Заглавная страница
Избранные статьи
Случайная статья
Познавательные статьи
Новые добавления
Обратная связь

ТОП 10 на сайте

Приготовление дезинфицирующих растворов различной концентрации

Техника нижней прямой подачи мяча.

Франко-прусская война (причины и последствия)

Организация работы процедурного кабинета

Смысловое и механическое запоминание, их место и роль в усвоении знаний

Коммуникативные барьеры и пути их преодоления

Обработка изделий медицинского назначения многократного применения

Образцы текста публицистического стиля

Четыре типа изменения баланса

Задачи с ответами для Всероссийской олимпиады по праву

Мы поможем в написании ваших работ!

ЗНАЕТЕ ЛИ ВЫ?

Влияние общества на человека

Приготовление дезинфицирующих растворов различной концентрации

Практические работы по географии для 6 класса

Организация работы процедурного кабинета

Изменения в неживой природе осенью

Уборка процедурного кабинета

Сольфеджио. Все правила по сольфеджио

Балочные системы. Определение реакций опор и моментов защемления

Главная Избранные Случайная статья Познавательные Новые добавления Обратная связь FAQ

С.И. Герасимов, Е.С. Хорошайло, Р.В. Герасимова

Стр 1 из 11Следующая ⇒

УДК 539.1

Радиационная безопасность

Пособие для студентов вузов

С.И. Герасимов, Е.С. Хорошайло, Р.В. Герасимова

Пособие предназначено для студентов высших учебных заведений, также может быть полезно для неспециалистов в области радиационной безопасности, но обязанных заниматься вопросами радиационной защиты персонала на рабочих местах.

Материалы пособия входят в курс лекций, читаемых в СарФТИ НИЯУ МИФИ по дисциплинам «Радиационная безопасность», «Дозиметрические приборы», кафедра «Специальное приборостроение».

Рекомендовано к печати на заседании кафедры «Специальное приборостроение» СарФТИ НИЯУ МИФИ.

ОГЛАВЛЕНИЕ

Введение. 3

1. РАДИОАКТИВНОСТЬ, ИОНИЗИРУЮЩИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ.. 5

1.1. Радиоактивный распад. 5

1.2. Ионизирующие излучения. 6

1.3. Взаимодействие ионизирующих излучений с веществом.. 6

1.4. Единицы радиоактивности. 6

1.5. Радиоактивные препараты, мощность дозы гамма-излучения, активность 6

2. СОВРЕМЕННЫЕ принципы нормирования радиационной безопасности 6

2.1. Эффекты облучения. 6

2.2. Современные принципы обеспечения радиационной безопасности 6

3. ИСТОЧНИКИ РАДИАЦИИ.. 6

3.1. Естественное облучение. 6

3.2 Облучение из окружающей среды.. 6

3.3 Облучение в медицинских целях. 6

3.4 Облучение в производственных условиях (профессиональное облучение) 6

3.5 Сравнение радиационных нагрузок. 6

4. ДОЗА, ЕДИНИЦЫ ИЗМЕРЕНИЯ ДОЗЫ... 6

5. ДОЗОВЫЕ ПРЕДЕЛЫ ОБЛУЧЕНИЯ.. 6

6. ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ.. 6

7. РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ, УТИЛИЗАЦИЯ, ЗАХОРОНЕНИЕ.. 6

8. ОРГАНИЗАЦИЯ РАБОТ С РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ И ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ.. 6

9. АВАРИЙНОЕ ОБЛУЧЕНИЕ.. 6

10. МЕТОДЫ И ПРИБОРЫ ДО3ИМЕТРИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ.. 6

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ.. 6

Введение

Радиационная безопасность является важным элементом национальной безопасности и подразумевает состояние защищенности настоящего и будущих поколений от вредного влияния радиации.

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.

В настоящем пособии излагаются основы радиационной защиты в соответствии с действующими нормами и правилами.

Даются краткие сведения из области атомной и ядерной физики, о биологическом действии ионизирующего излучения, о принципах работы дозиметрических приборов, приводятся методы определения индивидуальных аварийных доз облучения и т.п.

РАДИОАКТИВНОСТЬ, ИОНИЗИРУЮЩИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ

Радиоактивный распад

Радиоактивный распад - это самопроизвольное превращение ядер с испусканием альфа, бета, гамма-излучений.

При каждом акте распада высвобождается энергия, которая и передается дальше в виде излучения. Можно сказать (хотя это и не совсем строго), что испускание ядром частицы, состоящей из двух протонов и двух нейтронов, - это альфа- излучение; испускание электрона, как в случае распада тория-234, - это бета – излучение. Если нестабильный нуклид оказывается настолько возбужденным, что испускание частицы не приводит к полному снятию возбуждения, он выбрасывает порцию чистой энергии, называемую гамма – излучением. Как и в случае рентгеновских лучей, во многом подобных гамма – излучению, при этом не происходит испускания каких-либо частиц.

Радиоактивный распад приводит к образованию новых нуклидов стабильных или радиоактивных. Радиоактивные нуклиды называются радионуклидами. Но хотя все радионуклиды нестабильны, одни из них более нестабильны, чем другие. Например, протактиний-234 распадается почти моментально, а уран-238 – очень медленно. Половина всех атомов протактиния в каком-либо радиоактивном источнике распадается за время, чуть большее минуты, в то же время половина всех атомов урана-238 превратится в торий-234 за четыре с половиной миллиарда лет.

Время, за которое распадается в среднем половина всех радионуклидов данного типа в любом радиоактивном источнике, называется периодом полураспада (Т_1/2).

Таблица 1. Радиоактивный распад ядер урана-238

Нуклид	Период полураспада	Вид излучения
Уран-238 (=> Торий-234)	4,47 млрд. лет	α
Торий-234 (=> Протактиний-234)	24,1 суток	β
Протактиний-234 (=> Уран-234)	1,17 мин	β
Уран-234	245 000 лет	α
Торий-230	8 000 лет	α
Радий-226	1 600 лет	α
Радон-222	3,823 суток	α
Полоний-218	3,05 мин	α
Свинец-214	26,8 мин	β
Висмут-214	19,7 мин	β
Полоний-214	1,64·10^-4 сек	α
Свинец-210	22,3 лет	β
Висмут-210	5,01 суток	β
Полоний-210	138,4 суток	α
Свинец-206	Стабильный

Доля атомов, распадающихся в единицу времени, называется постоянной распада λ. Постоянная распада измеряется в единицах сек^-1,день^-1, год^-1 и т.д.

Чем больше постоянная (константа) распада, тем быстрее происходит радиоактивный распад.

Постоянная распада и период полураспада связаны между собой соотношением:

= (1.1)

Радиоактивный распад подчиняется экспоненциальному закону, т.е. число ядер радионуклида изменяется со временем по экспоненте (рис.1.1)[1].

Рис.1.1 Экспоненциальный закон радиоактивного распада

Математически закон радиоактивного распада записывается следующим образом:

(1.2)

где: N₀ - начальное количество ядер радионуклида;

N_t - число ядер радионуклида, оставшееся к моменту t не распавшимся;

Т_1/2 - период полураспада;

λ – постоянная распада.

Ионизирующие излучения

Ионизирующим излучением называется излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков [2]. Различают фотонное и корпускулярное ионизирующие излучения.

Видимый свет, ультрафиолетовое излучение, излучение генераторов сверхвысоких частот и лазерных установок ионизирующим излучением не являются.

Фотонное излучение имеет электромагнитную природу и состоит из фотонов (квантов) с энергией

Е=h·ν, (1.3)

где h = 6,623·10^-27 эрг·сек - постоянная Планка;

ν - частота электромагнитных волн данного излучения.

Известно, что

ν = с/ λ (1.4)

Здесь λ – длина волны излучения;

с - = 3·10¹⁰ см/с – скорость распространения излучения в вакууме.

К фотонному излучению относятся: гамма-излучение, характеристическое излучение, тормозное излучение, рентгеновское излучение, отличающиеся друг от друга условиями образования, а также своими свойствами (длиной волны или энергией).

Гамма-излучение - это излучение ядерного происхождения, испускаемое при радиоактивном распаде или ядерных реакциях, при переходе ядра из одного энергетического состояния в другое. Например: после испускания альфа или бета-частицы ядро остается в возбужденном состоянии, испускание фотонов (квантов) гамма-излучения приводит его в нормальное энергетическое состояние. Энергия гамма - квантов, испускаемых в процессе радиоактивного распада, лежит в пределах от нескольких десятков килоэлектронвольт до 3-4 Мэв.

Характеристическое излучение имеет дискретный спектр, возникает при изменении энергетического состояния электронов атома, когда электроны на электронной орбите меняют свои энергетические уровни. Происхождение характеристического излучения атомное.

Тормозное излучение возникает при изменении кинетической энергии заряженных частиц, например, при прохождении заряженных частиц в электромагнитном поле ускорителя, при торможении электронов в рентгеновских трубках и т.п.

Рентгеновское излучение - совокупность тормозного и характеристического излучений в диапазоне энергий фотонов от 1 кэВ до 1 МэВ.

Корпускулярное излучение состоит из частиц: альфа-частицы, бета-частицы, нейтроны, протоны, космические частицы и др.

Альфа-излучение представляет собой поток ядер гелия (два протона и два нейтрона). Альфа-частицы, испускаемые данным нуклидом, имеют строго определенную энергию. Энергия альфа-частиц, испускаемых известными в настоящее время изотопами, лежит примерно в пределах 3-9 Мэв.

Бета-излучение - это поток электронов или позитронов. Масса бета-частиц в 1840 раз меньше массы протона (или нейтрона); заряд равен одной единице элементарного электрического заряда.

Бета-излучение, поскольку оно, так же как и альфа-излучение представляет собой поток электрически заряженных частиц, способно ионизировать среду.

К-захват – в некоторых случаях радиоактивные превращения происходят без вылета из ядра частиц – за счет захвата радиоактивным ядром электрона с электронной оболочки атома. В результате один из протонов ядра превращается в нейтрон. Такой процесс называется К-захватом, так как происходит захват электрона с К-оболочки. Очевидно, что при К-захвате вновь образованное ядро, так же как и при позитронном β⁺ распаде, будет иметь атомный номер, на единицу меньший, и то же массовое число.

Нейтронное излучение - это поток электрически нейтральных частиц, с массой, равной одной атомной единице массы.

Нейтроны образуются в результате ядерных процессов в атоме: деления тяжелых ядер и испускания нейтронов в результате взаимодействия ядра с другими элементарными частицами или квантами фотонного излучения. Источниками нейтронов могут быть ядерные реакторы, ускорители элементарных частиц, радиоактивные нейтронные излучатели.

Нейтроны, как частицы, не имеющие заряда, сами по себе не обладают ионизирующей способностью. Однако при взаимодействии нейтронов с веществом возникает сопутствующее (вторичное) излучение, которое и приводит к ионизации молекул вещества. Таким образом, нейтронное излучение является ионизирующим косвенно.

В зависимости от энергии различают следующие виды нейтронов:

· тепловые нейтроны с энергией до 0,025 эВ;

· медленные нейтроны с энергией от 0,025 эВ до 1 эВ;

· промежуточные нейтроны с энергией от 1 эВ до 100 кэВ;

· быстрые нейтроны с энергией более 100 КэВ.

Из-за отсутствия электрического заряда, нейтроны обладают высокой проникающей способностью. Линейная передача энергии лежит в широких пределах и, в зависимости от энергии нейтрона, составляет от 7 до 80 кэВ на 1 микрон воды.

Единицы радиоактивности

При работе с радиоактивными веществами существенным параметром является не их весовое количество, а число испускаемых частиц, или пропорциональная величина – число распадающихся ядер. Поэтому для количественной характеристики радиоактивных веществ введено понятие «активность». Активность радиоактивного изотопа определяется числом атомов, распадающихся в единицу времени [1,2,3,4].

Единицей радиоактивности в системе единиц Си является "Беккерель" ("Бк"). Один "Бк" равен одному распаду в секунду.

В системе специальных единиц единицей радиоактивности является кюри (Ки). Одно Ки равно 3,7·10¹⁰ распадов в секунду.

Следует отметить, что в 1 г радия, очищенного от продуктов распада, распадается около 3,7·10¹⁰ атомов в секунду. Таким образом, активность 1 г чистого радия близка к 1 кюри.

В практике применяются дробные и кратные значения от единиц (Ки) и (Бк):

Мега (10⁶) – (МКи), (МБк);

Кило (10³) – (кКи), (кБк)

милли (10^-3) - (мКи), (мБк);

микро (10^-6) - (мкКи), (мкБк);

нано (10^-9) - (нКи), (нБк);

пико (10^-12) - (пКи), (пБк).

Хотя распад ядер, как правило, сопровождается выходом α-частиц, электронов (β^-), позитронов (β⁺), γ – квантов и т.д., тем не менее не во всех случаях число распадающихся ядер тождественно совпадает с числом испускаемых при этом заряженных частиц или γ – квантов.

Примером, когда число испускаемых корпускулярных частиц не совпадает с числом распадающихся ядер, т.е. с активностью изотопа, может служить схема распада изотопа ₃₃Аs⁷⁴. Этот изотоп в 32% случаев испускает (β^-)-частицы, в 29,8% - (β⁺)-частицы, а в 38,2% распад происходит через К-захват. Следовательно, на
1 кюри ₃₃Аs⁷⁴ приходится 1,18∙10¹⁰ (β^-)-частиц и 1,10·10¹⁰ (β⁺)-частиц, испущенных за 1 секунду.

Таким образом, справедливо лишь выражение «активность столько-то Бк или Ки», а выражения «α- или-β-активность столько-то Бк или Ки» не являются строгими, хотя они и широко распространены на практике.

Для того чтобы связать активность изотопа с числом испускаемых частиц или γ – квантов, необходимо знать схему распада изотопа.

Поскольку с течением времени количество радиоактивных атомов уменьшается, снижается и активность. Очевидно, что это уменьшение происходит по закону, аналогичному (1.2), т.е.

(1.5)

Здесь С_t – активность по прошествии времени t;

С_О – активность вещества в некоторый начальный момент;

λ и T – соответственно постоянная распада и период распада.

Эффекты облучения

Ионизация - основное звено биологического действия излучения. Поглощенная энергия от различных видов ионизирующих излучений вызывает ионизацию атомов и молекул в организме, в результате чего клетки ткани разрушаются.

Известно, что 2/3 общего состава ткани человека составляет вода. Вода под действием излучения расщепляется на водород Н и гидроксильную группу ОН, которые образуют продукты высокой химической активности: гидратный окисел Н0₂ и перекись водорода Н₂0₂. Эти соединения взаимодействуют с молекулами органического вещества ткани, окисляют их и разрушают, нарушается нормальное течение биохимических процессов, нарушается обмен веществ в организме. Изменения могут быть обратимыми и необратимыми. При небольших дозах и кратковременном облучении поражаемый организм восстанавливает свою деятельность. При длительном облучении и больших дозах излучение может вызвать необратимое поражение отдельных органов или всего организма. При дозах излучения, превышающих определенный уровень, развивается заболевание, носящее название лучевой болезни, возможны смертельные случаи.

Биологический эффект ионизирующего излучения зависит от величины суммарной дозы, времени воздействия излучения, вида излучения, размера облучаемой поверхности, индивидуальных особенностей организма, скорости выведения радиоактивного вещества из организма.

ИСТОЧНИКИ РАДИАЦИИ

Естественное облучение

Естественному облучению подвергается каждый человек [7]. Источниками такого воздействия являются космическое излучение, которое приходит из космического пространства и с поверхности Солнца, радионуклиды земного происхождения, которые находятся в земной коре, строительных материалах, воздухе, воде, пищевых продуктах и в самом теле человека. Космическое излучение, например, более интенсивно на больших высотах над уровнем моря. В отдельных местностях повышены концентрации в почвах урана и тория.

Уровень естественного облучения на Земле варьируется обычно раза в три. Однако во многих местах типичные уровни такого облучения превышают усредненные уровни в 10, а иногда даже и в 100 раз.

Чтобы получить численную оценку усредненной глобальной радиационной нагрузки, ее отдельные составляющие суммируются. Среднедушевая эффективная доза за год по всему миру получается сложением ее различных составляющих, что подытожено в табл. 3.1.

Таблица 3.1

Таблица 3.2

ДОЗОВЫЕ ПРЕДЕЛЫ ОБЛУЧЕНИЯ

Категории облучаемых лиц

Население разделяется на две категории облучаемых лиц:

· Персонал (группы А и Б) - лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б).

· Население, все лица, включая персонал вне работы с источниками ионизирующего излучения.

В настоящее время введено понятие Группа критическая - группа лиц из населения (не менее 10 человек), однородная по одному или нескольким признакам - полу, возрасту, социальным или профессиональным условиям, месту проживания, рациону питания, которая подвергается наибольшему радиационному воздействию по данному пути облучения от данного источника излучения [5,6].

Профессиональное облучение

Облучение профессиональное - облучение персонала в процессе его работы с техногенными источниками ионизирующего излучения.

Облучение внешнее - облучение органов и тканей человека в результате воздействия излучения, падающего на тело.

Облучение внутреннее - облучение органов и тканей человека в результате поступления радионуклидов в организм человека. Источниками внутреннего облучения могут быть радиоактивные аэрозоли и газы в воздухе, которым мы дышим, радиоактивные загрязнения воды, растений, которые потребляются в пищу и т.п.

Облучение планируемое повышенное - планируемое облучение персонала в дозах, превышающих установленные основные пределы доз, с целью предупреждения развития радиационной аварии или ограничения ее последствий.

Дозовые пределы облучения

Нормируемые

Пределы доз

Величины*

персонал (группа А)**

Население

Эффективная доза

20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год

1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год

Эквивалентная доза за год в хрусталике глаза*** коже**** кистях и стопах

150 мЗв 500 мЗв 500 мЗв

15 мЗв 50 мЗв 50 мЗв

Примечания:

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

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

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

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

2) допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз:

· пределы годового поступления (ПГП) - допустимый уровень поступления данного радионуклида в организм в течение года, который при монофакторном воздействии приводит к облучению условного человека ожидаемой дозой, равной соответствующему пределу годовой дозы;

· допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА);

· среднегодовые удельные активности (ДУА);

· допустимые среднегодовые плотности потоков (ДПП);

· допустимые уровни радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи, спецодежды, спецобуви, СИЗ персонала (ДЗ_А);

Для каждой категории облучаемых лиц значение допустимого уровня радиационного воздействия для данного пути облучения определено таким образом, чтобы при таком уровне воздействия только одного данного фактора облучения в течение года величина дозы равнялась величине соответствующего годового предела (усредненного за пять лет), указанного в таблице 5.1.

В стандартных условиях монофакторного поступления радионуклидов, годовое поступление радионуклидов через органы дыхания и среднегодовая объемная активность их во вдыхаемом воздухе не должны превышать числовых значений ПГП и ДОА, приведенных в приложениях П-1 и П-2 НРБ-99, где пределы доз взяты равными 20 мЗв в год для персонала и 1 мЗв в год для населения.

Значения допустимых уровней для всех путей облучения определены для стандартных условий, которые характеризуются следующими параметрами:

· объемом вдыхаемого воздуха V, с которым радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года;

· временем облучения t в течение календарного года;

· массой питьевой воды М, с которой радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года;

· геометрией внешнего облучения потоками ионизирующего излучения.

Допустимые уровни приведены в таблицах 8.2-8.9 и в приложениях П-1 и П-2 НРБ-99, контрольные уровни для персонала, устанавливаются администрацией учреждений по согласованию с органами санитарного надзора – Региональным
управлением № 50 ФМБА России.

Защита от бета – излучения

Известно, что бета-частицы при взаимодействии со средой очень быстро теряют свою энергию. Поэтому путем использования сравнительно тонких экранов можно полностью отсечь бета-излучение, что не выполнимо по отношению к гамма - и нейтронному излучениям.

При определении зашиты от бета-частиц, исходят из величины их энергии и максимального пробега в том или ином материале. Пробеги бета-частиц в различных материалах в зависимости от энергии приводятся в справочниках по защите.

Для полного поглощения бета-частиц, испускаемых радионуклидами, достаточно взять несколько миллиметров алюминия. При выборе необходимой толщины экрана из алюминия можно использовать следующее аналитическое выражение:

, мм (6.3)

где R_Al - пробег бета-частиц в алюминии;

E_MAX - максимальная энергия спектра бета-излучения радиоактивного вещества, МэВ.

Пробег бета-частиц в воздухе определяется следующим соотношением:

, м (6.4)

где R_β - пробег бета-частиц в воздухе;

E_MAX - максимальная энергия спектра бета-излучения радиоактивного вещества, МэВ.

При использовании экранов для поглощения бета-частиц следует проверять, обеспечивает ли толщина экрана защиту от возникающего тормозного излучения. Для уменьшения выхода тормозного излучения защита от бета-излучения выполняется из легких материалов, таких как плексиглас, алюминий, обычное стекло и т.п.

Защита экраном от нейтронов

Защита от нейтронов является наиболее сложной задачей. Проектирование защиты от нейтронов предусматривает защиту от медленных нейтронов и защиту от быстрых нейтронов.

Защита от тепловых и медленных нейтронов. Наиболее эффективно поглощаются тепловые и медленные нейтроны. Для защиты от тепловых нейтронов применяются кадмий и бор. При этом для полного поглощения достаточно взять слой кадмия толщиной менее 1 мм.

Для поглощения медленных нейтронов используют также другие материалы, в частности, обычный бетон или бетон с добавками бора.

Требуемая толщина защиты от нейтронов определяется по формуле (6.2). При этом длина релаксации X, т.е. толщина материала, ослабляющая излучение в е =2,71 раз, берется из справочников по защите.

Толщина экрана, ослабляющая поток медленных нейтронов в е - раз, составляет: для обычного бетона - 7 см, для бетона с добавкой бора - 1 см.

Защита от быстрых нейтронов. Для поглощения быстрых нейтронов их предварительно замедляют. Наибольшим эффектом замедления обладают элементы с малым атомным номером. Поэтому для защиты от быстрых нейтронов обычно применяют воду, парафин, плексиглас, бетон и другие материалы, содержащие в своем составе большое количество атомов водорода.

Длина релаксации для быстрых нейтронов в воде, парафине, плексигласе и бетоне составляет 7 см, 6 см, 7 см и 11 см, соответственно.

Ввиду, того, что процесс поглощения нейтронов сопровождается испусканием гамма - квантов, при проектировании защиты от нейтронов одновременно предусматривают защиту от гамма-излучения.

В ядерных реакторах, например, которые являются мощными нейтронными источниками, защита может включать несколько различных по назначению слоев. Первый - для замедления нейтронов (бетон, вода); второй - для поглощения, замедленных нейтронов (бор, кадмий); третий слой - для поглощения гамма-излучения (свинец, железо, бетон).

АВАРИЙНОЕ ОБЛУЧЕНИЕ

9.1 Действия персонала при радиационных авариях

Под радиационной аварией понимается - потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей выше установленных норм или радиоактивному загрязнению окружающей среды [5].

На производственном участке в цехе или в лаборатории, где возможна аварийная ситуация, персонал должен быть подготовлен к умелым и оперативным действиям, от чего в значительной степени зависят размеры последствий аварии и сохранение здоровья и жизни работников.

В целях определения необходимых действий при ликвидации последствий аварии и оперативного прохождения информации о ней все возможные аварии делятся (классифицируются) по тяжести их последствий. В качестве критерия степени опасности аварии принимается величина возможной дозы облучения персонала, а также любого эквивалентного ей фактора радиационной опасности (поступление радиоактивных веществ (РВ) в организм персонала, загрязнение воздуха и поверхностей рабочих помещений, выброса во внешнюю среду РВ).

9.2 Аварийное облучение

В каждом учреждении, где ведутся работы с радионуклидами и другими источниками ионизирующих излучений, разрабатываются специальные мероприятия по предотвращению аварийных ситуаций, а в случае их возникновения по ликвидации последствий аварии [5].

При этом могут возникнуть условия, когда необходимо планирование повышенного облучения некоторой части персонала.

Планируемое облучение персонала группы А выше установленных пределов доз (см. табл. 5.1.) при ликвидации или предотвращении аварии может быть разрешено только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения. Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двукратных значений, приведенных в табл. 5.1, допускается с разрешения территориальных органов Госсанэпиднадзора, а облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и четырехкратных значений эквивалентных доз по
табл. 5.1 - только с разрешения федерального органа Госсанэпиднадзора.

Повышенное облучение не допускается:

- для работников, ранее уже облученных в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения с эффективной дозой 200 мЗв или с эквивалентной дозой, превышающей в четыре раза соответствующие пределы доз, приведенные в табл.5.1;

- для лиц, имеющих медицинские противопоказания для работы с источниками излучения.

Лица, подвергшиеся облучению в эффективной дозе, превышающей 100 мЗв в течение года, при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв за год.

Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года должно рассматриваться как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны немедленно выводиться из зоны облучения и направляться на медицинское обследование. Последующая работа с источниками излучения этим лицам может быть разрешена только в индивидуальном порядке с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии.

Лица, не относящиеся к персоналу, привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, приравниваются к персоналу группы А, и на них распространяются положения раздела 3.2 НРБ-99. Эти лица должны быть обучены (с проверкой знаний) для работы в зоне радиационной аварии и пройти медицинский осмотр.

Бетта-детектор

Гамма-детектор

Детектор нейтронов

Рис.10.14. Схематическое изображение структурной схемы универсальных радиометров-дозиметров

10.4.4. Блоки детектирования типа БДЗА2-01, БДЗА-96Б, БДЗА-96Аб, БДЗА-96, БДЗА-96м, БДЗА-96с.

Блоки детектирования типа БДЗА2-01, БДЗА-96Б, БДЗА-96Аб, БДЗА-96, БДЗА-96м, БДЗА-96с предназначены для контроля загрязненности рук, тела, одежды и других поверхностей альфа - активными веществами и измерения различных альфа - препаратов в производственных и лабораторных условиях.

Регистрация альфа-частиц осуществляется сцинтилляционным детектором, представляющим собой подложку толщиной 8-10 мм и площадью от 10 до 300 см², на которую нанесен слой сернистого цинка ZnS(Ag), активированного серебром толщиной 6-8 мг/см. Попадание альфа-частиц на кристалл сернистого цинка вызывает в нем световые вспышки, которые воздействуют на фотокатод ФЭУ и вырывают из него электроны, число которых умножается на диодах ФЭУ. На анодной нагрузке ФЭУ появляются импульсы напряжения, которые поступают на вход выходного каскада, где усиливаются и формируются. На выходе каскада возникают прямоугольные импульсы отрицательной полярности с амплитудой 2,5 вольта, которые по кабелю могут быть поданы для регистрации на соответствующий регистрирующий прибор. В качестве регистрирующего прибора могут быть применены пересчетные приборы УИК-02, УИК-04, ПСО2-4, ПС02-2еМ, и другие, имеющие необходимую чувствительность, или же интенситометры, например, измерители скорости счета УИМ2-2Д, УИМ2-2 УИМ2-1eM, шкала которых градуирована в имп/с.

Питаются детекторы от источника стабилизированного напряжения - 12 вольт, масса их составляет от 1,3 кг до З кг, площадь от 10 до 300 см².

Контрольные вопросы

1. Изобразите на одном графике распад радионуклидов двух препаратов, если период полураспада одного из них в два раза больше другого.

2. Объясните разницу между эквивалентной дозой и поглощенной дозой.

3. Что такое эффективная доза, в каких единицах измеряется, каковы пределы эффективной дозы для населения, для персонала?

4. Назовите единицы измерения радиоактивности, поглощенной дозы, эффективной дозы, мощности дозы облучения.

5. На чем основываются принципы защиты от внешнего излучения количеством, расстоянием, временем и экраном.

6. Каковы особенности защиты от гамма-излучения, бета-излучения, тепловых и медленных нейтронов, быстрых нейтронов.

7. Какие основные методы используются в приборах для регистрации ионизирующих излучений?

8. Рассчитайте время, через которое начальное количество ядер иода -131 уменьшится до 1 %, период полураспада Т_1/2 = 8сут.

9. На какую глубину нужно погрузить в воду источник узкого пучка g-квантов, чтобы уменьшить интенсивность пучка, выходящего из воды, в 1000 раз? Линейный коэффициент ослабления m = 0,047 см^-1.

10. Рассчитайте безопасное расстояние, на котором облучение соответствует предельно допустимому (Д = 100 мР), если М = 200 мг-экв Rа, t = 12 ч/нед.

11. Рассчитайте толщину защиты водного экрана в бесконечной геометрии, ослабляющую гамма-излучение с энергией 3 МэВ точечного изотропного источника в 1000 раз.