2020-10-11
181
Понимание степени опасности ионизирующих излучений (ИИ) - одно из условий обеспечения безопасности жизнедеятельности человека в современных условиях. Ионизирующее излучение - любое излучение, прямо или косвенно вызывающее ионизацию среды (образование заряженных атомов или молекул - ионов). Такими свойствами обладают космические лучи, природные источники ИИ на Земле, радиоактивные вещества (РВ). Радиоактивные вещества – это вещества, содержащие в своем составе радионуклиды. Радиоактивные вещества могут представлять собой радиоактивные изотопы химических элементов, смеси радиоактивных и стабильных изотопов, химические соединения, в состав которых включены радионуклиды, а также вещества, содержащие радионуклиды в качестве примеси или добавки. Свойства радиоактивных веществ определяются содержанием в них радионуклидов, их способностью самопроизвольно распадаться с испусканием, например, альфа-, бета-частиц, гамма-квантов. Радиоактивные вещества в зависимости от происхождения содержащихся в них радионуклидов делят на две группы: природные (естественные) и искусственные, получаемые с помощью ядерных реакций.
|
|
|
Все ионизирующие излучения подразделяются по своей природе на электромагнитные и корпускулярные. К ионизирующим излучениям электромагнитной природы относят: рентгеновское излучение, g-излучение радиоактивных элементов и тормозное излучение. Все остальные виды ионизирующих излучений имеют корпускулярную природу. Большинство из них - заряженные корпускулы: b- частицы (электроны, позитроны), протоны (ядра водорода), дейтроны (ядра тяжелого водорода - дейтерия), a-частицы (ядра гелия), и тяжелые ионы (ядра других элементов). Кроме того, к корпускулярным излучениям относятся и не имеющие заряда ядерные частицы - нейтроны, опосредованно также вызывающие ионизацию.
В зависимости от местонахождения источника облучение тела может быть внешним и внутренним, равномерным и неравномерным, тотальным и локальным.
Самое общее представление о количестве падающей энергии излучения может быть получено путем измерения экспозиционной дозы, под которой понимают отношение суммарного заряда ионов одного знака, возникающих в воздухе при полном торможении всех вторичных электронов, к массе воздуха в данном объеме. Единица экспозиционной дозы в СИ - кулон на килограмм (Кл/кг). На практике до последнего времени используется внесистемная единица - рентген (Р).
Величина энергии ИИ, передаваемая веществу, оценивается поглощенной дозой. Поглощенная доза (Д) - основная дозиметрическая единица. Она равна отношению средней энергии, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе вещества в этом объеме. В системе СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг). Эта единица имеет специальное название - грей (Гр), 1Гр = 1Дж/кг. Внесистемной единицей поглощенной дозы является «рад», 1 рад = 0,01 Гр.
|
|
|
Воздействия ИИ на организм человека оценивается эквивалентной дозой. Доза эквивалентная (НТR) - поглощенная доза в органах или тканях, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, WR:
HTR= ДTR ×WR, (7.1)
где ДTR - cредняя поглощенная доза в органе или ткани Т, а WR - взвешивающий коэффициент для вида излучения R.
При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения.
НТ = 
× НTR (7.2)
Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв), внесистемная единица - бэр, 1 бэр = 0,01 Зв.
Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы (WR) следующие: фотоны любых энергий – 1, электроны любых энергий – 1, нейтроны различных энергий - 5-20, α-частицы - 20.
Характер поражения ИИ отдельных органов тела человека с учетом их радиочувствительности оценивается величиной эффективной дозы (Е). Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешенные коэффициенты:
Е = 
, (7.3)
где HtT - эквивалентная доза в органе или ткани Т за время t, WT - взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т.
Единица эффективной дозы - зиверт (Зв). Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов (WT) - выведены для оценки их радиочувствительности.
Для отдельных видов тканей и органов установлены следующие значения WT: гонады - 0,20, костный мозг - 0,12, легкие, желудок - 0,12, печень, грудная железа - 0,05, щитовидная железа - 0,05, кожа - 0,01.
Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года рассматривается как потенциально опасное, а эффективная доза облучения природными источниками излучения не должна превышать 5 мЗв в год.
Классификация источников ИИ с конкретным их вкладом в среднегодовую индивидуальную дозу облучения выглядит следующим образом (см. табл. 7.1): 1. Естественный радиационный фон (ЕРФ) - эквивалентная доза ИИ, создаваемая космическим излучением и излучением земного происхождения; 2. Технологически повышенный ЕРФ (ТПЕРФ) - радиационное воздействие от угольных теплоэлектростанций, при использовании продуктов переработки фосфоритов, от применения стройматериалов, от радионуклидов в природном газе, при использовании потребительских товаров; 3. Искусственный радиационный фон (ИРФ) - профессиональное облучение, например, операторов АЭС, рентгенологов; 4. Диагностическое и терапевтическое использование излучений в медицинских целях.
Таблица 7.1
Среднегодовые индивидуальные эффективные эквивалентные дозы облучения населения за счет всех источников ионизирующего излучения
| Источники ионизирующего излучения | Вид облучения | Среднегодовая индивидуальная эффективная эквивалентная доза облучения, мкЗв(мбэр) | ||
| 1 | 2 | 3 | ||
| 1. Естественный радиационный фон: | ||||
| • космическое излучение | Внешнее Внутреннее Суммарно | 650(65) 1600(160) 2250(225) | ||
| • космогенные нуклиды | Внешнее Внутреннее отсутствует | 300(30) - | ||
| • радионуклиды земного происхождения: | Внешнее отсутствует Внутреннее | - 15(1,5) | ||
| 40К | Внешнее Внутреннее Суммарно | 120(12) 180(18) 300(30) | ||
| 87Rb | Внешнее отсутствует Внутреннее | - 6(0,6) | ||
| Продолжение таблицы 7.1 | ||||
| 1 | 2 | 3 | ||
| Ряд 238U | Внешнее Внутреннее Суммарно | 90(9) 1150(115) 1240(124) | ||
| Ряд 232Th | Внешнее Внутреннее Суммарно | 140(14) 230(23) 370(37) | ||
| 2. Технологически измененный естественный радиационный фон:
| ||||
| • естественный радионуклиды, содержащиеся в стройматериалах и воздухе помещений | Внешнее Внутреннее Суммарно | 100(10) 1300(130) 1400(140) | ||
| • минеральные удобрения | Суммарно | 0,15(0,015) | ||
| • угольные электростанции суммарной мощностью 76 ГВт(эл) | Суммарно | 2(0,2) | ||
| • Искусственный радиационный фон: | ||||
| • атомные электростанции суммарной мощностью 12ГВт(эл) | Суммарно | 0,17(0,017) | ||
| • глобальные радиоактивные выпадения вследствие испытания ядерного оружия (90Sr, 137Cs) | Внешнее Внутреннее Суммарно | 10(1) 15(1,5) 25(2,5) | ||
| 4. Рентгено- и радиоизотопная диагностика | Суммарно | 1400(140) | ||
| Суммарная доза облучения от всех источников (округленно) | 5050(505) | |||
Примечание: загрязнение окружающей среды в результате аварий на АЭС не рассмотрено.
ЕРФ (без дозы, обусловленной пребыванием в зданиях) ответственен примерно только за 1% наблюдающейся смертности от злокачественных опухолей.
Из указанных четырех составляющих складывается коллективная доза облучения. На ЕРФ приходится 87% коллективной дозы облучения, на облучение в медицинских целях - 11,5%, оставшиеся 1,5% приходятся на технологически повышенный ЕРФ и искусственный радиационный фон.
Для экипажей современных самолетов, летающих в верхних слоях атмосферы и стратосферы и выполняющих трансконтинентальные перелеты, основной вклад в дозу вносит галактическое космическое излучение (ГКИ). На уровне Земли доза ГКИ составляет 287 мкГр за год. Считается, что в пределах до 10 км над уровнем моря доза ГКИ через каждые 1,5 км высоты удваивается.
Наиболее реальную опасность представляют искусственные источники излучения. В результате аварии на АЭС основными видами радиационного воздействия являются: внешнее облучение от радионуклидов облаков и активности, осевшей на землю; внутреннее облучение при вдыхании активности, выпадающей из облака, а также нуклидов, вторично попавших в воздух с ранее загрязненных участков поверхности; внутреннее облучение при употреблении загрязненных пищевых продуктов и воды.
|
|
|
Основные пределы доз, допустимые уровни воздействия ионизирующего излучения по ограничению облучения населения установлены СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)».
Основными принципами радиационной безопасности являются:
принцип нормирования - непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения;
принцип обоснования - запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения. при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением;
принцип оптимизации - поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения.
На основе этих принципов определены основные пределы доз для различных категорий облучаемых лиц: персонала группы А (работающего с техногенными источниками ИИ), группы Б (находящегося по условиям работы в сфере воздействия ИИ), всего населения, включая лиц из персонала вне сферы и условий их производственной деятельности.
Таблица 7.2
Основные пределы доз (извлечение из НРБ-99/2009)
| 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 |
Примечание:
*Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам.
**Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны ¼ значений для персонала группы А.
Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.
Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) - 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) - 70 мЗв. Началом периодов считается 1 января 2000 года.
Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в организм за год не должно быть более 1/20 предела годового поступления для персонала.
На период беременности и грудного вскармливания ребенка женщины должны переводиться на работу, не связанную с источниками ионизирующего излучения.
Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.
Защитные мероприятия по ограничению природного облучения проводятся, если мощность эффективной дозы γ-излучения в помещениях превышает мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/час.
При проектировании новых зданий жилищного и общественного назначения мощность эффективной дозы γ-излучения не должна превышать мощность дозы на открытой местности более, чем на 0,2 мкЗв/час.
Мощность эффективной дозы гамма-излучения на рабочем месте установлена в 2,5 мкЗв/час.
Опасность ИИ при загрязнении радиоактивными веществами различных поверхностей, местности, воды, продуктов питания и т.п. принято оценивать по их активности. Активность (А) - мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени. Единицей активности в системе СИ принят беккерель (Бк): 1 Бк = 1 распад в секунду. Также используется единица активности кюри (Ки): 1 Ки = 3,7×1010 Бк.
Активность радионуклида вычисляется по формуле:
, Ки (7.4)
где m - масса радионуклида в граммах, а - массовое число изотопа, Т - период полураспада, годы.
Активность - одна из основных характеристик радиоактивного источника. Чем меньше период полураспада, тем больше удельная активность. Активность из-за постоянного уменьшения количества радиоактивных атомов вследствие их распада с течением времени убывает.
Негативное воздействие ИИ на организм человека может происходить в результате внешнего, внутреннего, контактного облучения. Внешнее облучение вызывают источники рентгеновского и γ-излучения, потоки протонов, нейтронов, внутреннее - характерно для α-, β-частиц. Контактное облучение имеет место при загрязнении радиоактивными веществами открытых участков кожи тела человека. Биологическое действие ИИ - сложный процесс морфологических и соматических изменений организма человека при действии на него излучения.
Воздействия ИИ на организм человека могут быть причиной возникновения лучевой болезни, онкологических заболеваний, неблагоприятных генетических изменений, сокращения продолжительности жизни, нарушений зрения и др.
Лучевая болезнь - общее заболевание организма человека со специфическими симптомами, развивающееся из-за лучевого поражения. Основной механизм действия ИИ при этом связан с процессами ионизации атомов, молекул живой материи, воды клеток, тканей. Степень лучевого поражения организма человека и его органов зависит от величины полученной дозы облучения, времени ее набора, пространственного распределения поглощенной энергии ИИ, индивидуальных особенностей организма. Характер лучевого поражения может быть обратимым и необратимым: при малых дозах поражения ткань свою функциональную деятельность восстанавливает. Лучевая болезнь может протекать в острой или хронической форме. Острая лучевая болезнь возникает при однократном кратковременном облучении большой дозой, хроническая - при постоянном или прерывистом облучении в течение значительного времени. Оценка последствий воздействия ИИ на организм человека приведена в таблице 7.3.
Таблица 7.3
Биологические нарушения организма человека при его облучении ИИ
| Поглощенная доза, Гр | Биологические нарушения организма |
| до 0,25 | видимых нарушений нет |
| 0,25…0,5 | возможны изменения в крови |
| 0,5…1,5 | изменения в крови, нормальное состояние трудоспособности |
| 1,5…2,5 | нарушение нормального состояния, возможна потеря трудоспособности, лучевая болезнь легкой степени |
| 2,5…4 | потеря трудоспособности, возможен летальный исход. лучевая болезнь средней тяжести |
| 4…6 | тяжелая форма лучевой болезни, смертность 50% от общего числа пострадавших |
| 6 и > | крайне тяжелая форма лучевой болезни, 100% летальный исход |
Оценка уровня общего загрязнения радиоактивными веществами рабочих поверхностей кожи человека, специальной одежды, средств индивидуальной защиты производится сравнением определенной измерениями активности с допустимыми уровнями, которые установлены НРБ-99/2009 и приведены в таблице 7.4.
Предварительная оценка допустимости использования воды для питьевых целей дается по удельной суммарной альфа (Аa)- и бета (Аb) - активности, которая не должна превышать 0,2 и 1,0 Бк/кг соответственно.
Для минеральных и лечебных вод установлены специальные нормативы.
Защитные мероприятия от воздействия ИИ основаны на знании свойств каждого вида излучения, оценке их проникающей способности, особенностей эффектов ионизации и защитных свойств различных материалов, веществ.
Таблица 7.4
Допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхностей рабочих помещений и находящегося в них оборудования, кожных покровов, спецодежды, спецобуви и других средств индивидуальной защиты персонала, част/(см2×мин)
| Объект загрязнения | α активные нуклиды | β-активные нуклиды | |
| отдельные | прочие | ||
| Неповрежденная кожа, полотенца, специальное белье, внутренняя поверхность лицевых частей средств индивидуальной защиты | 2 | 2 | 200 |
| Основная спецодежда, внутренняя поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, наружная поверхность спец.обуви | 5 | 20 | 2000 |
| Поверхности помещений постоянного пребывания персонала и находящегося в них оборудования | 5 | 20 | 2000 |
| Поверхности помещений периодического пребывания персонала и находящегося в них оборудования | 50 | 200 | 10000 |
| Наружная поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, снимаемых в саншлюзах | 50 | 200 | 10000 |
Ослабляющие (защитные) свойства различных материалов оцениваются слоем половинного ослабления d0,5. Слой половинного ослабления ослабляет ИИ в два раза. В табл. 7.5 приведены значения слоя половинного ослабления γ-излучения некоторыми материалами.
Защитные свойства веществ, материалов различной толщины оцениваются по коэффициенту ослабления К.
(7.7)
где К - коэффициент ослабления материала, вещества толщиной h, см; d0,5- толщина слоя половинного ослабления, см.
Таблица 7.5.
Значения слоев половинного ослабления γ-излучения
некоторыми материалами
| Материал, вещество | Слой половинного ослабления g-излучения (d0.5) в см |
| Воздух | 1,9×104 |
| Дерево | 25 |
| Биологическая ткань | 23 |
| Грунт | 14 |
| Бетон | 10 |
| Сталь | 3 |
| Свинец | 2 |
| Полиэтилен | 22 |
Общий коэффициент ослабления Кобщ конструкции, состоящей из нескольких слоев различных материалов, определяется по формуле
Кобщ = 
(7.8)
где Кi - коэффициент ослабления i-го слоя.
Общий коэффициент ослабления используется для оценки защитных свойств различных корабельных и судовых помещений, производственных зданий, сооружений, транспортных средств, защитных сооружений и т.д.
ИИ не воспринимаются органами чувств человека и для их обнаружения и измерения используются специальные методы: фотографический, химический, сцинтиляционный, ионизационный. На основе этих методов разработаны различного назначения дозиметрические приборы, установки. Они позволяют организовать и вести дозиметрический контроль облучения, заражения, радиационную разведку в различных условиях.
В табл.7.6 приведена техническая характеристика некоторых бытовых дозиметрических приборов. Подробное их описание дано в Приложениях 1,2,3.
Таблица 7.6
Бытовые дозиметрические приборы
| Наименование прибора, тип | Назначение прибора и его пределы измерения |
| 1 | 2 |
| 1. QUARTEX –цифровой детектор радиации | Предназначен для измерения мощности дозы γ-излучения и зараженности объектов источниками β-частиц. Диапазон измерения: 0…999 мкР/ч. |
| 2. Дозиметр бытовой «Белла» | Предназначен для обнаружения и оценки с помощью звуковой сигнализации интенсивности γ-излучения, а также для измерения мощности эквивалентной дозы (МЭД) γ-излучения по цифровому табло. Применяется для оперативного индивидуального контроля радиационной обстановки населения. Диапазон измерения мощности: - эквивалентной, мкЗв/ч: 0,20 - 99,99; - экспозиционной дозы, мкР/ч: 20 – 9999. |
| 3.Дозиметр-радиометр бытовой - АНРИ-01-02 «Сосна» | Предназначен для контроля радиационной обстановки на местности, в жилых и рабочих помещениях. Диапазон измерения: - мощности экспозиционной дозы γ-излучения, мР/ч: 0,010 - 9,999; - мощности полевой эквивалентной дозы γ-излучения, мкЗв/ч: 0,1 - 99,99; - плотности потока бета-излучения с загрязненных поверхностей, част./см2×мин (1 м2с): 10 - 5000 (1,66×103 - 8,33×105); - объемной активности растворов (по изотопу 137Сs) Ки/л (Бк/л): 10-7 - 10-6 (3,7×103 - 3,7×104). |
| 4. Дозиметр γ-излучения ДКГ-03Д «Грач» | Предназначен для измерения мощности амбиентного эквивалента дозы γ-излучения, амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения. Диапазон измерения: - МЭД, мкЗв/ч: 0,1 – 103; - ЭД, мкЗв: 1 – 108. |
| Продолжение таблицы 7.6
| |
| 1 | 2 |
| 5.Дозиметр-радиометр МКС-01СА1М | Предназначен для измерения амбиентной дозы и мощности амбиентной дозы фотонного (γ- и рентгеновского) излучения, для измерения плотности потока β-частиц и для оценки плотности потока α-частиц от загрязненных поверхностей. Диапазон измерения - дозы, мЗв: 0,001 – 999,9; - мощности дозы, мкЗв/ч: 0,1 – 9999,9; - энергий фотонов, МэВ: 0,05 – 3,0; - плотности потока β-частиц (по 90Sr), част/(см2×мин): 5 - 3×104. |
Определение доз облучения при организации дозиметрического контроля может производиться с помощью различных типов индивидуальных дозиметров: ДКП-50А, ИД-1, ИД-11 и других. Диапазоны измерения этих дозиметров соответственно: 2-50Р, 20-500 рад, 10-1500 рад.
