Шпоры (Прудник). 1. Деление загрязненной территории Республики Беларусь по зонам радиоактивного загрязнения. Характеристика зон. В ноябре 1991 Верховным Советом рб был принят зн О правовом режиме территорий, подвергшихся рактивному загрязн в резте катастрофы на чаэс

• Название: 1. Деление загрязненной территории Республики Беларусь по зонам радиоактивного загрязнения. Характеристика зон. В ноябре 1991 Верховным Советом рб был принят зн О правовом режиме территорий, подвергшихся рактивному загрязн в резте катастрофы на чаэс
• Анкор: Шпоры (Прудник).docx
• Дата: 09.09.2018
• Размер: 257.86 Kb.
• Имя файла: Шпоры (Прудник).docx
• Тип: Документы; #24330
• страница: 3 из 9

14. Искусственные источники радиации и их характеристика.
В процессе исп-я различных технологий человек может локально изменять распр-е этих ист-в.

Добыча и переработка ископаемых перераспределяют природные р-активные элементы. Сжигание каменного угля приводит к выбросу в атмосферу аэрозолей, содерж. большое кол-во р-активных элементов. Зола угля идет на производство бетона, в рез-те чего бетонные здания имеют повышенный радиационный фон. Для пр-ва кирпича также исп-ся некот. природные мат-лы, которые дают вклад в радиационный фон (до 1 мЗв/год ).

Другим источ-м антропогенного повышения радиационного фона является исп-е фосфорных удобрений в сельском хозяйстве, что приводит к проникновению радионуклидов из почвы в пищевые культуры. Применение удобрений в жидком виде ведет к загрязнению р-активными веществами пищевые продукты.

Авария на Чернобыльской АЭС в среднем по Беларуси дала в первый год индивидуальную дозу, приблизительно равную естественному радиационному фону.

15. Радиоэкологическая обстановка в Республике Беларусь до и после аварии на Чернобыльской АЭС.
Еще задолго до аварии на ЧАЭС был изучен естеств. радиационный фон на терр. РБ. Установлено, что по уровню мощности экспоз. дозы излучения фон колебался от 2 до 12 мкР/ч. Самая малая величина радиационного фона отмечалась в районе г. Мозыря - 2 мкР/ч, более высокая мощность экспоз. дозы – 10-12 мкР/ч - регистрировалась в сев.районах республики. Такой радиационный фон соответствует содержанию р/активных изотопов – гамма-излучателей в почвах на уровне 0,05-0,5 Ku/км² . На остальной загрязненной территории он колеблется в пределах 0,7-0,9 Ku/км². Наиболее загрязн. терр. РБ является юг Гом. Обл., где наблюдались особенно большие дозы гамма-облучения людей в первые дни после аварии. Плотность загрязнения почвы в данных районах достигала 43-63 Ku/км². В Мог. Обл. показатель загрязнения колебался от 64 до 75 Ku/км² . В отдельных населенных пунктах этот показатель составлял 100 и более Ku/км² . В Брест.обл. плотность загрязнения почвы цезием-137 в некото-рых населенных пунктах составляла 5-10 Ku/км² . В Минской обл. - от 5 до 15 Ku/км² . От 1 до 5 Ku/км² зарег-на плотность загрязнения в некот. населенных пунктах и терр. Борисовского, Березинского, Логойского, Молодечненского и Вилейского рай-онов Минской области. В Гродн.обл. плотность загрязнения в 1-5 Кu/км² выявлена в Ивьевском районе (12 пунктов) и по 1 пункту в Новогрудском, Дятловском, Кореличском районах.

Воздух.Р/активное загрязнение воздуха определяется содержанием пыли в приземном слое воздуха на загрязн.территории. Пылеобразование особенно возрастает при лесных, торфяных пожарах, во время проведения с/х и других работ, связанных с нарушением почвенного покрова. В этих условиях р/активность воздуха возрастает в десятки - сотни раз. Вода. Наиб. р/активному загрязнению подвержены открытые водоемы, и в первую очередь бассейны рек : Днепр, Сож, Припять и др. Так, в доавар. период концентрация цезия в р. Принять составляло 0,0066 Бк/л. В первые дни после аварии этот показатель превышал 3000 Бк/л, и только к концу мая 1996 г. он снизился до 200 Бк/л . Для поверх. воды характерно уменьшение концентрации р/нуклидов, а в донных отложениях и водной растительности отмечается ее повышение. Почва. Р/активное загрязнение почв носит неравномерный, "пятнистый" ха-рактер Загрязнение почвы от 43 до 75 Кu/км². Цезием-137 – 28% (ранее было 18%). В пределах 30 км - загрязнение 5 до 65 Кu/км². Загрязнение территории РБ стронцием-90 носит более локальный характер. Макс.уровень содержания его в почве обнаружен в пределах 30 километровой зоны ЧАЭС - 50 Ku/км². На остальной загрязненной территории он колеблется в пределах 0,7-0,9 Ku/км². Леса. В 1-е дни после аварии 80% р/активной пыли было задержано деревьями и растениями. Около 20% - на почв.покров. 890 тыс. га леса было загрязнено: хвойные- сосна, ель, лиственные меньше.Луга. Макс Ур-нь –до 200 Кu/км².Из пищевой продукции леса наиболее загрязнены грибы и ягоды (черника, клюква, земляника). Р/активное загрязн. лесной продукции следует ожидать и в последующие 30-40 лет на территориях с плотностью загрязнения 5 и более Кu/км². Проведенные наблюдения в течение последних нескольких лет позволяют прогнозировать сохранение радиационной экологической обстановки на последующие десятилетия как по х-ру загрязнения, так и по уровням.
16. Понятие о радиоактивности. Постоянная радиоактивного распада, период полураспада.

17. Закон радиоактивного распада, единицы измерения активности.
Процесс самопроизвольного превращения неустойчивых изотопов одного хим. элемента в изотопы др. элемента, сопровождающихся испусканием элементарных частиц и излучением квантов энергии, наз. радиоактивностью в-ва. В-во является р/активным, если оно содержит р/нуклиды. Распад большого количества ядер любого р/активного в-ва подчиняется статическому закону, в котором учитывается, что распад данного ядра является случайным событием, имеющим опред. вероятность.

Если в нач. момент времени to в веществе содержалось No р/активных ядер, то спустя время t их число станет равным N : N=No*e^-λt

где No – количество ядер в данном объеме вещества в момент времени t= 0; N – количество ядер в том же объеме вещества в момент времени t; λ – постоянная р/активного распада.

Постоянная р/активного распада показывает среднее время жизни р/активного ядра, оцениваемое выражением λ=1/τ, где τ– продолжительность жизни р/нуклида. Для характеристики устойчивости ядер относительно распада пользуются понятием периода полураспада Т_1/2. Он равен времени, в течение которого исходное количество ядер данного в-ва распадается наполовину, т.е. N = 1/2No. Связь между Т_1/2 и λ :

T_1/2 = ln2 /λ =0,693 / λ

Число распадов ядер данного в-ва в единицу времени характеризует активность в-ва. Активность определяется величиной A=Ao*e^-λt, где Aо – р/активность в-ва в начальный момент времени. A – активность через время t.

Активность в-ва с теч. времени уменьшается по закону р/активного распада, но в любой момент времени ее уровень существенно зависит от начальной активности. Начальная активность в свою очередь определяется начальным содержанием р/нуклидов Nо и периодом полураспада Т_1/2. При большом значении периода полураспада Т_1/2 спад активности в-ва происходит медленно, а при малом значении Т_1/2 – наоборот, быстро. Вместе с тем при одном и том же значении N₀ начальная активность при малом значении Т_1/2 выше, чем при большом значении. За ед. измерения активности в системе СИ принят беккерель (Бк). Это активность данного кол-ва в-ва, если в нем за одну секунду происходит распад одного р/нуклида. Эта единица активности мала, поэтому используются кратные ей единицы – килобеккерель (кБк) или мегабеккерель (МБк). Часто используется внесистемная единица активности – кюри (Кu). Такой активностью обладает один грамм радия, в котором за одну секунду происходит 3,7⋅10¹⁰ распадов. Взаимосвязь между единицами р/активности: 1Кu = 3,7⋅10¹⁰ Бк;

Если р/нуклиды распределены по объему в-ва (в продуктах питания, питьевой воде и т.д.) или по его поверхности, то пользуются соотв. объемной Аоб и поверхностной As активностью. Тогда Аоб измеряется в Бк/м³ , Бк/л или Ku/л, а As в Бк/м², Кu/м². Характеризуя в целом устойчивость ядер, следует заметить, что она снижается с возрастанием их массового числа. Естественная р/активность легких и средних ядер – редкое явление. Среди тяжелых атомов, начиная с Аm>200, естественная р/активность есть универсальное явление. Они образуют радиоактивные семейства, наз. по наиболее живущему (с наибол. A_1/2) «родоначальнику» семейства.
18. Назначение, устройство и принцип работы газоразрядного счетчика Гейгера–Мюллера.
До наст.вр. в дозиметрии и радиометрии наиб. широкое применение получили счетчики Гейгера-Мюллера. Цилиндрический счетчик Гейгера представляет собой герметично запаянную тонкостенную металлизированную трубку 1 (катод), вдоль оси, которой натянута металлическая нить 2 (анод), толщиной 10-100 мкм.

Электроды счетчика, в завис.от его типа, находятся под напряжением 250-1000 В. Величина рабочего напряжения зависит от конструкции счетчика и состава заполняющей его газовой смеси. ИИ проникает в счетчик через его боковую поверхность. При воздействии ИИ в рабочем объеме счетчика образуются заряженные частицы. Электроны, двигаясь в электр. поле к аноду счетчика, площадь кот.значительно меньше площади катода, приобретают кинетич. энергию, достаточную для дополнительной ионизации атомов газовой среды. Выбитые при этом электроны также производят ионизацию. Таким образом, одна частица ИИ, попавшая в объем смеси газового счетчика, вызывает образование лавины свободных электронов. На аноде счетчика собирается большое количество электронов. В результате этого положительный потенциал резко уменьшается и возникает электр. импульс. До напряжения зажигания Uo электр. импульсы в цепи анода не возникают. Счетчик «не чувствует» ИИ. С ростом напряжения процессы нейтрализации становятся менее вероятными, чем ионизация атомов. Это приводит к росту числа частиц, регистрируемых счетчиком в интервале значений напряжения от Uo до U1 . При повыш. напряжения от U1 до U2 число импульсов n, регистрируемых счетчиком в единицу времени, становится практически постоянным. Появление в объеме счетчика ионизирующей частицы приводит к возникновению одного электр. импульса. Промежуток напряжения от U1 до U2, прикладываемых к электродам счетчика, назван областью Гейгера. При напряжении более U2 попадание в счетчик одной частицы вызывает не один, а несколько импульсов тока в цепи анода, т.е. происходит многократная регистрация одной частицы. Достоинство: очень точны.

Недостаток: счетчики, работающие даже в области Гейгера, регистрируют не все поступающие на него частицы, т.е. эффективность регистрации менее 100%. Кроме того, в счетчиках Гейгера большое время восстановления их чувствительности.
19. Характеристика экспозиционной дозы облучения, мощности этой дозы и единицы их измерения.
Для колич.оценки воздействия ИИ на облучаемый объект введено понятие «доза». Выделяют экспоз., поглощ., эквивал. и эффект.эквивалентную дозу облучения. Экспозиц. доза характеризует ионизац. способность рентгеновского и гамма-излучения в воздухе. Она явл. характеристикой радиационного фона в огранич. диапазоне энергии и только для воздуха.

Экспозиц.доза Х – это отношение суммарного заряда dQ всех ионов одного знака, образовавшихся в элементарном объеме воздуха при облучении его ИИ к массе dm воздуха в этом объеме:

X= dQ/dm .

Ед. измер. экспоз. дозы в системе СИ – кулон на килограмм (Кл/кг). Кулон на килограмм равен экспоз. дозе, при которой в воздухе массой 1 кг произведены ионы, несущие электрический заряд 1 Кл каждого знака.

Внесистемная ед. экспоз. дозы – рентген (Р). Один рентген соответствует образованию 2,08⋅10⁹ пар ионов в 1 см³ воздуха притемп. 0 ⁰С и нормальном атм. давл. 760 мм рт. ст. (1013 гПа). Соотношение внесистемной и системной единиц имеет вид: 1Р=2,58⋅10^-4 Кл/кг

20. Характеристика поглощенной дозы облучения, мощности этой дозы и единицы их измерения.
Для колич. оценки воздействия ИИ на облучаемый объект введено понятие «доза». Выделяют экспоз., поглощ., эквивал. и эффект.эквивалентную дозу облучения.

Изменения, происходящие в облучаемом объекте под воздействием различного рода излучений, зависят от величины поглощ. энергии. Поэтому наиболее удобной хар-кой излучения, определ. степень его возд-вия на облуч. объект, является поглощ. энергия излучения.

Она показывает, какое кол-во энергии ИИ поглощено в единице массы любого в-ва. Если в результате воздействия на вещество массой dm поглощается энергия ионизирующего излучения dE, то поглощенная доза Д оценивается выражением:

Д=dE/dm.

За единицу измерения поглощ. дозы в СИ принят грей (Гр). Это такая доза, при которой массе 1 кг любого в-ва передается энергия ИИ 1 Дж, т.е. Д=1Дж/1кг=1 Грей=1Гр.

Внесистемной единицей поглощ. дозы является рад – энергия в 100 эрг, поглощ. в 1 г любого в-ва независимо от вида и энергии излучения. 1 Гр = 100 рад.
21. Характеристика эквивалентной дозы облучения, мощности этой дозы и единицы их измерения.
Эквивалентная доза вводится для оценки радиационной опасности облучения человека от разных видов излучения. Для уяснения особенностей радиационного эффекта в биологической ткани в зависимости от вида ионизирующего излучения при одной и той же поглощенной дозе D учитывается усредненный коэффициент качества излучения K.

Это дает возможность эквивалентную дозу Н оценить выражением:

H=K*D.

K дает количественную оценку биологического действия каждого вида излучения, которая зависит от его ионизирующей способности.

Значения K: 20 (α – излучение); 1 (Рентгеновское и γ-излучение, Электроны, позитроны и β-излучение)

За единицу эквивалентной дозы в системе СИ принят зиверт (Зв).

Зиверт равен такой эквивалентной дозе, при которой произведение поглощенной дозы на усредненный коэффициент качества облучения составляет 1 Дж/кг в биологической ткани стандартного состава. На практике используется внесистемная единица эквивалентной дозы – бэр (биологический эквивалент рада). 1Зв=100бэр.

22. Характеристика эффективной дозы облучения, мощности этой дозы и единицы их измерения.
Эффективная эквивалентная доза (Не) вводится для того, чтобы оценить опасность для всего организма облучения отдельных органов и тканей, которые имеют неодинаковую восприимчивость к ионизирующим излучениям.

Эффективная эквивалентная доза облучения определяется соотношением:



где Hi – среднее значение эквивалентной дозы облучения i-го органа человека;

Wi – взвешивающий коэффициент, равный отношению риска облучения данного органа (ткани) к суммарному риску при облучении всего организма.

Взвешивающие коэффициенты или коэффициенты радиационного риска, позволяют выровнять риск облучения вне зависимости от того, облучается весь организм равномерно или неравномерно.

Wi: 0,25 (половые железы); 0,15 (молочная железа ); 0,12 (Красный костный мозг, Легкие); 0,03 (Щитовидная железа, Поверхности костных тканей), 0,3 (Остальные ткани). Сумма всех взв. коэфф. для всего организма=1.

Коллективная эквивалентная доза (Нs) – это сумма индивидуальных эквивалентных доз у группы людей: Нs=Сумм(Hi*Ni), Ni - число лиц среди данного контингента, получивших эквивалент-ную дозу Hi.

СИ – [чел*Зв], внесистемная единица – [чел*бэр]

мощность дозы P, которая показывает, какую дозу облучения получает среда (в-во) за единицу времени, т.е. скорость изменения дозы, которая оценивается формулой P=dD/dt.

Для поглощенной дозы единицей измерения мощности дозы облучения являются Гр/с и рад/с, для эквивалентной дозы – Зв/с и бэр/с, экспозиционной дозы – Кл/кг*с. Внесистемными единицами экспозиционной мощности дозы служат Р/с, Р/мин и Р/ч.

23. Нормирование ионизирующих излучений.
Проблема защ. насел.от действия радиационного облучения носит глобальный характер. В РБ вопросы гигиенического нормирования разрабатывает Национальная комиссия по радиационной защите. В своей работе комиссия руководствуется Нормами радиационной безопасности (НРБ – 2000).

Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников ионизирующего излучения необходимо руководствоваться следующими принципами:

- нормирования – непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения человека от всех источников излучения.

- обоснования – запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением.

- оптимизации – поддержание на возможно низком и доступном уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения.

Нормами радиационной безопасности установлены следующие категории облучаемых лиц:

а) лица, работающие с источниками излучения или лица, находящиеся по время работы в зоне их воздействия;

б) все население, включая лиц из персонала, вне сферы их производственной деятельности.
Для категорий облучаемых лиц установлены три класса нормативов:

а) основные пределы доз (ПД);

Эффективная доза: <20 мЗв в год (персонал), <1 мЗв в год (население).

б) допустимые уровни монофакторного воздействия (т.е. для одного вида внешнего облучения, одного радионуклида, одного пути поступления радионуклида в организм), являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и др.;

ПГП: Cs-137 4,2*10⁶ Бк в год; Pu-239 2,41 Бк в год

в) контрольные уровни (дозы, активности, плотности потоков и др.). Их значения должны учитывать достигнутый в организации (учреждении) уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.