Работа 4. Радиационная безопасность

РАБОТА 4. РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Общие сведения об ионизирующих излучениях

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

Ионизирующим называется излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию ионов разных знаков. К ним относятся:

1) a, b, g - излучения, обусловленные естественной и искусственной радиоактивностью химических элементов;

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

3) потоки нейронов и g-квантов, возникающих при ядерных реакциях деления и синтеза;

4) излучения, генерируемые на ускорителях;

5) излучения, приходящие из космоса и т.д.

Различают корпускулярное и фотонное ионизирующие излучения.

Корпускулярное излучение – поток элементарных частиц с массой покоя, отличной от нуля (a и b - частицы, нейтроны, протоны, электроны и др.). Кинетическая энергия этих частиц достаточна для ионизации атомов при столкновении – называется непосредственно ионизирующим излучением.

Фотонное излучение – электромагнитное излучение. К нему относятся: g - излучение, возникающее при изменении энергетического состояния ядер; тормозное излучение, возникающее при уменьшении кинетической энергии заряженных частиц; характеристическое излучение, возникающее при изменении энергетического состояния электронов атома; рентгеновское излучение, состоящее из тормозного и (или) характеристического излучения. Фотоны имеют массу покоя, равную нулю.

Фотонное излучение, а также нейтроны и другие незаряженные частицы непосредственно ионизацию не производят, но в процессе взаимодействия со средой они высвобождают заряженные частицы, способные ионизировать атомы и молекулы данной среды. Поэтому его еще называют косвенно ионизирующим излучением.

Частицы корпускулярного излучения и фотоны принято называть ионизирующими частицами.

Радиоактивность – свойство неустойчивых атомных ядер одних химических элементов самопроизвольно превращаться в ядра атомов других химических элементов с испусканием одной или нескольких ионизирующих частиц. Процесс такого спонтанного ядерного превращения называется радиоактивным распадом. При этом образовавшееся новое (дочернее) ядро оказывается в более устойчивом состоянии, чем исходное материнское.

Радиоактивность может быть естественной и искусственной.

Естественная радиоактивность наблюдается у существующих в природе неустойчивых изотопов. К ним относятся тяжелые ядра элементов, расположенных в Периодической системе за свинцом (Z>82), а также некоторые легкие и средние ядра (например, ядро калия-40).

  Искусственной называется радиоактивность изотопов, полученных в результате ядерных реакций в ядерных реакторах, на ускорителях, при ядерных взрывах и др.

Дозиметрические величины

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

Физические величины, функционально связанные с радиационным эффектом, называются дозиметрическими.

Основной физической величиной, определяющей степень радиационного воздействия, является поглощенная доза ионизирующего излучения D – отношение средней энергии , переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе d_m вещества в этом объеме:

(4.4)

 

Единица поглощенной дозы в СИ – грей (Гр). Грей равен поглощенной дозе ионизирующего излучения, при которой веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующего излучения, равная 1 Дж, т.е. 1Гр = 1Дж/кг.

Поглощенная доза ионизирующего излучения является мерой ожидаемых последствий облучения объектов как живой, так и неживой природы. Она не зависит от вида ионизирующего излучения (a, b, g, X, n и др.) и его энергии, но для одного и того же вида и энергии излучения зависит от вида вещества.

Поэтому, когда говорят о поглощенной дозе, необходимо указывать, к какой среде это относится: к воздуху, воде или другой среде.

В повседневной жизни человек подвергается хроническому облучению естественными и искусственными источниками ионизирующих излучений в малых дозах. Установлено, что в этом случае биологический эффект облучения зависит от суммарной поглощенной энергии и вида (качества) излучения.

По этой причине для оценки радиационной безопасности при хроническом облучении человека в малых дозах, т.е. дозах, не способных вызвать лучевую болезнь, используется эквивалентная доза ионизирующего излучения H_т – произведение «тканевой дозы» (дозы на орган) D _T  на взвешивающий коэффициент w_R для излучения R:

(4.5)

При этом доза на орган – средняя поглощенная доза в определенной ткани или органе человеческого тела задается в виде:

(4.6)

где m_T – масса ткани или органа; D – поглощенная доза в элементе d_m.

Если в пределах органа или ткани D=const, то D _T = D или =  где  – средняя энергия, поглощенная массой m _T.

Если поле излучения состоит из нескольких излучений с различными значениями w_R, то эквивалентная доза определятся в виде:

(4.7)

Единица эквивалентной дозы в СИ - зиверт (Зв).

Зиверт равен эквивалентной дозе, при которой произведение поглощенной дозы в биологической ткани стандартного состава на взвешивающий коэффициент  равно 1Дж/кг. Следовательно,

1Зв=1Гр/ .

Разные органы или ткани человека могут облучаться неравномерно, причем они имеют разную чувствительность к облучению (радиочувствительность).

Для учета указанных обстоятельств введена эффективная доза ионизирующегоизлучения Е - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности. Она представляет собой сумму произведений эквивалентной дозы  в органе или ткани Т за время t на соответствующий взвешивающий коэффициент  для данного органа или ткани:

(4.8)

Единицы эффективной дозы совпадают с единицами эквивалентной дозы. Взвешивающий коэффициент w_T равен отношению стохастического (вероятностного) риска смерти r_T в результате облучения Т -го органа или ткани к риску смерти  от равномерного облучения тела при одинаковых эквивалентных дозах:

(4.9)

Поглощенная, эквивалентная и эффективная дозы характеризуют меру ожидаемого эффекта облучения для одного индивидуума. Эти величины являются индивидуальными дозами.

Для оценки меры ожидаемого эффекта при облучении больших групп людей, вплоть до целых популяций, используется коллективная эффективнаядоза S - величина, определяющая полное воздействие от всех источников на группу людей. Она представляет собой сумму произведений средней эффективной дозы Е _i для i -ой подгруппы большой группы людей на число людей N_i в подгруппе:

(4.10)

Единица коллективной эффективной дозы в СИ - человеко-зиверт (чел×Зв), внесистемная единица - человеко-бэр (чел×бэр).

Основные пределы доз

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

*Дозы облучения, как и все остальные допустимые производные уровни группы Б не должны превышать 0,25 значений для группы А

 

Основные пределы доз облучения для персонала и населения не включают в себя дозы от природных источников ИИ, на которые практически невозможно влиять (космическое излучение на поверхности Земли и облучение, создаваемое содержащимся в организме человека калием-40), от медицинских источников ИИ и дозу вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.

 

Исходные данные для расчёта

 

ЗАДАЧА 1. На объекте через заданное после аварии время (t_авар) мощность дозы составляет P_t рад/час. Определить мощность дозы через 1 час и через 1 сутки после аварии.

ЗАДАЧА 2. На АЭС с реактором (ВВЭР или РБМК) мощность дозы через заданное после взрыва время (t_взр) составляет Pt рад/час. Определить дозы облучения, которые получат люди, находящиеся на открытой местности, за время t_м, если известно, что облучение началось через t_зар час после аварии.

ЗАДАЧА 3. В результате аварии на АЭС через определённое время (t_зар) началось радиоактивное заражение местности. Мощность дозы – (Pt) рад/час. Определить дозу облучения за первые сутки нахождения на открытой местности, используя вышеприведенную формулу.

ЗАДАЧА 4. Определить допустимую продолжительность работы спасательной команды на заражённой местности, если измеренная мощность дозы при входе в зону t_взр составляет Pt рад/час. Установленная мощность дозы равна Д_зад, рад.

 

Таблица 4.6

Исходные данные для решения задач по оценке радиационной обстановки на объекте

Задача № 1