 2,5 см. Проникающая способность бета-частиц, выше, чем альфа-частиц (из-за меньших массы и заряда).
Нейтронное излучение представляет собой поток ядерных частиц, не имеющих электрического заряда. Масса нейтрона приблизительно в 4 раза меньше массы альфа-частиц. В зависимости от энергии различают медленные нейтроны (с энергией менее 1 КэВ (кило-электрон-Вольт) = 10 3 эВ), нейтроны промежуточных энергий (от 1 до 500 КэВ) и быстрые нейтроны (от 500 КэВ до 20 МэВ). При неупругом взаимодействии нейтронов с ядрами атомов среды возникает вторичное излучение, состоящее из заряженных частиц и гамма-квантов (гамма-излучение). При упругих взаимодействиях нейтронов с ядрами может наблюдаться обычная ионизация вещества. Проникающая способность нейтронов зависит от их энергии, но она существенно выше, чем у альфа- или бета-частиц. Нейтронное излучение обладает высокой проникающей способностью и представляет для человека наибольшую опасность из всех видов корпускулярного излучения. Мощность нейтронного потока измеряется плотность потока нейтронов.
Гамма-излучение представляет собой электромагнитное излучение с высокой энергией и с малой длиной волны. Оно испускается при ядерных превращениях или взаимодействии частиц. Высокая энергия (0,01 – 3 МэВ) и малая длина волны обусловливает большую проникающую способность гамма-излучения. Гамма-лучи не отклоняются в электрических и магнитных полях. Это излучение обладает меньшей ионизирующей способностью, чем альфа- и бета-излучение.
Рентгеновское излучение может быть получено в специальных рентгеновских трубах, в ускорителях электронов, в среде, окружающей источник бета-излучения, и др. Рентгеновское излучение представляет собой один из видов электромагнитного излучения. Энергия его обычно не превышает 1 МэВ. Рентгеновское излучение, как и гамма-излучение, обладает малой ионизирующей способностью и большой глубиной проникновения.
Для характеристики воздействия ионизирующего излучения на вещество введено понятие дозы излучения. Дозой излучения – называется часть энергии, переданная излучением веществу и поглощенная им. Количественной характеристикой взаимодействия ионизирующего излучения и вещества является поглощенная доза излучения (Д), равная отношению средней энергии dE, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе облученного вещества в этом объеме dm:
До недавнего времени за количественную характеристику только рентгеновского и гамма-излучения, основанную на их ионизирующем действии, принималась экспозиционная доза Х – отношение полного электрического заряда dQ ионов одного знака, возникающих в малом объеме сухого воздуха, к массе воздуха dm в этом объеме, т.е.
Для оценки возможного ущерба здоровья при хроническом воздействии ионизирующего излучения произвольного состава введено понятие эквивалентной дозы (Н). Эта величина определяется как произведение поглощенной дозы Д на средний коэффициент качества излучения Q (безразмерный) в данной точке ткани человеческого тела, т.е.:
Существует еще одна характеристика ионизирующего излучения – мощность дозы Х (соответственно поглощенной, экспозиционной или эквивалентной) представляющая собой приращение дозы за малый промежуток времени dx, деленное на этот промежуток dt. Так, мощность экспозиционной дозы (х или w, Кл / кг · с) составит:
Х = W = dx / dt
Биологическое действие рассмотренных излучений на организм человека различно.
Альфа-частицы, проходя через вещество и сталкиваясь с атомами, ионизируют (заряжают) их, выбивая электроны. В редких случаях эти частицы поглощаются ядрами атомов, переводя их в состояние с большей энергией. Эта избыточная энергия способствует протеканию различных химических реакций, которые без облучения не идут или идут очень медленно. Альфа-излучение производит сильное действие на органические вещества, из которых состоит человеческий организм (жиры, белки и углеводы). На слизистых оболочках это излучение вызывает ожоги и другие воспалительные процессы.
Под действием бета-излучений происходит радиолиз (разложение) воды, содержащейся в биологических тканях, с образованием водорода, кислорода, пероксида водорода H 2 O 2 , заряженных частиц (ионов) OH – и HO – 2 . Продукты разложения воды обладают окислительными свойствами и вызывают разрушение многих органических веществ, из которых состоят ткани человеческого организма.
Действие гамма- и рентгеновского излучений на биологические ткани обусловлено в основном образующимися свободными электронами. Нейтроны, проходя через вещество, производят в нем наиболее сильные изменения по сравнению с другими ионизирующими излучениями.
Таким образом, биологическое действие ионизирующих излучений сводится к изменению структуры или разрушению различных органических веществ (молекул), из которых состоит организм человека. Это приводит к нарушению биохимических процессов, протекающих в клетках, или даже к их гибели, в результате чего происходит поражение организма в целом.
Различают внешнее и внутреннее облучение организма. Под внешним облучениемпонимают воздействие на организм ионизирующих излучений от внешних по отношению к нему источников.Внутреннее облучениеосуществляется радиоактивными веществами, попавшими внутрь организма через дыхательные органы, желудочно-кишечный тракт или через кожные покровы. Источники внешнего излучения – космические лучи, естественные радиоактивные источники, находящиеся в атмосфере, воде, почве, продуктах питания и др., источники альфа-, бета-, гамма, рентгеновского и нейтронного излучений, используемые в технике и медицине, ускорители заряженных частиц, ядерные реакторы (в том числе и аварии на ядерных реакторах) и ряд других.
Радиоактивные вещества, вызывающие внутреннее облучение организма, попадают в него при приеме пищи, курении, питье загрязненной воды. Поступление радиоактивных веществ в человеческий организм через кожу происходит в редких случаях (если кожа имеет повреждения или открытые раны). Внутреннее облучение организма длится до тех пор, пока радиоактивное вещество не распадется или не будет выведено из организма в результате процессов физиологического обмена. Внутреннее облучение опасно тем, что вызывает длительно незаживающие язвы различных органов и злокачественные опухоли.
При работе с радиоактивными веществами значительному облучению подвергаются руки операторов. Под действием ионизирующих излучений развивается хроническое или острое (лучевой ожог) поражение кожи рук. Хроническое поражение характеризуется сухостью кожи, появлением на ней трещин, изъявлением и другими симптомами. При остром поражении кистей рук возникают отеки, омертвление тканей, язвы, на месте образования которых возможно развитие злокачественных опухолей.
Под влиянием ионизирующих излучений у человека возникает лучевая болезнь. Различают три степени ее: первая (легкая), вторая и третья (тяжелая).
Симптомами лучевой болезни первой степени являются слабость, головные боли, нарушение сна и аппетита, которые усиливаются на второй стадии заболевания, но к ним дополнительно присоединяются нарушения в деятельности сердечно-сосудистой системы, изменяется обмен веществ и состав крови, происходит расстройство пищеварительных органов. На третьей стадии болезни наблюдаются кровоизлияния выпадение волос, нарушается деятельность центральной нервной системы и половых желез. У людей, перенесших лучевую болезнь, повышается вероятность развития злокачественных опухолей и заболеваний кроветворных органов. Лучевая болезнь в острой (тяжелой) форме развивается в результате облучения организма большими дозами ионизирующих излучений за короткий промежуток времени. Опасно воздействие на организм человека и малых доз радиации, так как при этом могут произойти нарушение наследственной информации человеческого организма, возникнуть мутации.
Низкий уровень развития легкой формы лучевой болезни возникает при эквивалентной дозе облучения приблизительно 1 Зв, тяжелая форма лучевой болезни, при которой погибает половина всех облученных, наступает при эквивалентной дозе облучения 4,5 Зв. 100%-ный смертельный исход лучевой болезни соответствует эквивалентной дозе облучения 5,5–7,0 Зв.
В настоящее время разработан ряд химических препаратов (протекторов), существенно снижающих негативный эффект воздействия ионизирующего излучения на организм человека.
В России предельно допустимые уровни ионизирующего облучения и принципы радиационной безопасности регламентируются «Нормами радиационной безопасности» НРБ-76, «Основными санитарными правилами работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений» ОСП72-80. В соответствии с этими нормативными документами нормы облучения установлены для следующих трех категорий лиц:
Для лиц категории А основным дозовым пределом является индивидуальная эквивалентная доза внешнего и внутреннего излучения за год (Зв/год) в зависимости от радиочувствительности органов (критические органы). Это предельно допустимая доза (ПДД) – наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которое при равномерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.
Для персонала категории А индивидуальная эквивалентная доза (Н , Зв), накопленная в критическом органе за времяТ (лет) с начала профессиональной работы, не должна превышать значения, определяемого по формуле:
Н = ПДД ∙ Т . Кроме того, доза, накопленная к 30 годам, не должна превышать 12 ПДД.
Для категории Б установлен предел дозы за год (ПД, Зв/год), под которым понимают наибольшее среднее значение индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год у критической группы лиц, при котором равномерное облучение в течении 70 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами. В табл.1 приведены основные дозовые пределы внешнего и внутреннего облучений в зависимости от радиочувствительности органов.
Таблица 1 – Основные значения дозовых пределов внешнего и внутреннего облучений