Измерение фоновых значений ионизирующих излучений

Федеральное агентство
по образованию
Ульяновский государственный технический университет
ИЗМЕРЕНИЕ ФОНОВЫХ ЗНАЧЕНИЙ ИОНИЗИРУЮЩИХ
ИЗЛУЧЕНИЙ НА ТЕРРИТОРИИ И В ПОМЕЩЕНИЯХ УлГТУ И
РАСЧЕТ ЗАЩИТЫ ИЗ РАЗЛИЧНЫХ МАТЕРИАЛОВ
УЛЬЯНОВСК 2005
2
Федеральное агентство по образованию
Ульяновский государственный технический университет
ИЗМЕРЕНИЕ ФОНОВЫХ ЗНАЧЕНИЙ
ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ НА
ТЕРРИТОРИИ И В ПОМЕЩЕНИЯХ
УлГТУ И РАСЧЕТ ЗАЩИТЫ ИЗ РАЗЛИЧНЫХ
МАТЕРИАЛОВ
Лабораторная работа №4
Методические указания
для студентов всех специальностей
Издание второе
Составитель В.А. Цветков
Ульяновск 2005
3
УДК 613.648 (076)
ББК 28. 7я 7
Измерение фоновых значений ионизирующих излучений на территории и
в помещениях УлГТУ и расчет защиты из различных материалов:
Лабораторная работа №4: методические указания для студентов всех специальностей / сост. В. А. Цветков. 2-е изд. – Ульяновск: УлГТУ, 2005. – 39 с.
Указания составлены в соответствии с учебными программами курса
«Безопасность жизнедеятельности» для студентов всех специальностей.
Методические указания содержат основные сведения по ионизирующим излучениям,
их биологическому воздействию, фоновому облучению человека, по нормам радиационной
безопасности и мерам профилактики и защиты населения на радиоактивно загрязненной местности, а также порядок определения фонового значения с помощью прибора РКСБ-104,
оценку обстановки при авариях и катастрофах на потенциально опасных радиационных объектах и расчет защитных экранов от ионизирующих излучений.
Методические указания могут быть использованы для самостоятельной работы студентов при подготовке и проведении лабораторных работ, подготовки к экзамену, в дипломном
проектировании.
Работа подготовлена на кафедре « БЖД и промышленная экология».
УДК 504.1 (076)
ББК 51.26 я7
Рецензент начальник штаба по делам ГО и ЧС
Ленинского района г. Ульяновска
И. Д. Воробчук
 В.А. Цветков, составление, 2002
 В.А. Цветков, составлено, 2005 с изм.
 Оформление. УлГТУ, 2005
4
СОДЕРЖАНИЕ
Лабораторная работа №4
«Измерение фоновых значений на территории и помещениях УлГТУ
и расчет защиты их различных материалов»
Введение
5
1. Цель работы
5
2. Содержание работы
6
3. Общие сведения
6
3.1.Основные понятия
6
3.2.Биологическое действие ионизирующих излучений
10
3.3.Фоновое облучение человека
13
3.3.1. Доза космического излучения
13
3.3.2.Доза от природных источников
14
3. 3.3.3.Доза от искусственных источников в окружающей среде 15
и в быту
3.3.4.Технологически повышенный радиационный фон
16
3.3.5.Дозы облучения от испытаний ядерного оружия
16
3.3.6. Дозы облучения от выбросов предприятий ядерной
17
энергетики
3.3.7. Дозы облучения при медицинских обследованиях и
17
радиотерапии
3.4. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99)
18
3.5. Меры профилактики и защиты населения на радиоактив 18
но загрязненной местности
3.6. Критерии оценки условий труда по ограничению облуче 21
ния населения в условиях радиационной аварии.
4. Экспериментально-расчетная часть
22
4.1. Правила по технике безопасности при выполнении ла22
бораторной работы
4.2. Измерение фоновых значений ионизирующих излуче22
ний с помощью комбинированного прибора измерения Ионизирующих излучений РКСБ-104
4.3. Расчет толщины защитного слоя сооружения от ионизирующих излучений
26
4.4.Содержание отчета по лабораторной работе
27
5. Контрольные вопросы
27
Приложение
28
Справочные данные
33
Сокращенные обозначения
34
Знак радиационной опасности
34
Библиографический список
38
5
ЛАБОРАТОРНАЯ РАБОТА № 4
«Измерение фоновых значений на территории и в помещениях УлГТУ и расчет
защиты из различных материалов»
Введение
Ядерная энергетика является сегодня примером конверсии военнопромышленного комплекса. Запасы ядерного топлива, мощность предприятий,
количество квалифицированных специалистов, заделы строительно-монтажных
работ по площадкам АЭС таковы, что атомная энергетика уже сегодня может
стать основой обеспечения энергией значительного числа регионов России.
АЭС поставляют электроэнергию потребителям России в районах, наиболее
удаленных от источников органического топлива. В основном это промышленно развитые регионы: Центральный (включая Москву) – 25%, Северо-Западный
– 50%,Кольский полуостров – 70%, Центрально-Черноземный район – 80%.
В настоящие время находится в эксплуатации 29 энергоблоков на девяти
АЭС. Установленная мощность составляет 21,242 МВт.
С точки зрения обеспечения уровня ядерной и радиационной безопасности
АЭС, энергоблоки первого поколения, разработанные и построенные до выхода
отечественных нормативных документов по безопасности в атомной энергетике, не полностью соответствуют современным требованиям безопасности и в
целях доведения до приемлемого уровня безопасности требуют модернизации и
реконструкции.
Вышеизложенное позволяет сделать вывод, что возможность аварий и чрезвычайных ситуаций на объектах ядерной промышленности, энергетики возможны, поэтому знания, полученные студентами при изучении теоретических
вопросов данной лабораторной работы, позволяют иметь представление о воздействии ионизирующих излучений и порядке защиты в условиях чрезвычайной ситуации.
1. ЦЕЛЬ РАБОТЫ
1.1. Изучить теоретическую и экспериментальную части лабораторных работы.
1.2. Получить практические навыки по измерению и оценке фоновых значений ионизирующих излучений.
1.3. Произвести расчет защиты из различных материалов от ионизирующих
излучений.
6
2. СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ
2.1. Изучить правила по технике безопасности при выполнении лабораторной
работы.
2.2. Ознакомиться с теоретической частью работы и оформить лабораторную
работу без экспериментальных данных.
2.3. Изучить порядок работы с прибором РКСБ – 104 и измерить фоновое значение ионизирующих излучений в месте, указанном преподавателем.
2.4. Произвести расчет защитного слоя от ионизирующих излучений по варианту указанному преподавателем.
2.5. Изучить теоретическую часть, оформить лабораторную работу и сдать зачет по лабораторной работе.
3. ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ
3.1. ОСНОВНЫЕ ПОНЯТИЯ
Среди вопросов, представляющих научный интерес, немногие приковывают к себе столь постоянное внимание общественности и вызывают так много
споров, как вопрос о действии радиации на человека и окружающую среду.
Вспомним ряд определений.
ИЗОТОП − химический элемент, ядро атома которого содержит одинаковое число протонов, но различное число нейтронов [3].
НУКЛИД − вид атомов с данным числом протонов и нейтронов в ядре,
характеризующийся массовым числом А (атомной массой) и атомным номером
Z [2].
Процесс самопроизвольного распада нестабильного нуклида называется
радиоактивным распадом (радиоактивность), а сам такой нуклид – радионуклидом.
Радиоактивность – это процесс самопроизвольного выделения энергии с
постоянной скоростью, присущей данному виду ядер (радионуклидов) [5].
Радиоактивность – самопроизвольное превращение неустойчивого нуклида в другой нуклид; сопровождающееся испусканием ионизирующего излучения [2].
Радионуклид – нуклид, обладающий радиоактивностью [2].
Активность А радиоактивного вещества – число спонтанных (произвольных) ядерных превращений dN в этом веществе за малый промежуток времени
dt, деленное на этот промежуток [1].
А=dN/dt.
Единица измерения А в единицах СИ – беккерель, Бк.
Внесистемная – Кюри, Ки.
Один беккерель равен одному распаду в секунду (см. приложение, табл. П 2).
7
Ионизация − это акт разделения электрически нейтрального атома на две
противоположно заряженные частицы: отрицательный электрон и положительный ион [5].
Ионизирующее излучение - излучение, энергия которого достаточна для
ионизации облучаемой среды.
Облучение − процесс взаимодействия излучения со средой [5].
Ионизирующее излучение - любое излучение, взаимодействие которого
со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков [1].
В результате радиоактивности и ионизации возникают три вида излучения: альфа-излучение, бета-излучение, гамма-излучение, а также имеет место
несколько отличное от выше названных специфическое рентгеновское излучение.
Чем же они отличаются друг от друга и насколько опасны для человека?
Альфа частицы (α-частицы), образующиеся при α-распаде, представляют собой
поток ядер гелия (Не).
Вследствие большой ионизирующей способности пробег α- частиц очень
мал. В воздухе он составляет не более 10 см и до 0.1мм в биоткани (живой
клетке). Они полностью поглощаются листом бумаги ( рис. 1).
Рис. 1 Проникающая способность излучений
Поэтому с точки зрения внешнего облучения α-частицы не представляют
опасности для человека, за исключением случаев непосредственного контактного воздействия их на кожные покровы тела и слизистую оболочку глаз. Однако при попадании их внутрь организма с воздухом, пищей и водой они могут оказать существенное поражающее действие на слизистую оболочку желудка и другие органы.
Бета-частицы (β-частицы) – высокоэнергетические электроны, обладают
в сотни раз меньшей ионизирующей способностью, чем α-частица. Вследствие
8
этого они распространяются в воздухе до 10 - 20 м, в биоткани − на глубину 5
− 7 мм, в дереве − до 2.5 мм, алюминии − до 1 мм. Скорость их распространения различна и зависит от величины энергии β-частиц.
Одежда человека почти наполовину ослабляет действие β-излучения. Оно
практически полностью поглощается оконными или автомобильными стеклами, бортом автомашины и любым металлическим экраном толщиной в несколько миллиметров. Но при контакте с кожными покровами и попадании
внутрь организма они также опасны, как и α-излучение.
Обладая относительно небольшой ионизирующей способностью (в тысячи раз меньшей α-излучения), гамма-излучение (γ− квант электромагнитной
энергии) распространяется в воздухе на расстояние в несколько сот метров.
Оно свободно проникает сквозь одежду, тело человека и через значительные
толщи материалов. Поэтому гамма − излучение называют проникающим [5].
Для оценки проникающей способности гамма − излучения введено понятие «слой половинного ослабления», т. е. слой материала, ослабляющий излучение в два раза. Так для свинца он ориентировочно составляет 2 , бетона − 10,
грунта − 14, воды − 23, полиэтилена − 24, древесины − 33 см. Гамма−излучение представляет основную опасность для человека, как источник
внешнего облучения.
Для оценки воздействия ионизирующих излучений используется понятие
«доза» [3].
Различают экспозиционную, поглощенную и эквивалентную дозы излучения. Экспозиционная доза − это доза излучения в воздухе. Она характеризует потенциальную опасность воздействия излучения при общем и равномерном
облучении тела человека
(рис. 2).
Экспозиционная доза Дэкс − полный заряд d Q ионов одного знака,
возникающий в воздухе при полном торможении всех электронов, которые были образованы фотонами в малом объеме воздуха, деленный на массу воздуха
в этом объеме [1,17].
9
Рис. 2. Связь поля, дозы, радиобиологического эффекта
и единиц их измерений Дэкс = d ⋅Q/ d ⋅ m
(1 )
Единица экспозиционной дозы в СИ − кулон, деленный на килограмм
(Кл / кг).
Внесистемной единицей экспозиционной дозы, широко применяемой в
медицине и работах по радиационной защите, является рентген (Р).
Внесистемной единицей мощности экспозиционной дозы (уровня радиации) является рентген в час (Р / ч), производные единицы : миллирентген в час
(мР / ч) − 10 -3 Р/ч, микрорентген в час (мк / Р/ч) − 10 -6 Р/ч. Эти единицы широко используются при измерениях в дозиметрических приборах.
Величину мощности экспозиционной дозы Рэкс можно рассчитать по
формуле [18]. :
Рэкс =
А ⋅ Кγ ⋅ t
R2
,
(2)
где А − активность источника, мКи;
Кγ гамма − постоянная изотопа, Р· см2/ (ч·мКи)
(приложение, таблица 9);
t- время обучения, ч;
R − расстояние от источника до рабочего места, см.
Поглощенная доза более точно характеризует воздействие ионизирующих излучений на биологические ткани. Поглощенная доза излучения Д − отношение средней энергии dW, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе вещества - в этом объеме:
Д = dW / dm
(3)
10
Для характеристики поглощенной дозы в Международной системе единиц (СИ) используется единица грей (Гр). Внесистемной единицей поглощенной дозы излучения является рад. Достоинство рада как дозиметрической единицы в том, что его можно использовать для измерения дозы любого вида излучений в любой среде.
Однако биологическое действие излучений зависит не только от поглощенной дозы, но и от того, на какую глубину это излучение может проникать в
биологические ткани, от величины линейной потери энергии. Поэтому для
оценки биологического действия ионизирующего излучения используется эквивалентная доза.
Эквивалентная доза ионизирующего излучения − произведение поглощенной дозы Д излучения в биологической ткани на коэффициент качества k
(см. табл. П 1 в прил. ) этого излучения в данном элементе биологической ткани [17]:
Д экв = Д ⋅ k .
(4)
Коэффициент качества излучения − безразмерный коэффициент k, на который должна быть умножена поглощенная доза рассматриваемого излучения
для получения эквивалентной дозы этого излучения [2].
Для смешанного излучения
Д экв =
Σ
Д iki ,
i
(5)
где индексы i относятся к компонентам излучения разного качества (α, β,
γ и др.).
В качестве единицы эквивалентной дозы в единицах СИ используется
единица зиверт (Зв). Внесистемной единицей эквивалентной дозы является бэр
(биологический эквивалент рентгена).
1 Зв = 100 бэр.
Для β и γ − излучений 1 бэр = 1 рад = 1 Р.
Для α излучений 1 бэр = 20 рад.
Для общей оценки биологического действия ионизирующих излучений
при неравномерном облучении различных участков тела или органов человека
введено понятие «эффективная эквивалентная доза» (Дээд.). Величина этой дозы равна поглощенной дозе излучения данного участка тела (органа), умноженной на соответствующий коэффициент перерасчета: для половых желез −
0.25, красного костного мозга и легких - 0.12, щитовидной железы − 0.3 и т. д.,
все тело − 1.0. Например, доза излучения щитовидной железы в 200 бэр соответствует Дээд = 200 ⋅ 0.03 = 6 бэр, т.е. в данном случае облучение щитовидной
железы дозой 200 бэр эквивалентно биологическому действию на организм в
целом дозы 6 бэр.
11
3.2. БИОЛОГИЧЕСКОЕ ДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ
ИЗЛУЧЕНИЙ
Ионизирующие излучения (радиация) при воздействии на организм человека может вызвать два вида эффектов, которые клинической медициной относятся к болезням: детерминированные эффекты (лучевая болезнь, лучевой
дерматит, лучевая катаракта, лучевое бесплодие, аномалия в развитии плода и
др.) и стохастические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы, наследственные болезни)[1].
Вредное действие ионизирующих излучений на начальном этапе взаимодействия с биотканью обусловлено их способностью ионизировать и возбуждать атомы и молекулы, входящие в состав живой клетки, и в первую очередь
молекул воды, находящийся в организме в количестве до 70 процентов и более.
В результате этих процессов в организме образуются перекись водорода,
продукты разложения воды радикалы ОН и водород Н, которые даже в микроскопических количествах вредно действуют на живую ткань, вызывая своеобразное химическое отравление организма.
В дальнейшем поражающее действие проявляется в нарушении обмена
веществ с изменением соответствующих функций органов.
Ионизирующее излучение по самой своей природе вредны для жизни.
Малые дозы облучения могут «запустить» не до конца еще установленную
цепь событий, приводящую к раку или к генетическим повреждениям. При
больших дозах радиация может разрушать клетки, повреждать ткани органов и
являться причиной скорой гибели организма.
Повреждения, вызываемые большими дозами облучения, обыкновенно
проявляются в течение нескольких часов или дней. Раковые заболевания, однако, проявляются спустя много лет после облучения, как правило, не ранее чем
через одно-два десятилетия. Врожденные пороки развития и другие наследственные болезни, вызываемые повреждением генетического аппарата, по определению проявляются лишь в следующем или последующих поколениях: это
дети, внуки и более отдаленные потомки индивидуума, подвергшегося облучению [3].
Установлено, что однократное облучение (т.е. полученное одновременно
или дробно в течение 4 суток, когда организм еще не в состоянии проявить
свои защитные свойства) в дозе 0.25 Гр, − не приводит к заметному изменению
в организме. При дозе 0.25 − 0.5 Гр наблюдаются изменения в крови и другие
незначительные нарушения. Дозы 0.5 − 1 Гр вызывают более значительные
изменения в крови и другие нарушения [7].
В качестве пороговой однократной дозы общего облучения всего тела
человека, выше которой возникает острая лучевая болезнь той или иной степени, принята доза , равная одному Гр. Что же собой представляет острая форма
лучевой болезни?
12
В процессе лучевой болезни выделяют 4 периода: первичной лучевой реакции, скрытный (латентный), разгара и восстановления (выздоровления).
В зависимости от полученной дозы различают 4 степени лучевой болезни.
Лучевая болезнь 1-й степени (легкая степень поражения) возникает при
однократной дозе облучения 1− 2 Гр. Период первичной реакции начинается
уже через 2− 3 часа и длится до одних суток. Он сопровождается общей слабостью, повышенной утомляемостью, тошнотой, у некоторых однократной рвотой. Эти признаки выражены слабо и обычно исчезают через сутки. Скрытый
период длится 3− 5 недель. Период разгара- 10− 15 суток. Выздоровление через
1− 2 месяца [6,7].
Лучевая болезнь 2-й степени (средней тяжести) возникает при дозе облучения 2− 4 Гр. Период первичной реакции начинается через 1− 2 часа и длится
до двух суток. Он сопровождается сильной головной болью, значительным повышением температуры, тошнотой и рвотой, расстройством функций желудочно-кишечного тракта, появлением кровотечений из внутренних органов. Скрытый период длится 10− 15 суток. Выздоровление через 2− 3 месяца. Смертельный исход 20%.
Лучевая болезнь 3-й степени (тяжелая степень поражения) возникает при
дозах облучения 4− 6 Гр. Период первичной реакции начинается через 10− 60
минут и длится до 3− 4 суток. Он сопровождается многократной, иногда неукротимой рвотой в течении 5-8 часов, резкой слабостью, головной болью, головокружением, шаткой походкой, жаждой . Скрытый период длится 5− 10 суток.
Период разгара − до 3− 4 недель. Выздоровление возможно в условиях проведения своевременного и эффективного лечения через 3− 6 месяцев. Смертность
до 70%.
Лучевая болезнь 4-й степени (крайне тяжелая степень поражения) развивается при дозах облучения свыше 6 Гр. Период первичной реакции начинается через 10− 15 минут и длится 3− 4 суток. Характеризуется неукротимой рвотой, тяжелым состоянием . Скрытый период отсутствует. Период разгара − как
и при тяжелой стадии. Выздоровление маловероятно. Смерть в течение двух
недель.
Лучевое поражение кожи, как и лучевая болезнь, протекает в четыре стадии: ранняя лучевая реакция, скрытый период, период разгара и период заживления.
В зависимости от полученной дозы поражения кожи могут быть: легкой
степени − при местном облучении в дозах 8 − 10 Гр, средней − 10 − 20 Гр и
тяжелой − 30 Гр и более. Продолжительность скрытого периода при легкой и
тяжелой степени составляет соответственно от 2 до 1 недели. Полное восстановление кожи длится от 2 до 6 месяцев и сопровождается шелушением, пигментацией кожи, а при тяжелой степени − образованием эрозии и язв.
А какова опасность внутреннего облучения людей радионуклидами, попавшими внутрь организма?
13
Она, как установлено, зависит от многих факторов: физико-химических
свойств радионуклидов, путей и продолжительности их поступления в организм, скорости выделения и другого.
Основными путями поступления радионуклидов внутрь организма человека являются ингаляционный (через органы дыхания) и так называемый пероральный (через желудочно-кишечный тракт).
При поступлении радионуклидов в легкие с вдыхаемым воздухом важное
значение имеет степень дисперсности твердых частиц, склонность радионуклидов к гидролизу (реакции обменного разложения между радионуклидами и
водой), период полураспада радионуклидов и другое.
Так, крупные частицы (более 5 микрон) почти все задерживаются в верхних дыхательных путях и не попадают в кровь. Более мелкие частицы (менее 1
микрона) частично выдыхаются обратно, часть их задерживается в верхних
дыхательных путях и около 25 процентов всасываются в кровь.
При хронических поступлениях происходит накопление радионуклидов в
органах дыхания. Поэтому в некоторых случаях критическим органом по облучению могут быть легкие.
Попадая в организм через желудочно-кишечный тракт, некоторые радионуклиды распределяются в нем более или менее равномерно, другие концентрируются преимущественно в отдельных органах.
Следует заметить, что накопление радионуклидов при хроническом поступлении неодинаково и характеризуется кратностью накопления, т. е. отношением максимального накопленного количества радионуклида в организме
или органе к величине ежедневного накопления.
Кратность накопления зависит от всасывания радионуклида, скорости
его выделения вследствие обменных процессов и периода полураспада радионуклида.
Например, йод-131 накапливается в щитовидной железе с кратностью
164; цезий− 137 − в мышечной ткани с кратностью 2,6, в легких − 0,2; стронций-90 − в скелете с кратностью 91.
Скорость выведения радионуклида из организма зависит от его биологического периода полувыведения Т 6 (времени, в течение которого выводится
половина попавшего в организм вещества) и период полураспада Т, которые
вместе определяют эффективный биологический период полувыведения Тэф.
При этом, если Т ≥ Т6, то Тэф =Т6. И наоборот, если Т ≤ Т6, то Тэф = Т.
Труднее всего удаляются из организма радионуклиды, химически связанные с костной тканью; легче − накапливаемые в мягких тканях.
14
3.3. ФОНОВОЕ ОБЛУЧЕНИЕ ЧЕЛОВЕКА
Фоновое облучение человека создается естественными источниками радиации (космического и земного происхождения) и источниками, использующимися в медицине, в атомной энергетике, и радиоактивными осадками. Облучение от естественных источников превосходит облучение от многих других
источников и является важным фактором мутагенеза, существенного для эволюции живых организмов в биосфере (см. рис. 3, и табл. П 3 приложения).
3.3.1. Доза космического излучения
Космическое излучение подразделяют на галактическое излучение и солнечное, которое связано с солнечными вспышками.
Первичные космические частицы составляют в основном протоны, а
также более тяжелые ядра, обладающие чрезвычайно высокой энергией (отдельные частицы до 109 эВ. Взаимодействуя с атмосферой Земли, эти частицы
проникают до высоты 20 км над уровнем моря и образуют вторичное высокоэнергетическое излучение, состоящее из мезонов, нейтронов, протонов, электронов, фотонов и т. п.
Интенсивность космического излучения зависит от солнечной активности, географического расположения объекта и возрастает с высотой на уровнем
моря. Для средних широт на уровне моря доза на открытой местности на мягкие ткани вследствие космического излучения составляет 0,28 мГр/год, нейтронная компонента дает дополнительную дозу 3,5⋅10-6 Гр/год. Если коэффициент качества облучения нейтронами принять равным шести, то эффективная
эквивалентная доза космического излучения составляет примерно 300
мкЗв/год. В связи с недавними рекомендациями МКРЗ коэффициенту качества
нейтронов эффективную эквивалентную дозу нейтронной компоненты следует
увеличивать вдвое (см. табл.П 1 приложения).
15
Рис.3. Вклад различных источников ионизирующих излучений и естественного
радиационного фона в дозу облучения населения [5]
3.3.2. Доза от природных источников
В биосфере Земли содержится более 60 естественных радионуклидов, которые можно разделить на две категории: первичные и космогенные. Первичные подразделены на две группы: радионуклиды урано-радиевого и ториевого
рядов и радионуклиды, находящиеся вне этих радиоактивных рядов.
В первую группу входят 32 радионуклида - продукты распада урана и тория; во вторую − 11 долгоживущих радионуклидов (40К, 87Rb и др.), имеющие
Т1/2 от 107 до 1015 лет.[2].
Внешнее облучение человека от указанных естественных радионуклидов
вне помещений (зданий) обусловлено их присутствием в различных природных
средах (почве, приземном воздухе, гидросфере и биосфере).
16
Из таблицы П 3 (см. приложение) видно, что эффективная эквивалентная
доза внутреннего облучения вдвое больше дозы внешнего облучения. Короткоживущие продукты распада 222Rn (радон) имеют важнейшее значение, поскольку создают около 60% эффективного дозового эквивалента внутреннего
облучения, далее следует 40К (13%), Короткоживущие продукты распада 220Rn
(Tn) − 13% и 210Pb − 210Po (8%). Вклад космического излучения в эффективную дозу внешнего облучения заметно меньше, чем излучение от Земли.
Значительно большую дозу получают люди, проживающие высоко над
уровнем моря или в районах с высокой природной радиоактивностью. Однако
вклады этих районов в годовую глобальную эффективную эквивалентную дозу
пока не оценены.
Из таблицы П 3 видно, что средняя эффективная доза для лиц, проживающих в районах с нормальным природным радиационным фоном, составляет
2 мЗв в год. Для детей в возрасте до 10 лет эта доза немного больше, в основном из-за ингаляции продуктов распада радона, и составляет 3 мЗв/год.
В таблице П 3 приведены также расчетные значения средневзвешенной
дозы облучения населения РФ, в основном проживающего на равнинных территориях [2].
3.3.3. Доза от искусственных источников в окружающей среде и в быту
В результате деятельности человека во внешней среде появились искусственные радионуклиды и источники излучения. В связи с индустриализацией
в природную среду стали поступать в больших количествах естественные радионуклиды, извлекаемые из глубин земли вместе с углем, нефтью, минеральными удобрениями, строительными материалами и др.
Для оценки изменения естественного радиационного фона под влиянием
хозяйственной деятельности человека используют термин «технологически повышенный естественный радиационный фон»[2].
В него не включают поступившие в среду искусственные радиоактивные
вещества от испытаний ядерного оружия, от работы предприятий ядерноэнергетического топливного цикла. Однако к нему относятся такие источники,
как геотермические электростанции, создающие в среднем выброс около 400
ТБк 222Rh на 1 ГВт/год выработанной электроэнергии; фосфорные удобрения,
содержащие, например, 226Pa и 238U, до 70 Бк/кг в кольском апатите и 400 Бк/кг
в фосфорите; дополнительное облучение при полете в самолете; 226Ra, 147Pm и
3
H, используемые для светосоставов постоянного действия; цветные телевизоры, а также электронные и электрические устройства, содержащие радионуклиды или излучающие рентгеновское излучение, радионуклид 210Po, используемый для снятия статического заряда в некоторых производствах; пожарные
дымовые детекторы, содержащие 226Ra, 238Pu или 241Am; керамическая или
стеклянная посуда, содержащие уран и торий и др.
17
3.3.4. Технологически повышенный радиационный фон
Уголь, сжигаемый в электростанциях или жилых домах, содержит естественные радиоактивные 40K, а также 238U и 232Th в равновесии с их продуктами
распада. На современных тепловых электростанциях для производства 1
ГВт/год ≈ 8,7⋅109 кВт/ч электроэнергии сжигается около 3 млн. т. угля.
В угольной золе содержится в среднем такая удельная активность, Б/кг:
256 − 40 K , 200 − 238U, 240 − 226Ra, 930 − 210Rh, 110 -− 238Th, 130 − 228Ra, 1700 −
210
Po, 70 − 232Th [2].
Выброс этих нуклидов в атмосферу зависит от зольности угля и эффективности очистных фильтров электростанций. Если принять зольность угля
равной 10%, а коэффициент очистки образующейся золы 0,975, то в год такая
электростанция может выбрасывать в атмосферу по расчету, ГБк: 4,0 − 40K, 1,5
− 238U и 226Ra, 5,0 − 210Pb и 210Po и 1,5 − 232Th с продуктами его распада. Отечественные электростанции, работающие на угле с большой зольностью, дают
более высокое значение выбросов естественных радионуклидов в атмосферу.
Определенное облучение человека возникает в быту и при полетах в самолете (см. табл. П 4 в прил.)
3.3.5. Дозы облучения от испытаний ядерного оружия
Источником искусственной радиоактивности во внешней среде в заметном количестве являются радиоактивные выпадения от испытаний ядерных
взрывов в атмосфере.
После атмосферного взрыва около 50% образовавшихся активных продуктов выпадает в районе испытаний (в радиусе около 100 км) на земную и
водную поверхность. Остальная часть уходит в тропосферу или стратосферу. В
тропосферу попадают мелкие аэрозольные частицы и находятся в ней 30 сут., в
течение которых выпадают на землю. Поэтому с точки зрения дозы облучения
в результате выпадения из тропосферы наибольшее значение имеют радионуклиды с периодом полураспада от нескольких суток до двух месяцев, такие, как
131 140
I, Ba и 89Sr.
В стратосферу уходит большая часть радионуклиов, которые глобально
перемешиваются в стратосфере и затем долгое время выпадают в различном
количестве на различные участки поверхности всего земного шара. Поэтому
глобальные выпадения из стратосферы в убывающем порядке значимости определяются долгоживущими продуктами деления: 14С , 137Cs , 95 Ir , 90 Sr , 106 Ru ,
144
Ce , 3 H и 239 Ru и 240 Ru , 241 Am , причем три последних нуклида вносят 0,1% общей дозы.
18
Облучение людей радиоактивными продуктами, образовавшимися после
испытаний ядерного оружия, складывается из внутреннего облучения (ингаляция радионуклидов с приземным воздухом и поступления их с пищей и водой)
и внешнего облучения (излучения радионуклидов, содержащихся в приземном
воздухе и на поверхности земли).
3.3.6. Дозы облучения от выбросов предприятий ядерной энергетики
В конце 1989 г. в 26 странах эксплуатировалось в общей сложности 416
энергетических реакторов общей мощностью 274 МВт. 100 реакторов строится.
По прогнозу НКДАР (см. сокращение обозначений), в мире будет действовать АЭС общей энергетической мощностью 500 ГВт, хотя этот прогноз до
некоторой степени носит умозрительный характер [2].
Работа АЭС требует добычи урановой руды, ее переработки в обогащенное ядерное топливо 235U , производства твэлов, переработки обогащенного топлива для последующего использования извлеченного делящегося материала,
переработки и захоронения образующихся радиоактивных отходов. Доза облучения от выбросов предприятий ядерной энергетики составляет 0,15% фонового облучения.
3.3.7. ДОЗЫ ОБЛУЧЕНИЯ ПРИ МЕДЕЦИНСКИХ
ОБСЛЕДОВАНИЯХ И РАДИОТЕРАПИИ
Использование ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в медицине для диагностики и радиотерапии является основным источником искусственного облучения человека, превышающим воздействие всех других искусственных источников. Эти дозы создаются при рентгеновской диагностике
состояния отдельных органов человека: печени, легких, почек, щитовидной
железыm и др.) с помощью радиоактивных фармацевтических препаратов (32P,
57
Cr, 99 Tc, 133Xe, 131I, 198Au, 203Hg и др.), вводимых внутрь организма; радиационной терапии с использованием радиоактивных источников: 60Co (75,6% всех
терапевтических установок), 137Cs (5,6%), бетатронов (6,9%), линейных ускорителей (10,7%) и указанных выше радиофармпрепаратов.
Доза облучения костного мозга при рентгенографии зубов может составлять от 60 до 130 мкЗв в черепе, от 140 до 8500 мкЗв в нижней челюсти и от 24
до 1160 мкЗв в шейных позвонках [2].
Поглощенная доза в облучаемом с целью терапии органе очень велика и
обычно составляет 20− 60 Гр за несколько сеансов.
Доза облучения при применении радиофармацевтических препаратов, как
и при изотопной диагностике, может изменяться в широких пределах в зависимости от физико-химических и биологических свойств радионуклида, химического состава препарата, способа его введения в организм и т. п.
19
Индивидуальная доза на отдельный критический орган при использовании
радиофармацевтических препаратов измеряется тысячами микрогрей, в отдельных случаях достигая даже единиц грей, а доза излучения на гонады составляет тысячи − десятки тысяч микрогрей на одну процедуру.
3.4. НОРМЫ РАДИОЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (НРБ –99)
НРБ – 99 [I] – предусматривают следующие основные принципы радиационной безопасности:
• не превышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения (принцип нормирования);
• запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением
(принцип обоснования);
• поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения (принцип
оптимизации).
Дозовые пределы, установленные НРБ – 99 не включают дозу, полученную пациентом при медицинских исследованиях и лечении, и дозу, обусловленную естественным фоном излучения.
В зависимости от возможных последствий влияния ионизирующих излучений на организм НРБ – 99 установлены следующие категории облучения.
Категория А – персонал (профессиональные работники) – лица, которые
постоянно или временно непосредственно работают с источниками ионизирующих излучений.
Категория Б – персонал, не связанный с источниками ионизирующих излучениями.
Основные дозовые пределы, приведены в таблице П 5.
Коллективные нагрузки в среднем для населения РФ в 1981− 1985гг., характеризующие удельные коллективные (средние индивидуальные) дозы облучения населения за счет всех основных источников облучения, представлены в
таблице П 6 (см. в приложении).
Данные в табл. П 6 свидетельствуют о решающем вкладе в эффективную
эквивалентную дозу ЕРФ, ТИЕРФ за счет пребывания в зданиях, а также рентгенологических и радиоизотопных диагностических исследований. Излучение,
обусловленное искусственными радионуклидами, рассеянными в биосфере до
аварии на ЧАЭС, имеет гораздо меньший удельный вес.
20
3.5. МЕРЫ ПРОФИЛАКТИКИ И ЗАЩИТЫ НАСЕЛЕНИЯ
НА РАДИОАКТИВНО ЗАГРЯЗНЕННОЙ МЕСТНОСТИ
Основными способами профилактики и защиты людей при нахождении
(проживании) на радиоактивно загрязненной местности являются: своевременное оповещение населения об опасностях радиоактивного загрязнения; укрытие его в защитных сооружениях, жилых и производственных зданиях; использование средств индивидуальной защиты; применение медицинских средств
профилактики; исключение потребления загрязненных продуктов и воды; дезактивация территории, дорог, сооружений, техники, продуктов и воды и т. п.;
соблюдение установленных правил (режимов) поведения людей на загрязненной местности; эвакуация (отселение) при необходимости с загрязненной территории населения и другие.
Рассмотрим кратко эти способы. Своевременное оповещение населения об
опасности радиоактивного загрязнения играет исключительно важную роль для
принятия мер защиты.
Предусматривается оповещение населения в передаче речевой информации по сетям проводного вещания, местным радиовещательным станциям и по
телевидению.
Для привлечения внимания населения перед передачей речевой информации включаются сирены, производственные гудки и другие сигнальные средства, означающие передачу предупредительного сигнала «Внимание всем». По
этому сигналу необходимо немедленно включить громкоговорители, радио- и
телевизионные приемники для прослушивания экстренного сообщения. Прослушав его, население должно действовать в соответствии с указаниями штаба
гражданской обороны быстро, но без суеты и паники.
В Ульяновске и области речевая информация будет передаваться по радиотрансляционной сети, первой программе УКВ и второй программе телевидения.
Укрытие населения в защитных сооружениях (убежищах, противорадиационных укрытиях), а при отсутствии – в жилых и производственных зданиях с
обязательной и немедленной герметизацией окон, дверей, вентиляционных и
других отверстий, предусматривает защиту его от внешнего облучения и попадания радионуклидов внутрь организма с вдыхаемым воздухом и на кожные
покровы.
Эффективность этой защиты зависит от продолжительности пребывания
людей в защитных сооружениях (зданиях) и их защитных свойств.
Средства индивидуальной защиты предназначаются для защиты органов
дыхания и кожи от радиоактивных и других вредных веществ.
21
Для защиты органов дыхания от радиоактивных веществ используются
респираторы различных марок. Наиболее распространенным из них является
респиратор «Лепесток» (имеется в аптеке), хорошо зарекомендовавший себя.
Он обеспечивает защиту от радиоактивной пыли и аэрозолей йода.
При отсутствии респираторов можно использовать изготовленные в домашних условиях противопыльные тканевые маски, ватно-марлевые повязки, а
также повязки из нескольких слоев ткани и т.п.
Для защиты кожи используется специальная защитная одежда, а при ее отсутствии – обычная (пальто, костюмы, спортивные куртки, брюки, плащи и
т.п.) и производственная спецодежда (комбинезоны, куртки с брюками и т.п.).
Средства индивидуальной защиты используются при нахождении на открытой местности в период выпадения радиоактивных веществ (аварийного
выброса), а также в условиях сильного пылеобразования (сильный ветер, поездки на открытых машинах, особенно по грунтовым дорогам; при проведении
сельскохозяйственных работ и т. п.).
Средства индивидуальной защиты можно не использовать при нахождении в жилых и производственных зданиях, в тихую безветренную погоду и после дождя.
Медицинские средства профилактики предусматривают применение специальных химических препаратов; называемых радиозащитными (радиопроекторами), которые снижают в определенной степени радиационные поражения людей. Большинство из них действуют наиболее эффективно, если вводятся в организм до облучения или в крайнем случае в первые часы после него.
Какие же препараты целесообразно использовать в условиях аварийного
выброса радионуклидов? Например, в период йодной «опасности» в чернобыльской ситуации для снижения накопления изотопов радиоактивного йода в
критическом органе − щитовидной железе рекомендовалось принимать ежедневно по одной таблетке йодистого калия ( йодида калия ) 0,2 г в течение 10
дней после облучения (таблетки имеются в аптечке индивидуальной АИ-2).
22
Соответствие фонового облучения с допустимыми и опасными уровнями
облучения человека
450 бэр
Тяжелая степень лучевой болезни (погибает
50% облученных)
100 бэр
Нижний уровень развития легкой степени
лучевой болезни
75 бэр
Кратковременные
незначительные изменения состава крови
30 бэр
Облучение при рентгеноскопии желудка
(местное)
25 бэр
Допустимое аварийное облучение персонала (разовое)
10 бэр
Допустимое аварийное облучение населения (разовое)
5 бэр
Допустимое облучение персонала в нормальных условиях на год
3 бэр
Облучение при рентгенографии зубов
500 мбэр
(60 мкбэр/ч)
Допустимое облучение
населения в нормальных условиях за год
200 мбэр
(22 мкбэр/ч)
Фоновое облучение за год
1 мкбэр
Просмотр одного хоккейного матча по
ТВ
Рис. 4. Сопоставление летальных и допустимых доз облучения
с естественным радиационным фоном [5]
Для ускорения выведения из организма цезия и стронция назначают прием различных адсорбентов ( поглотителей ). Так, для выведения из организма
цезия применяют: ферроцин 1,0 : 100,0
(т. е. на один прием 1 г в 100 мл дистиллированной вод ), бентонит 20,0 : 200,0; для выведения стронция - полисур-
23
тмин 4,0 : 200,0, адсобар или сернокислый барий 25,0 : 200,0, альгинат натрия
или кальция 15,0 : 200,0 ( альгинат натрия особенно рекомендуется в условиях
длительного поступления малых количеств радиоактивного стронция, который
при приеме с молоком в количестве 15 г в день понижает всасывание стронция
в кишечник в 3 − 6 раз ).
После приема адсорбентов рекомендуется обильное промывание желудка водой или рвотные средства. После очищения желудка − повторное введение адсорбентов с солевым слабительным.
В случае, если время упущено и радионуклиды успели по прошествии
нескольких дней отложиться в критических органах, рекомендуется способ
выведения радионуклидов из организма с помощью комплексообразующих
веществ ( солей органических кислот: лимонной, уксусной, молочной ). Так,
для ускорения выведения стронция назначают 10% раствор ЭДТА ( соль уксусной кислоты ) по 20 мл 2 раза в день внутримышечно в течение 4 дней.
Комплексообразователями являются также витамин B1, пентацин в 5%- растворе и другие.
Одновременно с указанными профилактическими мерами при попадании
радионуклидов во внутрь организма проводится общее комплексное лечение,
как при лучевой болезни, развивающейся от внешнего облучения.
3.6. КРИТЕРИИ ОЦЕНКИ УСЛОВИЙ ТРУДА ПО ОГРАНИЧЕНИЮ
ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ В УСЛОВИЯХ РАДИАЦИОННОЙ АВАРИИ
При радиационной аварии или обнаружении радиоактивного загрязнения
ограничения облучения осуществляются защитными мероприятиями, применяемыми, как правило, к окружающей среде и к человеку. Эти мероприятия
могут приводить к нарушению нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территорий, т. е. являются
вмешательством, влекущим за собой не только экономический ущерб, но и неблагоприятное воздействие на здоровье населения, психологическое воздействие на население и неблагоприятное изменение состояния экосистем.
Поэтому при принятии решений о характере вмешательства (защитных
мероприятий) следует руководствоваться следующими принципами:
предлагаемое вмешательство должно принести обществу и, прежде всего, облучаемым лицам больше пользы, чем вреда, т. е. уменьшение ущерба в
результате снижения дозы должно быть достаточным, чтобы оправдать вред и
стоимость вмешательства, включая его социальную стоимость (принцип обоснования вмешательства);
форма, маштаб и длительность вмешательства должны быть оптимизированы таким образом, чтобы чистая польза от снижения дозы, т. е. польза от
снижения радиационного ущерба, связанного с вмешательством, была бы максимальной (принцип оптимизации вмешательства).
Прогнозируемые уровни облучения и критерии для принятия неотложных
решений в различных ситуациях даны нормах радиационной безопасности [1].
24
4. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНО-РАСЧЕТНАЯ ЧАСТЬ
4.1. Правила по технике безопасности при выполнении лабораторной работы
Прежде чем приступить к выполнению лабораторной работы, каждый студент должен ознакомиться с действующей инструкцией по технике безопасности, имеющейся в лаборатории, послушать инструктаж по технике безопасности.
Инструктаж по технике безопасности проводит преподаватель один раз в
семестр в данной лаборатории, после чего каждый студент расписывается в
журнале инструктажа.
Выполняется работа только бригадой, состоящей не менее чем из двух человек.
Приступать к выполнению лабораторной работы можно только после ознакомления с последовательностью проведения измерений и расчетов, порядка
работы с приборами и получения разрешения от преподавателя.
Запрещается вскрывать прибор и производить ненужные переключения.
4.2. ИЗМЕРЕНИЕ ФОНОВЫХ ЗНАЧЕНИЙ ИОНИЗИРУЮЩИХ
ИЗЛУЧЕНИЙ С ПОМОЩЬЮ КОМБИНИРОВАННОГО ПРИБОРА
ИЗМЕРЕНИЯ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ Р К С Б-104
4.2.1. Прибор комбинированный для измерения ионизирующих излучений
РКСБ -104 предназначен для индивидуального использования населением с
целью контроля радиационной обстановки на местности, в жилых и рабочих
помещениях. Он выполняет функции дозиметра и радиометра и обеспечивает
возможности измерения:
- мощности эквивалентной дозы гамма - излучения;
- плотности потока бета − излучения с поверхности;
- удельной активности радионуклида цезий − 137 в веществах, а также звуковой сигнализацию при измерении мощности эквивалентной дозы гамма−излучения, установленного потребителем.
Прибор является бытовым, поэтому результаты измерений, полученных
с его помощью, не могут быть использованы для выдачи официальных заключений о радиационной обстановке.
Диапазон измерений мощности эквивалентной дозы гамма - излучения,
мкЗв/ч ..... 0,1 − 99,99, что соответствует мощности экспозиционной дозы гамма-излучения, мкР/ч ..... 10 − 9999 ( I3в = 100 бэр = 100 Р ).
Диапазон энергии регистрируемых излучений, МЭВ:
бета−излучения . . . . 0,5 - 3
25
гамма−излучения . . . 0,06 - 1,25
Пределы погрешности измерений мощности эквивалентной дозы гаммаизлучения ± 25%.
Рис. 5. Лицевая сторона прибора РКСБ-104
Время измерения мощности эквивалентной дозы
гамма-излучения зависит от положения тумблера 3 ( см. рис. 5).
В верхнем положении не превышает 28 секунд
В нижнем положении не более 280 секунд
Время установления рабочего режима с момента включения не более 10
секунд
Прибор выдает прерывистый звуковой сигнал после окончания цикла
измерения.
Для питания прибора используется батарея «Корунд» ТУ16 - 729.060.81.
На приборе нанесены следующие маркировочные обозначения:
26
1) в верхней части лицевой панели прибора, на корпусе ( I ) − обозначение
типа прибора по государственному реестру «РКСБ − 104»;
2) в нижней части этой панели, слева − обозначения, принятые для измерения величин, и их сокращенные наименования:
Н
мощность эквивалентной дозы
ϕ
Am
плотность потока
удельная активность
Принятые условия и сокращенные наименования величин «мощность эквивалентной дозы гамма-излучения», «плотность потока бета-излучения с поверхности», «удельная активность радионуклида цезия - 137» соответственно.
Обозначения измеряемых величин заключены в разноцветные прямоугольные поля. Этими же маркировочными цветами отмечена вся служебная информация, имеющаяся на лицевой стороне панели прибора и относящаяся к
конкретной измеряемой величине (единицы измерения, пересчетные коэффициенты ), ( H, ϕ, Am );
3) на лицевой стороне панели, табло жидкокристаллического индикатора, в
прямоугольных полях того же цвета, что и обозначения измеряемых величин
H, ϕ, Am, указаны принятые обозначения единиц их измерения ( «мкЗв/ч»,
«I/(с⋅см2)», «Бк/кг» ).
Обозначение единиц измерения помещены под четырмя разрядами индикатора, на которых появляется измерительная информация ( 4-разрядные числа );
4) под 1-м старшим разрядом индикатора нанесен знак
переполнения
индикатора; на табло при этом переполнении появляется символ «÷»;
5) под последним, младшим, разрядом индикатора нанесен знак «
»;
при разряде батареи питания до напряжения 6,0 В на этом разряде индикатора,
появляется символ « V »;
6) в средней и нижней частях лицевой панели прибора нанесены указанные
ниже обозначения тумблеров, являющихся органами управления прибором:
× 0,01
× 0,001
× 0,01
× 0,001
× 200
× 20
у тумблера S3, задающего поддиапазон ( время ) измерения;
«РАБ» и «ДЕЖ» − у тумблера S2 выбора режима работы прибора;
«ВЫКЛ» и «ВКЛ» − у тумблера S1 выключения-включения прибора;
7) на крышке отсека питания ( обратная сторона лицевой части прибор ) указаны: величина напряжения батареи «9 V» и стрелка
« ⇓ », показывающая направление перемещения этой крышки при ее снятии;
8) под крышкой-фильтром ( обратная сторона лицевой части ) нанесены обозначения движков кодового переключателя S4, производится измерение мощности эквивалентной дозы, или плотность потока бета-излучения, или удельной активности радионуклида цезий - 137.
27
Для выполнения данной лабораторной работы движки кодового переключателя S4, поставлены в положение необходимое при определении мощности эквивалентной дозы гамма-излучения.
Отсчетным устройством прибора является жидкокристаллический индикатор, на табло которого при изменениях индицируется 4-разрядные числа −
от 0000 до 9999.
В качестве показания прибора принимается цифровая величина, являющаяся значащей частью 4-разрядного числа, устанавливающегося на табло после окончания цикла измерения ( в этот момент прибор выдает прерывистый
звуковой сигнал ).
Для измерения фонового значения ионизирующего излучения необходимо:
а) перевести тумблеры S2 и S3 в верхнее положение РАБ и (× 0,01 × 0,01 ×
200 ) соответственно ( см. рис. 5 );
б) тумблер 1 поставить в положение «ВКЛ».
Через ( 27 − 28 ) с прибор выдает прерывистый звуковой сигнал, а на
табло индикатора отобразится 4-разрядное число.
Значащая часть 4-разрядного числа соответствует измеренной величине
мощности экспозиционной дозы гамма-излучения в микрорентгенах в час (
мкР/ч ), а при умножении данного 4-разрядного числа на пересчетный коэффициент 0,01 − получаем результат в микрозивертах в час ( мкЗв/ч ).
Например: индицируется число 0018; его значащая часть − 18 соответствует: − 18 мкР/ч или 0,18 мкЗв/ч;
в) для получения более точного результата измерения повторить измерение
при нижнем положении тумблера S3 ( положение остальных органов управления не изменяется). Время измерения при этом увеличится до ( 270 − 280 с). В
этом случае, при показании табло, например, числа 0182, показание прибора −
182; перечисленный коэффициент − 0,001; полученный результат - 0,182
мкЗв/ч ( что соответствует мощности экспозиционной дозы гамма - излучения
18,2 мкР/ч ).
В нижнем положении тумблера S3 значащая часть 4-разрядного числа,
индицируемого на табло в момент окончания цикла измерения ( звуковой сигнал ), разделить на 10, и результат получается в микрорентгенах в час.
На территории России мощность полей эквивалентной дозы гаммаизлучения, обусловленная естественным радиационным фоном, колеблется в
зависимости от района от нескольких сотых до нескольких десятых микрорентгена в час. Официальные данные о радиационном фоне в конкретном районе можно получить в региональном подразделении Государственного комитета по гидрометеорологии РФ.
Для Ульяновска и области среднее значение радиационного фона считается
нормой до 20 мкР/ч, выше 20 мкР/ч считается «О.Я.» − опасным явлением и
идет выявление причины повышения радиационного фона.
Уровень свыше 60 мкР/ч идет под шифром «С.Б.» − стихийное бедствие и
срочно выявляется причина повышения радиационного фона. Данные цифры
28
даны в методических указаниях по метрологии, разработаны они и введены в
действие с 1989 г. институтом метрологии ( г. Обнинск ).
4.2.2. Получить у преподавателя разрешение на проведение измерения радиационного фона в указанных аудиториях или территории института. При
работе в аудиториях измерения производить не менее чем в 4 − 6 точках
по периметру, а при замере радиационного фона на территории через 5
метров. Схему замера представить в отчете, результаты занести в таблицу 7 ( приложении табл. П 7 ).
4.2.3. На каждой точке замеры производить: три раза в положении тумблера S3
в верхнем положении. По результатам измерений найти среднее значение и записать в таблицу П 7.
4.3. РАСЧЕТ ТОЛЩИНЫ ЗАЩИТНОГО СЛОЯ СООРУЖЕНИЯ
ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
Защитой от радиации служат различные материалы, ослабляющие гамма-лучи и нейтроны. Степень ослабления зависит от свойств материала и толщины защитного слоя. Ослабление интенсивности гамма-лучей и нейтронов
характеризуется слоем половинного ослабления, который зависит от плотности материала.
Слой половинного ослабления - это слой вещества, при прохождении которого интенсивность гамма-лучей или нейтронов уменьшается в 2 раза. Численно он определяется по формуле
α пол = 23 / ρ
где
,
α − слой половинного ослабления, см;
3
ρ − плотность материала, г/см ;
23 − слой половинного ослабления воды, см [ 19 ].
(6)
Для обеспечения эффективной защиты людей от проникающей радиации
учитывается степень ее ослабления защитными сооружениями ГО, называемая
иначе коэффициентом защиты сооружения. Коэффициент защиты сооружения
Косл показывает, во сколько раз данное сооружение ослабляет проникающую
радиацию:
К
осл
= 2
h
α
,
(7)
пол
где h − толщина защитного слоя, см.
К
осл
=
Р экс
Р экс 0
где Рэкс − мощность экспозиционной дозы, Р/ч;
,
(8)
29
Рэкс0 − допустимое значение мощности экспозиционной дозы, для расчетов [ 20 ].
Рассчитать толщину защитного слоя ( вариант по указанию преподавателя ) для защитного сооружения при условии, что радиация в помещении не
должна превышать 6 мкР/ч ( см. табл.П 9 в приложении ).
Толщина защитного слоя зависит от характера излучения ( вида и энергии излучения ), свойств защитного материала и необходимого коэффициента
защиты ( Косл ), ( см. формулы 7 и 8 ).
Рассчитать коэффициенты ослабления и определить толщину защитного
слоя для защиты от прямого пучка гамма-излучения
( см. табл.П 8, П 9 в приложении ). Номер варианта по указанию преподавателя. Для расчета использовать формулы 2, 6, 7, 8.
Выбранные радионуклиды наиболее часто используются в промышленности для контроля технологических процессов, изучения износа деталей и инструмента [ 20 ].
4.4. СОДЕРЖАНИЕ ОТЧЕТА ПО ЛАБОРАТОРНОЙ РАБОТЕ
Отчет должен включать в себя следующее:
- цель работы ;
- теоретическая часть;
- схема замера радиационного фона;
- заполненная таблица 7;
- выводы по результатам замеров радиационного фона ( норма, повышен,
понижен, что предпринять );
- расчет толщины защитного слоя сооружения;
Отчет составляется на отдельных листах школьной тетради с обязательным указанием на титульном листе названия работы, вариант заданий, студенческой группы, фамилии и инициалов автора работы.
30
5. КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ
5.1.Что такое изотоп, нуклид, радиоактивность, радионуклид?
5.2.Что такое ионизирующее излучение?
5.3. Назовите виды ионизирующих излучений.
5.4. Излучаемые частицы и излучения, их ионизирующая и проникающая способность.
5.5. Дозы излучения и их единицы измерения.
5.6. Что такое коэффициент качества ионизирующих излучений?
5.7. Каково биологическое действие ионизирующих излучений.
5.8. Лучевая болезнь и ее степени.
5.9. Лучевое поражение кожи и его последствия.
5.10. Воздействие ионизирующих излучений при попадании внутрь организма.
5.11. Доза космического излучения в фоновом облучении человека.
5.12. Доза излучения от природных источников в фоновом облучении человека.
5.13. Доза в фоновом облучении человека от искусственных источников в окружающей среде:
- от выбросов ТЭЦ;
- от использования ядерного оружия;
- от выбросов предприятий ядерной энергетики;
- от выбросов АЭС;
- от медицинских обследований.
5.14. Основные документы радиационной безопасности.
5.15. Каковы дозовые пределы в зависимости от групп населения
5.16. Среднегодовая суммарная доза облучения от всех источников на территории России.
5.17. Какие существуют медицинские средства профилактики?
5.18. Значение радиационного фона на территории Ульяновска.
5.19. Сигнал оповещения о радиационной опасности, порядок его подачи и
действия по сигналу?
5.20. Назовите и охарактеризуйте индивидуальные средства защиты органов
дыхания.
5.21. Какие существуют средства защиты кожи?
31
ПРИЛОЖЕНИЕ
Таблица П 1
Коэффициент качества излучения [1]
Вид излучения
Рентгеновское и гамма – излучения
Электроны и позитроны, бета – излучение
Протоны с энергией меньше 10 МэВ
Нейтроны с энергией меньше 20 МэВ
Нейтроны с энергией 0,1 – 10 МэВ
Альфа – излучение с энергией меньше 10 МэВ
Тяжелые ядра отдачи
Коэффициент качества K
1
1
10
3
10
20
20
Таблица П 2
Производные единицы СИ, используемые в дозиметрии ионизирующих излучений и их соотношения с внесистемными единицами
Физические величины
Единицы измерения
Соотношение между единицами
измерения
В единицах СИ
Кулон на килограмм ( Кл/кг)
Ампер на килограмм (А/кг)
Внесистемные
Рентген (Р)
1 Кл/кг = 3,88⋅103Р
Рентген в час (Р/ч), мР/ч,
мкР/ч
1 А/кг = 14⋅106 Р/ч
Грей (Гр)
Рад (рад), мрад, мкрад
Мощность поглощенной дозы Р
Гр/ч
Рад в час (рад/ч), мрад/ч,
мкрад/ч
1Гр = 100 рад,
1 рад = 10-2Гр,
1 рад = 1,14 Р
Эквивалентная доза
Зиверт (Зв)
Биологический эквивалент
рентгена (бэр), мбэр,
мкбэр
Экспозиционная доза
Дэкс
Мощность экспозиционной дозы Рэкс
Поглощенная доза Д
Дэкв
Мощность эквива-
Зв/ч
Бэр в час (бэр/ч),
мбэр/ч, мкбэр/ч
лентной дозы Рэкв
Активность радио-
Беккерель (Бк)
Кюри (Ки)
нуклида А
Поверхностная активность Ап
Объемная активность
Аоб
Удельная активность
Ау
1Зв = 100 бэр
1 бэр = 10-2 Зв
Беккерель на квадратный метр (Бк/м2)
Беккерель на кубический метр
(Бк/ м3)
Беккерель на килограмм (Бк/кг)
Кюри на квадратный километр (Ки/км2),
мКи/км2, мкКи/км2
Кюри на литр (Ки/л)
мК/л, мКи/л
Кюри на килограмм
(Ки/кг)
мКи/кг, мкКи/кг
1 Бк =1расп/с= 2,7⋅10-11 Ки
1Ки = 3,7⋅1010 расп/с =
3,7⋅1010Бк
1 Бк/м2= 2,7⋅10-5 Ки/ км2
1 Ки/ км2= 3,7⋅104 Бк/ м2
1Бк/м3= 2,7⋅10-14 Ки/л
1 Ки/л = 3,7⋅1015 Бк/м3
1 Бк/кг = 2,7⋅10-11Ки/кг
1 Ки/кг = 3,7⋅1010 Бк/кг
32
Продолжение приложения
Таблица П 3
Расчетные значения годовой эффективной эквивалентной дозы от природных
источников в районах с нормальным фоном
Источник излучения
Годовая эффективная эквивалентная доза,
мЗв
внешнее обвнутреннее
суммарная
лучение
облучение
доза
Космическое излучение:
0,240
0,042
Ионизирующая компонента:
Нейтронная компонента:
Космогенные радионуклиды:
40
К (калий)
87
Rb (рубидий)
Урановый ряд:
238
U → 234 U (уран)
230
Th ,
0,12
0,015
0,18
0,240
0,042
0,015
0,330
-
0,006
0,006
0,10
-
1,14
0,005
1,24
-
0,007
266
Ra (радий)
222
Rn→ 214 Po
210
Rh→ 210 Po (полоний)
(родий)
Ториевый ряд:
232
Th (торий)
230
Th ;
Ra
266
0,007
1,00
0,12
-
Ra → 224 Ra
220
Ra → 208 Tl
(радон)
Всего:
228
-
0,16
-
0,18
0,003
0,34
-
-
0,013
0,16
-
0,7(0,62)
*
1,5(0,370)
*
2,2(0,990)
*
* Расчетные данные средневзвешенных доз облучения населения РФ
Таблица П 4
Мощность дозы облучения всего тела при полете в самолете,
от часов с циферблатом, содержащим радий, тритий или прометий,
а также от цветного телевизора
Источник
излучения
Самолет на высоте 8км
Часы:
226Ra (радий)
3H (тритий)
147Pm (прометий)
Цветной телевизор на расстоянии:
250 см от экрана
5 см от экрана
Активность,
Бк
Мощность дозы
Мощность
экв. дозы,
мкЗв/ч
-
мкГр/ч
0,84
мкГр/год
-
1,35
3,7.10 3
40.10 6
1,5. 10 6
0,074
3,7.10 −5
2.10 −4
1
0,3
2
0,074
3,7.10 −5
2.10 −4
-
2,5.10 −3
100
10
-
2,5.10 −3
100
33
Продолжение приложения
Таблица П 5
Основные дозовые пределы (НРБ-99)
Нормируемые
величины
Эффективная доза
Эквивалентная доза за год в хрусталике,
коже,
кистях и стопах
Пределы доз
персонал (группа А)
население
20 мЗв в год в среднем за
1 мЗв в год в среднем
любые последовательные 5
за любые последовалет, но не более 50 мЗв в год тельные 5 лет, но не
более 5 МЗв в год
150 мЗв
500 мЗв
500 мЗв
15 мЗв
50 мЗв
50 мЗв
Примечание: основные приделы доз, как и все остальные допустимые уровни
облучения персонала группы «Б», равен ¼ значений для персонала группы «А».
Таблица П 6
Среднегодовые индивидуальные эффективные дозы облучения
населения РФ за счет всех основных источников ионизирующего излучения
в 1981−1985 гг. [7]
Источники ионизирующего
излучения
Вид излучения
1
Естественный радиационный
фон
2
Внешнее
Внутреннее
Внешнее и внутренне
суммарно
Технологически измененный
радиационный фон:
• Естественные радионуклиды, содержащиеся в стройматериалах и воздухе помещений
• Минеральные удобрения
•
Угольные электростанции
суммарной мощностью 76
ГВт (эл)
Внешнее
Внутреннее
Внешнее и внутреннее суммарно
Внешнее и внутреннее суммарно
Внешнее и внутреннее суммарно
Среднегодовая индивидуальная эффективная доза облучения, мкЗв (мбэр)
3
650 (65)
1600 (160)
2250 (225)
100 (10)
1300 (130)
1400 (140)
0,15 (0,015)
2 (0,2)
34
Окончание таблицы П 6
1
Искусственный радиационный
фон:
• Атомные электростанции
суммарной мощностью 12
ГВт (эл)
• Глобальные радиоактивные
выпадения вследствие испытаний ядерного оружия
2
3
Внешнее и внутреннее суммарно
0,17 (0,017)
Внешнее
Внутреннее
Внешнее и внутреннее суммарно
Внешнее и внутреннее суммарно
10 (1)
15 (1,5)
25 (2,5)
Суммарная доза облучения от
всех источников (округленно)
1400 (140)
5050 (505)
Таблица П 7
Форма записи измерений
Место проведения измерения
Аудитория № …
Точка №1
Точка №2
Точка №3
.....
Индуцируемое число на индикаторе прибора
Мощность эквивалентной дозы
(среднее значение)
мкЗв/ч
МкР/ч
35
Продолжение приложения
Таблица П 8
Варианты для расчетов
Номер варианта
Применяемый материал
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
Вода
Древесина
Полиэтилен
Грунт
Кирпичная кладка
Лед
Стекло
Бетон
Сталь, железо, броня
Свинец
Стеклопластик
Вольфрам
Плотность материала,
Г/см2
1
0,7
0,95
1,8
1,6
0,9
1,4
2,3
7,8
11,3
1,7
19
Таблица П 9
Варианты для расчетов
№ варианта
1
1
Время
облучения,
ч
Нормативное
значение
мощности экспозиционной
дозы на
рабоч.
месте, Р/ч
6
200
7
6
8
6.10 −6
4,61
250
6
6.10 −6
100
6,2
300
6
6.10 −6
100
12,8
250
6
6.10 −6
Радионуклид и
период
распада
Энер
гия
гамма
излучения,
Мэв
Активность
источника
2
3
0,2
4
100
5
11,8
0,4
100
0,5
0,6
22
11 Натрий
Гамма Распосто- стояние
янная
от исрадио- точника
нуклида до рар ⋅ ем 2
бочего
места,
2 ⋅ МКи
см
2,6 года
2
54
25
Марга-
нец
312 сут.
3
59
26 Железо
4
60
27 Кобальт
44,5 сут.
5,237 год.
36
Окончание таблицы
5
65
30
6
137
55
Цинк
0,8
100
3,07
200
6
6.10 −6
0,9
100
3,2
300
6
6.10 −6
1,0
100
4,72
250
6
6.10 −6
244 дня
Цезий
30,18 лет
7
192
77
Иридий
74 дня
8
22
11Натрий
2,6 года
0,2
100
11,8
300
8
6.10-6
9
54
25Марганец
312 суток
59
26 Железо
44,5 суток
65
30 Цинк
224 дня
137
55 Цезий
30,18 лет
0,4
100
4,61
350
8
6.10-6
0,5
100
6,2
400
8
6.10-6
0,8
100
3,07
300
8
6.10-6
0,9
100
3,2
400
8
6.10-6
10
11
12
СПРАВОЧНЫЕ ДАННЫЕ
Множители и приставки для образования кратных и долей единиц и их наименование[2]
Множители
1018
1015
1012
109
106
103
102
101
Приставка
Экса
Пета
Тера
Гига
Мега
Кило
Гекто
Дека
Обозначение
Междунар.
E
P
T
G
M
K
h
da
Множители
Приставка
Русское
Э
П
Т
Г
М
К
г
да
10-1
10-2
10-3
10-6
10-9
10-12
10-15
10-18
деци
санти
милли
микро
нано
пико
фемго
атто
Обозначение
Междунар.
d
c
m
µ
n
p
f
a
Русское
д
с
м
мк
н
п
ф
а
37
СОКРАЩЕННЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ
АЭС – атомные электростанции;
ЕРФ – естественный радиационный фон;
МАГАТЭ – международное агентство по атомной энергии;
МКРЗ – международная комиссия по радиационной защите;
МЭВ – миллион электрон вольт
НКДАР–научный комитет по действию атомной радиации при ООН;
НКРЗ – национальная комиссия по радиационной защите при Минздраве;
РБГ – радиоактивные благородные газы;
РВ – радиоактивные вещества.
РФ – радиационный фон;
РХЗ – радиохимические заводы;
ТИЕРФ – технологически измененный
ТЭС – теплоэлектростанции;
УТЦ – угольно–топливный цикл;
УФ – ультрафиолетовые;
ЧАЭС – Чернобыльская АЭС;
ЭДТА – динатриевая соль
ЯТЦ – ядерный топливный цикл
Знак радиационной опасности (ГОСТ 17925-72)
38
БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК
1. Нормы радиационной безопасности. НРБ – 99 СП 2.6.1. 758-99. –М.: НПК
«Апрохим», 2000.
2. Козлов, В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. − М: Энергоатомиздат, 1991.
3. Радиация. Дозы, эффекты, риск: пер. с английского. − М.:Мир,Р15 1986.
4. Журнал «Охрана труда и соцстрахование». − 1991. - №1,2,3,5,7.
5. Свинцев Ю.А. Насколько опасно облучение (радиация и человек). −2-е изд.
− М.; 1991.
6. Атаманюк, В.Г. Гражданская оборона. В.Г. Атаманюк М.: Высшая школа,
1987.
7. Кириллов, В.Ф. и др. Радиационная гигиена Москвы: − М.: Медицина,1988.
8. Булдаков, Л.А. Радиоактивные вещества и человек. −Л.А. Булдаков М.:
Атомиздат, 1990.
9. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности.
ОСПОРБ-99 Санитарные правила СП 2.6.1.79-999, –М.: НПК «Апрохим»
2000.
10.ГОСТ 12.4.120 – 83 ССБТ. Средства коллективной защиты от ионизирующих излучений. Общие требования. − М.: Издательство стандартов,1984.
11.ГОСТ 17925 – 72. Знак радиационной опасности. М.: Издательство стандартов, 1984.
12.ГОСТ 12.1.048 – 85 ССБТ. Контроль радиационный при захоронении радиационных отходов. Номенклатура контролируемых параметров. − М.: Изд-во.
стандартов 1986.
13.Правила безопасности при транспортировке РВ (ПБРВ – 73 №1139 – 73).
14.ГОСТ 12.27103 – 84. ССБТ. Установки радиационно-технические с радионуклидами источниками гамма-излучения. Общие требования безопасности
и методы их контроля. М.: Издательство стандартов, 1985.
15.ГОСТ 12.4.066−79»ССБТ». Средства защиты рук от радиоактивных веществ. Общие требования и правила применения. −М.: Изд-во. стандартов,
1980.
16.Радиационная защита. Рекомендации МКРЗ., Публикация № 26, −М.: Автомиздат,1978.
17. Машкович, В.П. Защита от ионизирующих излучений: Справочник. – М.:
Энергоатомиздат, 1982.
18.Юдин, Е.Я. и Белов С.В. Охрана труда в машиностроение. – М., 1983.
19.Егоров, П.Т. Гражданская оборона. П.Т. Егоров и др. – М.: Высшая школа,
1977.
20.Белов, С.В. Средства защиты в машиностроении: Справочник. С.В. Белов –
М.: Машиностроение, 1989.
21.Федеральный закон «О радиационной безопасности населения».
№3-ФЗ от 9.01.96.
39
22. Федеральный закон «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения». №52-ФЗ от 30.03.99 г.
Учебное издание
Измерение фоновых значений
ионизирующих излучений на территории и в помещениях
УлГТУ и расчет защиты материалов
Составитель ЦВЕТКОВ Валерий Алексеевич
Редактор Н.А. Евдокимова
Подписано в печать 20.12.2005. Формат 60X84/16.
Бумага офисная. Печать трафаретная.
Усл.печ.л. 2,09. Уч-изд. л. 2,00. Тираж 50 экз.
Заказ
Ульяновский государственный технический университет
432027, г. Ульяновск, ул. Сев. Венец, д. 32.
Типография УлГТУ, 432027, г. Ульяновск, сев. Венец. д. 32.