Методические_указания_БЖД_общий_курс. Федеральное государственное бюджетное общеобразовательное учреждение высшего образования
 Скачать 6.36 Mb.
|
|
радиационно-опасных объектах и при ядерном взрыве) Методические указания для лабораторных и практических работ по дисциплине Безопасность жизнедеятельности для студентов всех специальностей и направлений) 239 Составители к.т.н., доцент Шипулина Ю.В., Баранова М.Б. Рецензент д.т.н., профессор Руденко М.Ф. Методические указания для практических работ по дисциплине Безопасность жизнедеятельности для студентов всех специальностей и направлений) / Ю.В. Шипулина; Астрахан. гос. техн. унт. – Астрахань АГТУ Методические указания утверждены на заседании кафедры Безопасность жизнедеятельности и гидромеханика © Астраханский государственный технический университет 240 Введение С развитием цивилизации человечество все чаще сталкивается с разнообразным воздействием ионизирующих излучений на организм человека и негативными результатами такого воздействия. Широко известны неблагоприятные последствия первых атомных бомбардировок Хиросимы и Нагасаки, испытаний ядерного оружия. Общественности нашей страны известны многочисленные аварии при работе радиохимических предприятий, случавшиеся на территории нашей страны. Особое место в памяти человечества занимает крупнейшая авария на Чернобыльской АЭС. В настоящее время большой проблемой являются поиски эффективных способов утилизации и захоронения радиоактивных отходов. Значительное внимание уделяется и вопросам действия на организм человека источников ионизирующих излучений, несвязанных с ядерной энергетикой и ядерным оружием, как естественного, таки антропогенного происхождения. Традиционная энергетика все менее удовлетворяет энергетические потребности людей. В связи с перспективой исчерпания ископаемых источников углеводородного сырья, особое место начинает занимать атомная энергетика, тем более что перспективы теоретически более безопасной термоядерной энергетики продолжают оставаться туманными уже свыше сорока лета сколько-нибудь эффективных способов использования альтернативных источников энергии нет, и они вряд ли появятся в ближайшем будущем. Развитые страны (в том числе имеющие хорошие экологические традиции, имеющие доступ к ядерным технологиям, постоянно пускают встрой новые АЭС. Так, в США 8-20 % потребности в энергии обеспечивается за счет АЭС, в Японии – до 45-50 %, во Франции эта цифра увеличивается до 70-80 %. Чем более зависима развитая страна от внешних источников углеводородов, тем более активной сторонницей АЭС она является. Для сравнения, доля АЭС в энергетики России только 16 %. В такой перспективе необходимо знание рисков, связанных с воздействием ионизирующих излучений на природную и техногенную среду и умение их предотвратить или свести до минимума. Это предполагает хорошее знание природы ионизирующих излучений, особенностей их биологического действия и мер защиты. 1. Термины, понятия, определения Активность (А) - мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени 241 𝐴 где dN - ожидаемое число спонтанных ядерных превращений изданного энергетического состояния, происходящих за промежуток времени dt. Единицей активности является беккерель (Бк). Использовавшаяся ранее внесистемная единица активности кюри (Ки) составляет 3,7 х 10(10) Бк. Активность удельная (объемная - отношение активности А радионуклида в веществе к массе m (объему V) вещества 𝐴 𝑚 = 𝐴 𝑚 ; 𝐴 v = 𝐴 𝑉 (2) Единица удельной активности - беккерель на килограмм, Бк/кг. Единица объемной активности - беккерель на метр кубический, Бк/м3. Вещество радиоактивное - вещество в любом агрегатном состоянии, содержащее радионуклиды. Дезактивация - удаление или снижение радиоактивного загрязнения с какой-либо поверхности или из какой-либо среды. Доза поглощенная (D) - величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу 𝐷 = 𝑑𝐸 𝑑𝑚 (3) где dE - средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, a dm - масса вещества в этом объеме. Энергия может быть усреднена по любому определенному объему, ив этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной объему, деленной на массу этого объема. В единицах СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж х кг, и имеет специальное название - грей (Гр. Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад равна 0,01 Гр. Грей (Гр) – поглощенная доза излучения, переданная массе облучаемого вещества в 1 кг и измеряемая энергией в 1 Дж любого ионизирующего излучения. Доза в органе или ткани (D T ) - средняя поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела t m t t dm D m D 1 (4) где m - масса органа или ткани, а D - поглощенная доза в элементе T массы 242 dm. Доза эквивалентная (H T,R ) - поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, W R : 𝐻 𝑇,𝑅 = 𝑊 𝑅 ∙ 𝐷 𝑇,𝑅 (5) где D - средняя поглощенная доза в органе или ткани Т, a W_R T,R - взвешивающий коэффициент для излучения R. При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения. (6) Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв). Зиверт – эквивалентная доза любого вида излучения, поглощенная в 1 кг биологической ткани, создающая такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1 Гр фотонного излучения (НРБ-99). Внесистемной единицей эквивалентной дозы является бэр – энергия любого вида излучения, поглощенная в 1 г ткани, при которой наблюдается тот же биологический эффект, что и при поглощенной дозе в 1 рад фотонного излучения. Доза эффективная (Е) - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты (Таблица 1): (7) где Н - эквивалентная доза в органе или ткани Та взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т. Единица эффективной дозы - зиверт (Зв). Таблица 1. Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной дозы (W T ) - множители эквивалентной дозы в органах и тканях, используемые в радиационной защите для учета различной чувствительности разных органов и тканей в возникновении стохастических эффектов радиации ——————————————————————————————— Гонады | 0,20 | |—————————————————————————————————| R R T t H H , T T T H W E 243 Костный мозг (красный) | 0,12 | |—————————————————————————————————| Толстый кишечник | 0,12 | |—————————————————————————————————| Легкие | 0,12 | |—————————————————————————————————| Желудок | 0,12 | |—————————————————————————————————| Мочевой пузырь | 0,05 | |—————————————————————————————————| Грудная железа | 0,05 | |—————————————————————————————————| Печень | 0,05 | |—————————————————————————————————| Пищевод | 0,05 | |—————————————————————————————————| Щитовидная железа | 0,05 | |—————————————————————————————————| Кожа | 0,01 | |—————————————————————————————————| Клетки костных поверхностей | 0,01 | |—————————————————————————————————| Остальное | 0,05* | ————————————————————————————— * При расчетах учитывать, что "Остальное" включает надпочечники, головной мозг, экстраторокальный отдел органов дыхания, тонкий кишечник, почки, мышечную ткань, поджелудочную железу, селезенку, вилочковую железу и матку. В тех исключительных случаях, когда один из перечисленных органов или тканей получает эквивалентную дозу, превышающую самую большую дозу, полученную любым из двенадцати органов или тканей, для которых определены взвешивающие коэффициенты, следует приписать этому органу или ткани взвешивающий коэффициент, равный 0,025, а оставшимся органам или тканям из рубрики "Остальное" приписать суммарный коэффициент, равный 0,025. Доза эквивалентная (Н) или эффективная (Е) ожидаемая при внутреннем облучении - доза за время τ, прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм (8) (9) T t t T T dt t H H 0 0 ) ( ) ( T T T H W E ) ( ) ( 244 где t - момент поступления, а Н) - мощность эквивалентной дозы 0 к моменту времени t в органе или ткани Т. Когда τ не определено, то его следует принять равным 50 годам для взрослых и (70-t 0 ) - для детей. Доза эффективная (эквивалентная) годовая - сумма эффективной эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год. Единица годовой эффективной дозы - зиверт (Зв). Доза предотвращаемая - прогнозируемая доза вследствие радиационной аварии, которая может быть предотвращена защитными мероприятиями. Загрязнение радиоактивное - присутствие радиоактивных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле человека или в другом месте, в количестве, превышающем уровни, установленные НРБ-99. Захоронение отходов радиоактивных - безопасное размещение радиоактивных отходов без намерения последующего их извлечения. Источник ионизирующего излучения - (в рамках данного документа - источник излучения) радиоактивное вещество или устройство, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение, на которые распространяется действие НРБ-99. Источник излучения природный - источник ионизирующего излучения природного происхождения, на который распространяется действие НРБ-99. Источник излучения техногенный - источник ионизирующего излучения специально созданный для его полезного применения или являющийся побочным продуктом этой деятельности. Контроль радиационный - получение информации о радиационной обстановке в организации, в окружающей среде и об уровнях облучения людей включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль. Мощность дозы - доза излучения за единицу времени (секунду, минуту, час. Население - все лица, включая персонал вне работы с источниками ионизирующего излучения. Облучение - воздействие на человека ионизирующего излучения. Облучение аварийное - облучение в результате радиационной аварии. Облучение медицинское - облучение пациентов в результате медицинского обследования или лечения. Облучение потенциальное - облучение, которое может возникнуть в результате радиационной аварии. Облучение природное - облучение, которое обусловлено природными источниками излучения. Облучение профессиональное - облучение персонала в процессе его работы с техногенными источниками ионизирующего излучения. 245 Облучение техногенное - облучение от техногенных источников как в нормальных, таки в аварийных условиях, за исключением медицинского облучения пациентов. Объект радиационный - организация, где осуществляется обращение с техногенными источниками ионизирующего излучения. Отходы радиоактивные - не предназначенные для дальнейшего использования вещества в любом агрегатном состоянии, в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные настоящими Нормами и Правилами. Персонал - лица, работающие с техногенными источниками излучения группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия группа Б. Предел дозы (ПД) - величина годовой эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне. Радиационная авария - 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. Радиационная безопасность населения - состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения. Риск радиационный - вероятность возникновения у человека или его потомства какого-либо вредного эффекта в результате облучения. Уровень вмешательства - уровень радиационного фактора, при превышении которого следует проводить определенные защитные мероприятия. Эффекты излучения детерминированные - клинически выявляемые вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, в отношении которых предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше - тяжесть эффекта зависит от дозы. Эффекты излучения стохастические - вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, не имеющие дозового порога возникновения, вероятность возникновения которых пропорциональна дозе и для которых тяжесть проявления не зависит от дозы. Радиационная обстановка - ситуация, сложившаяся в результате радиационного заражения местности, оказывающая влияние на деятельность объектов экономики, сил ГОЧС и населения. Радиационная обстановка характеризуется масштабом заражения размерами зон - их длина и ширина) и степенью радиационного заражения 246 местности (уровнями радиации, являющимися основными показателями опасности радиационного заражения для людей. Целью оценки радиационного заражения является определение возможного влияния радиационной обстановки на работоспособность рабочих, служащих и личного состава формирования ГОЧС, населения, позволяющие своевременно принять меры защиты людей в условиях радиационной защиты местности. Оценка радиационной обстановки включает определение масштабов и степени радиационного заражения местности анализ их влияния на деятельность объекта экономики, сил ГОЧС и населения выбор наиболее целесообразных вариантов действий, при которых исключается радиационное поражение людей. Радиационная обстановка, которая выявлена и оценена методом прогнозирования, называется предполагаемой или прогнозируемой обстановкой. Обстановка, выявляемая поданным разведки, называется фактической радиационной обстановкой. Радиационная авария - это нарушение предела допустимой эксплуатации, при котором произошел выход радиактивного вещества и ионизирующего излучения заграницы, предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации, в количествах, превышающих установленные для эксплуатации значения. Виды ионизирующих излучений Когда говорят об ионизирующих излучениях, тов первую очередь имеют ввиду, излучения. излучение – поток положительно заряженных частиц (ядер атомов гелия, движущихся со скоростью около 20000 км/с. В настоящее время известно около 40 естественных и более 200 искусственных активных ядер, распад характерен для тяжелых элементов (урана, тория, полония, плутония. Пробег частиц радиоактивных элементов в воздухе не превышает см, а в мягких тканях человека он измеряется микронами. Проходя через слой вещества, частицы испытывают упругое рассеяние на электронах и ядрах атомов и неупругие столкновения с орбитальными электронами. Бета-излучение состоит из бета-частиц (электронов или позитронов, которые испускаются при распаде радиоактивных изотопов. Бета-частицы создают на своем пути в воздухе в несколько сот раз меньше ионов, чем α- частицы. частицы, испускаемые атомными ядрами при радиоактивных превращениях, имеют различную энергию, поэтому и пробег их в веществе неодинаков. Ослабление потока частиц веществом происходит постепенно. Слой вещества, равный длине пробега частиц, имеющих максимальную 247 энергию, полностью затормозит все частицы, испускаемые данными радионуклидами. Наиболее высокоэнергетические частицы могут пройти слой алюминия до 5 мм. Ионизирующая способность их меньше, чем α- частицы. Гамма-излучение, испускаемое атомными ядрами при радиоактивных превращениях, обладает энергией от нескольких тысяч до нескольких миллионов электрон-вольт. Распространяется оно, как и рентгеновское излучение, в воздухе со скоростью света. Ионизирующая способность γ- излучения значительно меньше, чем α- и частиц. Излучение – это электромагнитное излучение высокой энергии. Биологическое действие различных ионизирующих излучений зависит от их природы (Таблица 2). Таблица 2. Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы (W R ) - используемые в радиационной защите множители поглощенной дозы, учитывающие относительную эффективность различных видов излучения в индуцировании биологических эффектов ———————————————————————————————— Фотоны любых энергий |1 | |—————————————————————————————————| Электроны и мюоны любых энергий |1 | |—————————————————————————————————| Нейтроны с энергией менее 10 кэВ |5 | |—————————————————————————————————| | от 10 кэВ до 100 кэВ |10 | |—————————————————————————————————| | от 100 кэВ до 2 МэВ |20 | |—————————————————————————————————| | от 2 МэВ до 20 МэВ |10 | |—————————————————————————————————| | более 20 МэВ |5 | |—————————————————————————————————| Протоны с энергией более 2 МэВ, кроме протонов отдачи |5 | |—————————————————————————————————| |Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра |20 | ————————————————————————————————— Примечание Все значения относятся к излучению, падающему на тело, а в случае внутреннего облучения - испускаемому при ядерном превращении. 3. Источники ионизирующих излучений 3.1. Естественные источники ионизирующих излучений 248 Естественными источниками ионизирующих излучений в окружающей среде являются космическая радиация и земная радиация. Магнитное поле Земли создает мощную, ноне абсолютную защиту от галактической космической радиации, состоящей из высокоэнергетичных протонов, ионов гелия, электронов и фотонов. Часть высокоэнергетичных (40 – 100 МэВ) космических лучей прорывается через магнитные поля и постоянно бомбардирует верхние слои атмосферы. Большинство их, сталкиваясь с атомами азота, кислорода, углерода атмосферы, взаимодействует с ядрами этих атомов, рождая множество новых частиц, образующих вторичное космическое излучение. Так как эти частицы тоже обладают энергией в десятки МэВ, то, сталкиваясь с другими ядрами, они порождают новые потоки излучений, образуя каскад вторичных космических лучей. Часть нейтронов захватывается ядрами азота, образуя радиоактивный углерод С. На уровне моря вторичные космические лучи в виде потока нейтронов, электронов и других частиц составляют около 30% от всего облучения биосферы. Все живое на Земле постоянно находится под действием излучений от рассеянных в окружающей среде радионуклидов. Одни из них постоянно образуются в атмосфере и на поверхности Земли в результате ядерных реакций, осуществляемых космическими лучами. Так, захват нейтрона атомом азота ведет к образованию радиоактивного углерода С. За счет ядерных столкновений образуются радионуклиды Н (тритий, Ве 7 (радиоактивный изотоп бериллия, Na 22 и Na 24 (радиоактивные изотопы натрия. Си Н 3 обычно не принимаются во внимание ввиду очень мягкого излучения этих изотопов. Радиоактивные бериллий и натрий дают высокоэнергетичные β- и γ- излучения, то есть участвуют во внешнем облучении живых организмов. Однако их образуется настолько мало, что удельный вклад в общую облученность оказывается ничтожным. Иначе обстоит дело с естественными радионуклидами, такими, как уран, торий и радиоактивный изотоп калия (К, и продуктами их распада. Уран образует целую серию продуктов распада (таблица 3): уран U 234 , радий Ra 226 , радон Rn 222 , радиоактивный изотоп свинца Pb 210 и др. Таблица 3 Свойства урана и некоторых продуктов его распада. Радионуклид Время полураспада Энергия излучений, МэВ α- β- γ- Уран U238 4,51*10 9 года 4,15 – 4,2 - - Уран U234 2,47*10 5 года 4,72 - 0,053 Радий Ra226 1602 года 4,78 - 0,186 Радон Rn222 3,8 дня 5,49 - 0,51 Свинец Pb210 21 год 3,72 0,016 – 0,061 0,047 249 Длительно живущие элементы – уран, радий, свинец – составляют значительную часть земного излучения. Радон всегда присутствует в приземном воздухе, вызывая облучение поверхности тела и легких при вдыхании. Тоже можно сказать и о втором широко распространенном естественном радионуклиде – тории (Th 232 ), имеющем время полураспада 1,41*10 10 года. При распаде радиоактивного тория образуются радий, торий, радон. Наконец, третий, самый распространенный естественный радионуклид– это радиоактивный К, постоянно сопровождающий природный, стабильный калий, имеет время полураспада 1,26*10 9 лети испускающий при распаде β=(1,38 МэВ) и γ=(1,46 МэВ) лучи (Баранов В.И., 1983). Концентрация этих радионуклидов в окружающих нас породах варьирует в широких пределах таблица 4). Таблица 4 Концентрация радионуклидов в земных породах. Тип пород Концентрация, Ки Поглощенная доза на высоте 1 мот поверхности, мкрад/ч К 40 U 238 Th 232 Изверженные породы гранит 27 1,6 2,2 12 диорит 19 0,62 0,88 6,2 базальт 6,5 0,31 0,3 2,3 Осадочные породы известняк 2 0,75 0,19 2 карбонат - 0,72 0,21 1,7 песчаник 10 0,5 0,3 3,2 сланец 19 1,2 1,2 7,9 Степень, глубина и форма воздействия ионизирующих излучений на любой объект зависит, прежде всего, от величины поглощенной энергии излучения. Любой радионуклид распадается со своей вполне определенной скоростью эта скорость распада пропорциональна числу ядер радионуклида. На людей возможно прежде всего воздействие следующих природных источников ионизирующего излучения - внешнее гамма-излучение; - ингаляционное поступление изотопов радона и их короткоживущих дочерних продуктов (Таблица 5); 250 - ингаляционное поступление долгоживущих природных радионуклидов уранового и ториевого семейств с производственной пылью. Внешнее бета-излучение и пероральное поступление радионуклидов создают незначительный вклад в суммарную дозу и могут не учитываться. Таблица 5 Концентрация радона в различных помещениях Тип помещения и условия вентиляции Концентрация радона, Бк/л Хорошо вентилируемые служебные помещения с воздушным кондиционированием 0,00222-0,01295 Квартиры в кирпичных домах с воздушным кондиционированием 0,00037-0,00703 Квартиры деревянных домов 0,00111-0,0629 Невентилируемые квартиры Кирпичные дома нижние этажи 0,0555-0,1073 верхние этажи 0,0259-0,037 Каменные дома Дома из шлаковых панелей 0,148-0,296 Подвальные этажи с плохой вентиляцией 0,1332-0,2886 |