221Из зарубежных приборов хорошие характеристики имеют акусти ческие комплекты фирм rft, Брюль и Кьер, svan. Для защиты
 Скачать 0.9 Mb.
|
|
283 Поглощенная в каком-либо веществе доза рентгеновского и g-из- лучения может быть рассчитана по экспозиционной дозе с помощью соотношения Д(Гр) = 8,8Ч10 –3 m/m в ЧД(Р), где m и m в — массовые коэффициенты ослабления (см 2 /г) для иссле- дуемого вещества и воздуха соответственно. Исследования биологических эффектов, вызываемых различны- ми ионизирующими излучениями, показали, что повреждение тка- ней связано не только с количеством поглощенной энергии, но и с ее пространственным распределением, характеризуемым линейной плот- ностью ионизации. Чем выше линейная плотность ионизации, или, иначе, линейная передача энергии частиц в среде на единицу длины пути (ЛПЭ), тем больше степень биологического повреждения. Чтобы учесть этот эффект, введено понятие эквивалентной дозы Д экв , которая определяется равенством Д экв = Д п ЧQ, где Д п — поглощенная доза; Q — безразмерный коэффициент качества, характеризующий зависимость биологических неблагоприятных последствий облучения человека в малых дозах от полной ЛПЭ облучения (рис. 7.13). Эквивалентная доза представляет собой меру биологического дей- ствия на данного конкретного человека, то есть она является индиви- дуальным критерием опасности, обусловленным ионизирующим из- лучением. Приведем значения взвешивающих коэффициентов Q для неко- торых видов излучения при расчете эквивалентной дозы: Фотоны любых энергий — Q = 1; Электроны и мюоны с энергией менее 10 кэВ — Q = 1; Рис. 7.13 Дозиметрические величины и единицы 63 / 70 284 Безопасность жизнедеятельности Нейтроны: с энергией менее 10 кэВ — Q = 5; от 10 кэВ до 100 кэВ — Q = 10; от 100 кэВ до 2 МэВ — Q = 20; от 2 МэВ до 20 МэВ — Q = 10; более 20 МэВ — Q = 5; Протоны, кроме протонов отдачи, с энергией более 2 МэВ — Q = 5; Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра — Q = 20. За единицу измерения эквивалентной дозы принят зиверт (Зв) в честь шведского радиолога Рольфа Зиверта, 1 Зв = 1 Гр/Q = 1 Дж/кг. Зиверт равен эквивалентной дозе излучения, при которой поглощен- ная доза равна 1 Гр при коэффициенте качества, равном единице. Применяется также специальная единица эквивалентной дозы — бэр (биологический эквивалент рада), 1 бэр = 0,01 Зв. Бэром называется та- кое количество энергии, поглощенное 1 г биологической ткани, при ко- тором наблюдается тот же биологический эффект, что и при поглощен- ной дозе излучения 1 рад рентгеновского и g-излучений, имеющих Q = 1. Коэффициент качества, определенным образом связанный с ЛПЭ, используется для сравнения биологического действия различных ви- дов излучений только при решении задач радиационной защиты при эквивалентных дозах Д экв < 0,25 Зв (25 бэр). Поглощенная, экспозиционная и эквивалентная дозы, отнесенные к единице времени, носят название мощности соответствующих доз. Самопроизвольный (спонтанный) распад радиоактивных ядер сле- дует закону N = N 0 exp(–lt), где N 0 — число ядер в данном объеме ве- щества в момент времени t = 0; N — число ядер в том же объеме к мо- менту времени t; l — постоянная распада. Постоянная l имеет смысл вероятности распада ядра за 1 с; она равна доле ядер, распадающихся за 1 с. Постоянная распада не зави- сит от общего числа ядер и имеет вполне определенное значение для каждого радиоактивного нуклида. Приведенное выше уравнение показывает, что с течением време- ни число ядер радиоактивного вещества уменьшается по экспоненци- альному закону. В связи с тем, что период полураспада значительного числа радио- активных изотопов измеряется часами и сутками (так называемые короткоживущие изотопы), его необходимо знать для оценки радиа- ционной опасности во времени в случае аварийного выброса в окру- жающую среду радиоактивного вещества, выбора метода дезактива- ции, а также при переработке радиоактивных отходов и последующем их захоронении. (Период полураспада нуклидов приведен в НРБ-99.) 64 / 70 Раздел 2. Человек в мире опасностей 285 Следует учитывать, что чувствительность разных органов тела не- одинакова. Например, при одинаковой эквивалентной дозе облуче- ния возникновение рака легких более вероятно, чем щитовидной же- лезы. Поэтому дозы облучения органов и тканей следует учитывать с разными взвешивающими коэффициентами. В таблице 7.14 приведены коэффициенты радиационного риска, ре- комендованные международной комиссией по радиационной защите. Умножив эквивалентные дозы на соответствующие коэффициен- ты и просуммировав по всем органам и тканям, получим эффектив- ную эквивалентную дозу, отражающую суммарный эффект облуче- ния для организма. Эта доза также измеряется в зивертах. Описанные три дозы относятся к отдельному человеку, то есть яв- ляются индивидуальными. Просуммировав индивидуальные эффективные эквивалентные дозы, полученные группой людей, мы придем к коллективной эффективной эквивалентной дозе, которая измеряется в человеко-зивертах (чел-Зв). Многие радионуклиды распадаются очень медленно и останутся в отдаленном будущем. Коллективную эффективную эквивалентную дозу, которую полу- чат поколения людей от какого-либо радиоактивного источника за все время его существования, называют ожидаемой (полной) коллектив- ной эффективной эквивалентной дозой. Активность препарата — это мера количества радиоактивного вещества. Определяется активность числом распадающихся атомов в единицу времени, то есть скоростью распада ядер радионуклида. Единицей измерения активности является одно ядерное превра- щение в секунду. В системе единиц СИ она получила название бекке- рель (Бк). 123456 2789 7 123456378964 664 74 6 7 3 6 744 4 63 2 7 6 64 7 6 64 1234567 89 87 1 534 747 8987 236727 4367 89 7 3 7 8987 !"257 8987 #267 $ 3 7% 4 97 2" 534 973 &25 !4 7 4 72'252 327 $ 7 89 7 ( 2" 534 747 8987 ) 7 89 7 247 898 7 * 527 89 7 7236&7 %2" &327 898 7 +2 "27% 6 7 8987 ,4 327 8987 65 / 70 286 Безопасность жизнедеятельности За внесистемную единицу активности принят кюри (Ки) — актив- ность такого количества радионуклида, в котором происходит 3,7Ч10 10 актов распада в секунду. На практике широко пользуются производ- ными единицами: милликюри и микрокюри. Под удельной активно- стью понимают активность, отнесенную к единице массы или объема, например Ки/г, Ки/л и т. д. Единицы измерения сведены в таблице 7.15. 123456 2789 7 12345367894 7 72 7857 368 879 3 68 773 8 7 38 87782 548 9 8 3 8 8 372 8 2 7 38 79 3 8 44 3473 78 79 879 3 8 1234567839 47 234567834 23 4 3 8277839 6 5 64 8 4762 475 2 22 9 !4 2"4 # 2 $ # 8%8 $ $ &'(1#) *## !4+ # !4 $ ,'(1#) #) 2 -2874.4766 7 4764.44 57 23 4 3 73 6.4 96" 57 7/67839 7 00 2 7 1 64" 3 5 835 ! %22 2 76 6 24 7 2 3 632 6 # ! %22 $ ,'441#) , 3+ # 3 $ &'541#) *6 ! %22 $ $ &')41#) 7 47675 5 # 8 , 57+ # 3 $ )'44 5 57 + # 3 $ )'7, 5 3264 872 7 66 7 4.4766727 9:: 23 7 1 64 23 4 3 96 24" 4 1 64' 66" 3 7 667 88 ;6 63 9 6 74 341 82 5 4146 < 2 4 .4766 87 4 7566 7 # < $ # =/%22 $ #)) + $ # $ #)) 92%2 $ $ #) *& < -2545 636 7 47 7241 82727 9:: 23 7 1 64 5 5484 7834 73 54 00 8745 64 72 7 667 7 66727 54 4 1 64 6 87735 3835"4 55 >4 5"4 279::4.4 63 ?5 45 3 9 47 724 1 824 92545 63 # ?5 $ # < $ #)) 9+ # 9 $ # $ #) *& ?5 -:: 23456 92545 636 7 482 5764267 5 64 73 66 78 8354 7 1 64 8 1 37 471583 543 967834 416 72675 @ 745 64 92545 6367 7 5 726 6 8773 5 3835"4 55 >45"4 279::4.4 63 726 3264 ?5 9 # ?5 $ #)) 9 A767839 7 4 64 7 72 7 667' 92545 63 67' 9:: 234567 92545 63 67 463 5 5 64 2 937 463 5 ? 464. 5 64 723 464 398 8 26' 18' 8324' 27B <%1+ ?5%1+ %C 4 3 525B D 2342 74 341 824 4 64 723 32/ >4727 487 975398B # 9:: 23456 27 23456' 7 5 275 4 24 7+ & 83416 236 4 7 96 1834 266 464. 2' 2 237' 24 7' 2' .4' 8634' 4 4' 427 4 3 + , 234567839 96 2%22 ' 7 E 6 2!4% ' 75 67836 2!4%8 & 4 3 66 / 70 Раздел 2. Человек в мире опасностей 287 ИСТОЧНИКИ ИЗЛУЧЕНИЯ Различают естественные и созданные человеком источники излу- чения. Основную часть облучения население Земли получает от естест- венных источников. Естественные (природные) источники космиче- ского и земного происхождения создают естественный радиационный фон (ЕРФ). На территории России естественный фон создает мощность экспозиционной дозы порядка 40…200 мбэр/год. Излучение, обуслов- ленное рассеянными в биосфере искусственными радионуклидами, по- рождает искусственный радиационный фон (ИРФ), который в настоя- щее время в целом по земному шару добавляет к ЕРФ лишь 1…3%. Сочетание ЕРФ и ИРФ образует радиационный фон, который воз- действует на все население земного шара, имея относительно постоян- ный уровень. Космические лучи представляют поток протонов и a-частиц, при- ходящих на Землю из мирового пространства. К естественным источ- никам земного происхождения относится излучение радиоактивных веществ, содержащихся в породах, почве, строительных материалах, воздухе, воде. По отношению к человеку источники облучения могут находиться вне организма и облучать его снаружи. В этом случае говорят о внеш- нем облучении. Радиоактивные вещества могут оказаться в воздухе, которым дышит человек, в пище, в воде и попасть внутрь организма. Это будет внутреннее облучение. Средняя эффективная эквивалентная доза, получаемая человеком от внешнего облучения за год от космических лучей, составляет 0,3 мЗв, от источников земного происхождения — 0,35 мЗв. В среднем пример- но 2 / 3 эффективной эквивалентной дозы облучения, которую человек получает от естественных источников радиации, поступает от радио- активных веществ, попавших в организм с пищей, водой, воздухом. Наиболее весомый из всех естественных источников радиации — это невидимый, не имеющий вкуса и запаха газ радон (в 7,5 раза тяжелее воздуха). Радон и продукты его распада ответственны примерно за 3 / 4 годовой индивидуальной эффективной эквивалентной дозы облучения, получаемой населением от земных источников, и примерно за половину этой дозы от всех источников радиации. В здания радон поступает с при- родным газом (3 кБк/сут), с водой (4 кБк/сут), с наружным воздухом (10 кБк/сут), из стройматериалов и грунта под зданием (60 кБк/сут). За последние десятилетия человек создал более тысячи искусст- венных радионуклидов и научился применять их в различных целях. Значения индивидуальных доз, получаемых людьми от искусствен- ных источников, сильно различаются. 67 / 70 288 Безопасность жизнедеятельности ИЗМЕРЕНИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ Необходимо помнить, что не существует универсальных методов и приборов, применимых для любых условий. Каждый метод и прибор имеют свою область применения. Игнорирование этих замечаний мо- жет привести к грубым ошибкам. В радиационной безопасности используют радиометры, дозимет- ры и спектрометры. Радиометры — это приборы, предназначенные для определения количества радиоактивных веществ (радионуклидов) или потока из- лучения, например газоразрядные счетчики (Гейгера–Мюллера). Дозиметры — это приборы для измерения мощности экспозици- онной или поглощенной дозы. Спектрометры служат для регистрации и анализа энергетического спектра и идентификации на этой основе излучающих радионуклидов. Принцип действия любого прибора, предназначенного для реги- страции проникающих излучений, состоит в измерении эффектов, воз- никающих в процессе взаимодействия излучения с веществом. Наиболее распространенным является ионизационный метод ре- гистрации, основанный на измерении непосредственного эффекта взаимодействия излучения с веществом, то есть степени ионизации среды, через которую прошло излучение. Для измерений применяют ионизационные камеры или счетчики, служащие датчиком, и регистрирующие схемы, содержащие чувстви- тельные элементы. Ионизационная камера (рис. 7.14) представляет собой конденсатор, состоящий из двух электродов 1 и 2, между которыми находится газ. Электрическое поле между электродами создается от внешнего ис- точника 4. При отсутствии радиоактивного источника 5 ионизация в камере не происходит, и стрелка измерительного прибора показывает на нуль. Под действием ионизирую- щего излучения в газе камеры воз- никают положительные и отрица- тельные ионы. Под действием элек- трического поля отрицательные ионы движутся к положительному заряженному электроду, положи- тельные к отрицательно заряжен- ному электроду. В цепи возникает ток, который регистрируется изме- рительным прибором 3. Ионизаци- Рис. 7.14 Ионизационная камера 68 / 70 Раздел 2. Человек в мире опасностей 289 онные камеры обычно работают в режиме тока насыщения, при кото- ром каждый акт ионизации дает составляющую тока. По току насы- щения определяются интенсивность излучения и количество данного радиоактивного вещества. Сцинтилляционный метод регистрации излучений основан на из- мерении интенсивности световых вспышек, возникающих в люминес- цирующих веществах при прохождении через них ионизирующих из- лучений. Для регистрации световых вспышек используют фотоэлек- тронный умножитель (ФЭУ) с регистрирующей электронной схемой. Вещества, испускающие свет под воздействием ионизирующего излу- чения, называются сцинтилляторами (фосфор, флуоры, люминофоры). ФЭУ позволяет преобразовывать слабые вспышки от сцинтилля- тора в достаточно большие электрические импульсы, которые можно зарегистрировать обычной несложной электронной аппаратурой. Сцинтилляционные счетчики можно применять для измерения чис- ла заряженных частиц, гамма-квантов, быстрых и медленных нейтро- нов; для измерения мощности дозы от бета-, гамма- и нейтронного из- лучений; для исследования спектров гамма- и нейтронного излучений. Сцинтилляционный метод имеет ряд преимуществ перед другими методами, прежде всего это высокая эффективность измерения прони- кающих излучений, малое время высвечивания сцинтилляторов, что позволяет производить измерения с короткоживущими изотопами. С помощью фотографического метода были получены первые све- дения об ионизирующих излучениях радиоактивных веществ. При воздействии излучения на фотографическую пленку или пластинку в результате ионизации в фотоэмульсии происходят фотохимические процессы, вследствие которых после проявления выделяется метал- лическое серебро в тех местах, где произошло поглощение излучения. Способность фотоэмульсии регистрировать излучение, преобразован- ное различными фильтрами, позволяет получить подробные сведения о количестве измеряемого излучения. Химически обработанная пленка имеет прозрачные и почерневшие места, которые соответствуют незасвеченным и засвеченным участкам фотоэмульсии. Используя этот эффект для дозиметрии, можно устано- вить связь между степенью почернения пленки и поглощенной дозой. В настоящее время этот метод используется лишь для индивидуального контроля дозы рентгеновского, гамма-, бета- и нейтронного излучений. Описанные выше методы регистрации излучений весьма чувстви- тельны и непригодны для измерения больших доз. Наиболее удобными для этих целей оказались различные химические системы, в которых под воздействием излучения происходят те или иные изменения, 69 / 70 290 Безопасность жизнедеятельности например, окрашивание растворов и твердых тел, осаждение коллои- дов, выделение газов из соединений. Для измерения больших доз при- меняют различные стекла, которые меняют свою окраску под воздей- ствием излучения. Для измерения достаточно больших мощностей дозы применяют калориметрические методы, в основе которых лежит измерение коли- чества тепла, выделенного в поглощающем веществе. Калориметрические методы применяют для градуировки более простых методов определения поглощенных доз, а также для опреде- ления совместного и раздельного гамма- и нейтронного излучений в ядерных реакторах, ускорителях, где мощность поглощенной дозы со- ставляет несколько десятков рад в час. Большое распространение получили вошедшие в практику в по- следнее десятилетие полупроводниковые, а также фото- и термолю- минесцентные детекторы ионизирующих излучений. НОРМИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ Вопросы радиационной безопасности регламентируются Федераль- ным законом «О радиационной безопасности населения», Нормами радиационной безопасности (НРБ-99), Основными санитарными пра- вилами обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99) и дру- гими документами. В статье 1 закона «О радиационной безопасности населения» го- ворится: «Радиационная безопасность населения — состояние защи- щенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения». Из статьи 22: «Граждане Российской Федерации, иностранные гра- ждане и лица без гражданства, проживающие на территории Россий- ской Федерации, имеют право на радиационную безопасность. Это право обеспечивается за счет проведения комплекса мероприятий по предотвращению радиационного воздействия на организм человека ионизирующего излучения выше установленных норм, правил и нор- мативов, выполнения гражданами и организациями, осуществляющи- ми деятельность с использованием источников ионизирующего излу- чения, требований к обеспечению радиационной безопасности». Требования НРБ-99 являются обязательными для всех юридиче- ских лиц. Эти нормы являются основополагающим документом, рег- ламентирующим требования закона РФ «О радиационной безопасно- сти населения», и применяются во всех условиях воздействия на чело- века излучения искусственного или природного происхождения. 70 / 70 |