С ионизирующим излучением и его особенностями человечество познакомилось совсем недавно: в 1895 году немецкий физик В.К. Рентген обнаружил лучи высокой проникающей способности, возникающие при бомбардировке металлов энергетическими электронами (Нобелевская премия, 1901 г.), а в 1896 г. А.А. Беккерель обнаружил естественную радиоактивность солей урана.
Нет необходимости говорить о том положительном, что внесло в нашу жизнь проникновение в структуру ядра, высвобождение таившихся там сил. Но как всякое сильнодействующее средство, особенно такого масштаба, радиоактивность внесла в среду обитания человека вклад, который к благотворным никак не отнесёшь.
Появилось также число пострадавших от ионизирующей радиации, а сама она начала осознаваться как опасность, способная привести среду обитания человека в состояние, не пригодное для дальнейшего существования.
Причина не только в тех разрушениях, которые производит ионизирующее излучение. Хуже то, что оно не воспринимается нами органолептически: ни один из органов чувств человека не предупредит его о приближении или сближением с источником радиации. Человек может находиться в поле смертельно опасного для него излучения и не иметь об этом ни малейшего представления.
Такими опасными элементами, в которых соотношение числа протонов и нейтронов превышает 1…1,6, т.е. Р > 1…1,6. В настоящее время из всех элементов таблицы Д.И. Менделеева известно более 1500 изотопов. Из этого количества изотопов лишь около 300 стабильных и около 90 являются естественными радиоактивными элементами.
Продукты ядерного взрыва содержат более 100 нестабильных первичных изотопов. Большое количество радиоактивных изотопов содержится в продуктах деления ядерного горючего в ядерных реакторах АЭС.
Таким образом, источниками ионизирующего излучения являются искусственные радиоактивные вещества, изготовленные на их основе медицинские и научные препараты, продукты ядерных взрывов при применении ядерного оружия, отходы атомных электростанций при авариях на них.
Понятие ионизирующего излучения. Основные методы обнаружения ИИ.
Радиационная опасность для населения и всей окружающей среды связана с появлением ионизирующих излучений (ИИ), источником которых являются искусственные радиоактивные химические элементы (радионуклиды), которые образуются в ядерных реакторах или при ЯВ. Радионуклиды могут попадать в окружающую среду в результате аварий на радиационно-опасных объектах (АЭС и др. объектах ядерного топливного цикла – ЯТЦ), усиливая радиационный фон земли.
Ионизирующими излучениями
называют излучения, которые прямо или косвенно способны ионизировать среду (создавать раздельные электрические заряды). Вообще к ИИ относят: рентгеновское и g-излучения; излучения, состоящие из потока заряженных (a+
, b±, протонов р+
, тяжёлые ядра отдачи) и незаряженных частиц - p, m, k - мезонов, мюонов и др. частиц.
При авариях реакторов образуются a+
,b±
частицы и g-излучение. При ЯВ дополнительно образуются нейтроны -n°
.
Рентгеновское и g
-излучение
обладают высокой проникающей и достаточно ионизирующей способностью (gв воздухе может распространяться до 100м и косвенно создать 2-3 пары ионов за счёт фотоэффекта на 1 см пути в воздухе). Они представляют собой основную опасность как источники внешнего облучения. Для ослабления g-излучения требуются значительные толщи материалов.
Бета- частицы
(электроны b-
и позитроны b+
) краткобежны в воздухе (до 3,8м/МэВ), а в биоткани – до несколько миллиметров. Их ионизирующая способность в воздухе 100-300 пар ионов на 1 см пути. Эти частицы могут действовать на кожу дистанционно и контактным путём (при загрязнении одежды и тела), вызывая «лучевые ожоги». Опасны при попадании внутрь организма.
Альфа – частицы
(ядра гелия) a+
краткобежны в воздухе (до 11 см), в биоткани до 0,1 мм. Они обладают большой ионизирующей способностью (до 65000 пар ионов на 1 см пути в воздухе) и особо опасны при попадании внутрь организма с воздухом и пищей. Облучение внутренних органов значительно опаснее наружного облучения.
Заметим, что ионизирующая способность альфа и бета – частиц будет во многом зависеть от энергии, с которой они покидают «материнское» («дочернее») ядро. Проходя через среду (биологическую ткань) ИИ ионизируют ее, что приводит к физико-химическим или биологическим изменениям свойств среды(ткани). При ионизации организма нарушаются обменные процессы, нормальное функционирование нервной, эндокринной, имунной, дыхательной, сердечно-сосудистой и др. систем, в результате чего люди (животные) заболевают. Элементы технических устройств, особенно радиоэлектронной аппаратуры, при ионизации теряют или изменяют свои свойства и параметры, а при сильном облучении могут выйти из строя. Короче говоря, все живое и «неживое» не терпит излишнего облучения.
Последствия облучения для людей могут быть самыми различными. Они во многом определяются величиной дозы облучения и временем её накопления. Возможные последствия облучения людей при длительном хроническом облучении, зависимость эффектов от дозы однократного облучения приведены на рис. 1.
Таблица 1.
Последствия облучения людей.
Радиационные эффекты облучения
Телесные (соматические).
Воздействуют на облучаемого.
Имеют дозовый порог.
|
Вероятностные телесные (соматические-стохастические).
Условно не имеют дозового порога.
|
Гинетические.
Условно не имеют дозового порога.
|
|
Острая лучевая болезнь
|
Сокращение продолжительности жизни. |
Доминантные генные мутации. |
| Хроническая лучевая болезнь. |
Лейкозы (скрытый период 7-12 лет). |
Рецессивные генные мутации. |
| Локальные лучевые повреждения. |
Опухоли разных органов (скрытый период до 25 лет и более). |
Хромосомные абберации. |
Чтобы избежать ужасных последствий ИИ, необходимо производить строгий контроль служб радиационной безопасности с применением приборов и различных методик. Для принятия мер защиты от воздействия ИИ их необходимо своевременно обнаружить и количественно оценить. Воздействуя на различные среды ИИ вызывают в них определенные физико-химические изменения, которые можно зарегистрировать. На этом основаны различные методы обнаружения ИИ.
К основным относятся:
-ионизационный, в котором используется эффект ионизации газовой среды, вызываемой воздействием на неё ИИ, и как следствме – изменение ее электропроводности;
-сцинтилляционный, заключающийся в том, что в некоторых веществах под воздействием ИИ образуются вспышки света, регистрируемые непосредственным наблюдением или с помощью фотоумножителей;
-химический, в котором ИИ обнаруживаются с помощью химических реакций, изменения кислотности и проводимости, происходящих при облучении жидкостных химических систем;
-фотографический, заключающийся в том, что при воздействии ИИ на фотопленку на ней в фотослое происходит выделение зерен серебра вдоль траектории частиц.
-метод, основанный на проводимости кристаллов, т.е. когда под воздействием ИИ возникает ток в кристаллах, изготовленных из диэлектрических материалов и изменяется проводимость кристаллов из полупроводников и др.
Основы радиоактивной безопасности.
Нормы радиационной безопасности (НРБ-99).
Под радиационной безопасностью понимается состояние защищённости настоящего и будущего поколения людей, материальных средств и окружающей среды от вредного воздействия ИИ.
Радиационная безопасность регламентируется помимо Закона «О радиационной Безопасности» - НРБ-99.
Таблица 2.
Зависимость эффектов от дозы однократного[1]
(кратковременного) облучения человека.
| Доза
|
Эффект
|
| Грей
|
Рад
|
| 50 |
5000 |
Пороговая доза поражения центральной нервной системы («электронная смерть») |
| 6,0 |
600 |
Минимальная абсолютно-смертельная доза |
| 4,0 |
400 |
Средне-смертельная доза (доза 50% выживания) |
| 1,5 |
150 |
Доза возникновения первичной лучевой реакции (в зависимости от дозы облучения различают четыре степени острой лучевой болезни: 100-200 рад – 1ст., 200-400 рад – 2 ст., 400-600 рад – 3 ст., свыше 600 рад – 4ст.) |
| 1,0 |
100 |
Порог клинических эффектов |
| 0,1 |
10 |
Уровень удвоения генных мутаций |
Основные положения НРБ-99 сводятся к следующим.
1. Требования НРБ-99 распространяются на следующие виды воздействия ИИ на человека:
а) облучение персонала и населения в условиях радиационной аварии;
б) облучение персонала и населения в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников ИИ;
в) облучение работников предприятий и населения природными источниками ИИ;
г) медицинское облучение населения.
Требования НРБ сформулированы для каждого вида облучения.
2. Требования НРБ не распространяются на источники ИИ, создающие годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв (1 мбэр) и коллективную годовую дозу не более 1 чел - Зв при любых условиях их использования, а также на космическое излучение на поверхности земли и облучение, создаваемое содержащимися в организме человека калием-40, на которые практически невозможно влиять. Освобождаются автоматически от регламентации следующие источники: генераторы излучений, разрешённые органами Госсанэпиднадзора без радиационного контроля; генераторы, мощность которых в условиях нормальной эксплуатации создаёт мощность эквивалентной дозы в любой точке на расстоянии 0,1 м от любой доступной поверхности аппаратуры не превышает 1,0мкЗв/ч (0,1 мбэр/ч); генераторы излучения, максимальная энергия которых не превышает 5 кэВ; радиоактивные вещества, удельная или суммарная активность которых меньше установленных норм ( приводятся в специальном приложении НРБ).
3. Устанавливаются ряд терминов и определений. Основные дозиметрические величины и единицы их измерения приведены в таблице
4. Установлен нижний предел радиоактивного загрязнения.
Под ним понимается присутствие РВ техногенного происхождения на поверхности или внутри материала или тела человека, в воздухе или в др. месте, которые может привести к облучению в индивидуальной дозе более 10 мкЗв/год (1 мбэр/год).
5. Установлены следующие категории облучаемых лиц:
а) персонал (лица, работающие с техногенными источниками – группа А, или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия – группа Б);
б) всё население, включая лиц из персонала вне сферы и условий их производственной деятельности.
Для всех категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса нормативов:
а) основные дозовые пределы (таблица 2);
б) допустимые уровни монофакторного (для одного радионуклида или одного вида внешнего излучения, пути поступления) воздействия, являющиеся производными от основных дозовых пределов: пределы годового поступления, допустимые среднегодовые объёмные активности ДОА) и удельные активности ДУА) и т.д.
Причём в практике дозиметрических измерений могут также широко использоваться:
-Эффективная - коллективная, полувековая и другие дозы;
-Десятичные кратные и дольные части указанных единиц – дека, гекто, кило, мега, деци, санти, милли, микро и другие;
-Активность – удельная (Бк/кг), объёмная (мкКи/литр), поверхностная (мкКи/см2
) или Ки/км2
и другие.
Таблица 3.
Основные дозиметрические величины и единицы их измерения.
| Величины и их символы
|
в СИ
|
Внесистемные
|
Соотношения между единицами
|
| Активность, А – мера радиоактивности. Характеризует скорость ядерных превращений (распада)радионуклидов |
Бк-беккерель |
Ки
- кюри |
1Бк=1расп/с=2,7*10-11
Ки;
1Ки=3,7*1010
Бк
|
Экспозиционная доза, Х-ионизации воздуха.
Характеризует потенциальную возможность поля ИИ к облучению тел (вещества)
|
Кл/кг-
Кулон на
килограмм
|
Р - рентген |
1Кл/кг=3,88*103
;
1Р=2,58*10-4
Кл/кг=2,08*109
пар ионов в 1см3
воздуха;
1Р=0,88рад–в воздухе;
1Р=0,93 рад – в ткани
|
Поглощенная доза, Д –
Мера радиационного эффекта облучения. Характеризует энергию излучения, переданную телу определенной массы. Фундаментальная дозиметрическая величина
|
Гр –
грей
|
Рад–рад (радиационная адсорбированная доза) |
1Гр=1Дж/кг=100рад;
1Рад=100эрг/г=10-2
Гр
|
Эквивалентная доза, Н – мера биологического эффекта облучения в зависимости от вида ИИ. Произведение поглощенной дозы данного вида излучения на соответствующий взвешивающий коэффициент. WR
– (взвешивающий коэффициент вида излучения) Нi
=WRi
*
Di
|
Зв –
зиверт
|
Бэр-бэр
(биологический эквивалент рада)
|
1Зв=1Гр*W
1Бэр=1рад*
W
Wк
(Q,K)
|
| Эффективная доза, Е – мера риска возникновения отдалённых последствий облучения с учетом радиочувствительности различных органов. Сумма произведений эквивалентной дозы НT
в органе на соответствующий взвешивающий коэффициент WT
,E=SWT
HT
|
Зв - зиверт |
Бэр-бэр
|
Если WT
=
0,20- гонады
0,12- костный мозг, кишечник, лёгкие, желудок
0,05- щит. Железа, печень, пищевод
0,01- кожа
SWT
=1
|
| Мощность дозы - приращение дозы (поглощенной, эквивалентной, эффективной) за интервал времени к этому интервалу: Р=dД/dt |
За единицу времени могут принимать секунду, час, сутки, год: Гр/ч, Зв/ч, рад/с. |
в) контрольные уровни (дозы и уровни) – устанавливаются администрацией учреждения (органа) по согласованию с органами Госсанэпиднадзора.
Таблица 4.
Основные дозовые пределы облучения
.
| Нормируемые величины |
Дозовые пределы |
| Лица из персонала (группа А) |
Лица из населения |
| Эффективная доза |
20мЗв(2бэр) в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50мЗв (5бэр) в год |
1мЗв (0,1 бэр) в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5млЗв (0,5 бэр) в год |
Эквивалентная доза за год
В хрусталике
В коже
В кистях и стопах
|
150мЗв(15бэр)
500мЗв (50бэр)
500мЗв
|
15мЗв(1,5бэр)
50мЗв(5бэр)
50мЗв
|
Основные дозовые пределы не включают в себя дозы от природных, аварийных и медицинских источников ИИ.
6. Ограничение облучения для населения:
-от техногенных источников- не должно превышать основных дозовых пределов- 1мЗв/год;
-при проектировании новых зданий жилищного и общественного назначения должно быть предусмотрено, чтобы среднегодовая эквивалентная объёмная активность изотопов радона и торона в воздухе помещений А Rnэкв +
Tnэкв
не превышала 100 Бк/м3
, а мощность дозы g-изл.не превышала мощности дозы на открытой местности более чем на 0,3мкЗв/ч.При больших значениях должны проводиться различные защитные мероприятия. Если же показатели превышают нормативы, то ставится вопрос о переселении жильцов (с их согласия) и перепрофилировании помещений или их сносе;
-удельная эффективная активность (Аэфф
) естественных р/н в строительных материалах (щебень, гравий, песок) не должна превышать :370 Бк/кг – для жилых и общественных зданий 1 класса; 740 Бк/кг – для материалов, используемых в дорожном строительстве в пределах населённых пунктов и сооружений 2класса; 2,8 КБк/кг- для материалов, используемых в дорожном строительстве вне населённых пунктов – 3 класса;
-эффектная доза за счет естественных р/н в питьевой воде не должна превышать 0,2 мЗв;
-при радиационных авариях доза облучения на все тело не должна превышать 1 Гр (100 рад) за 2-е суток. При превышении этой дозы необходимы срочное вмешательство и меры защиты.
Критерии для принятия решений в различных ситуациях.
Требования к контролю за выполнением норм.
Таблица 5.
Критерии для принятия неотложных решений в начальном периоде радиационной аварии.
Меры защиты
|
Предотвращаемая доза за первые 10 суток, мГр
|
| На всё тело
|
Щитовидная железа, лёгкие, кожа
|
| Уровень А
|
Уровень Б
|
Уровень А
|
Уровень Б
|
| Укрытие
|
5 |
50 |
50 |
500 |
Йодная профилактика:
взрослые
дети
|
-
-
|
-
-
|
250*
100*
|
2500*
1000*
|
| Эвакуация
|
50 |
500 |
500 |
5000 |
*-
Только для щитовидной железы
Таблица 6.
Критерии для принятия решений об отселении и ограничении потребления загрязненных пищевых продуктов.
Меры защиты
|
Предотвращаемая эффективная доза, мЗв |
| Уровень А |
Уровень Б |
| Ограничение потребления загрязненных продуктов питания и питьевой воды |
5 за первый год
1/год в последующие годы
|
50 за первый год
10 /год в последующие годы
|
Отселение
|
50 за первый год |
500 за первый год |
| 1000 за все время отселения |
Таблица 7.
Критерии для принятия решений об ограничении потребления загрязненных продуктов питания в первый год после возникновения аварии.
| Радионуклиды |
Удельная активность радионуклида в пищевых продуктах, кБк/кг |
| Уровень А |
Уровень Б |
| 131
I,134
Cs,137
Cs |
1 |
10 |
| 90
Sr |
0,1 |
1,0 |
| 238
Pu, 239
Pu, 241
Am |
0,01 |
0,1 |
Радиационный контроль является важнейшей частью обеспечения радиационной безопасности, начиная со стадии проектирования радиационно-опасных объектов. Он имеет целью определение степени соблюдения принципов радиационной безопасности и требований нормативов, включая непревышение установленных основных пределов доз и допустимых уровней при нормальной работе, получение необходимой информации для оптимизации защиты и принятия решений о вмешательстве в случае радиационных аварий, загрязнения местности и зданий радионуклидами, а также на территориях и в зданиях с повышенным уровнем природного облучения. Радиационный контроль осуществляется за всеми источниками излучения.
Радиационному контролю подлежат:
-радиационные характеристики источников излучения, выбросов в атмосферу, жидких и твердых радиоактивных отходов;
-радиационные факторы, создаваемые технологическим процессом на рабочих местах и в окружающей среде;
-радиационные факторы на загрязненных территориях и в зданиях с повышенным уровнем природного облучения;
-уровни облучения персонала и населения от всех источников излучения, на которые распространяется действие настоящих Норм.
Основными контролируемыми параметрами являются:
-годовая эффективная и эквивалентная дозы;
-поступление радионуклидов в организм и их содержание в организме для оценки годового поступления;
-объёмная или удельная активность радионуклидов в воздухе, воде, продуктах питания, строительных материалов;
-радиоактивное загрязнение кожных покровов, одежды, обуви, рабочих поверхностей.
Поэтому, администрация организации может вводить дополнительные, более жесткие числовые значения контролируемых параметров – административные уровни.
Причём государственный надзор за выполнением Норм радиационной безопасности осуществляют органы госсанэпиднадзора и другие органы, уполномоченные Правительством Российской Федерации в соответствии с действующими нормативными актами.
Контроль за соблюдением норм в организациях, независимо от форм собственности, возлагается на администрацию этой организации. Контроль за облучением населения возлагается на органы исполнительной власти субъектов Российской Федерации.
Контроль за медицинским облучением пациентов возлагается на администрацию органов и учреждений здравоохранения.
Список использованной литературы:
1) Анофриков В.Е., Бобок С.А., Дудко М.Н., Елистратов Г.Д. Безопасность жизнедеятельности: Учебное пособие – М., 1999
2) Гражданская оборона / Под ред. Е.П. Шубина – М., 1991
3) Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). Минздрав России, 1999.
4) Пряхин В.М., Попов В.Я. Защита населения и территорий в чрезвычайных ситуациях – М., 1997
5) Сборник основных нормативных и правовых актов по вопросам ГО и РСЧС – М., 2003.
[1]
Радиоактивное облучение, полученное в течение первых четырёх суток, принято называть однократными, а за большое время – многократными. Доза радиации, не приводящая к снижению работоспособности (боеспособности) личного состава формирований (личного состава армии во время войны): однократная (в течение первых четырёх суток) – 50 рад; многократная: в течение первых 10-30 суток – 100 рад; в течение трёх месяцев – 200 рад; в течение года – 300 рад. Не путать, речь идёт о потере работоспособности, хотя последствия облучения сохраняются.
|
