Министерство Образования и науки Республики Казахстан Семипалатинский Государственный Университет имени Шакарима

Министерство Образования и науки Республики Казахстан
Семипалатинский Государственный Университет имени Шакарима
Кафедра «Техническая физика и Теплоэнергетика»
МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ
ДЛЯ ВЫПОЛНЕНИЯ ЛАБОРАТОРНОЙ РАБОТЫ
на тему: «ИЗМЕРЕНИЕ ФОНОВЫХ ЗНАЧЕНИЙ
ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ НА ТЕРРИТОРИИ
И В ПОМЕЩЕНИЯХ»
для студентов специальности «050731» –Безопасность жизнедеятельности и
защита окружающей среды.
Семей
2009
Левченко С.П. Методические указания для выполнения лабораторной
работы на тему «Измерение фоновых значений ионизирующих излучений на
территории и в помещениях» для студентов специальности «050731» – Безопасность жизнедеятельности и защита окружающей среды.– Семей, СГУ
имени Шакарима, 2009. – 28 с.
Содержание
Лабораторная работа. Измерение фоновых значений ионизирующих
излучений на территории и в помещениях ........................................................... 4
1 Теоретические сведения ...................................................................................... 4
1.1 Основные понятия ............................................................................................. 4
1.2 Биологическое действие ионизирующих излучений ................................... 8
1.3 Фоновое облучение человека ......................................................................... 10
1.3.1 Доза космического излучения .................................................................... 11
1.3.2 Доза от природных источников .................................................................. 11
1.3.3 Доза от искусственных источников в окружающей среде и в быту ....... 12
1.3.4 Технологически повышенный радиационный фон .................................. 13
1.3.5 Дозы облучения от испытаний ядерного оружия ..................................... 13
1.3.6 Дозы облучения от выбросов предприятий ядерной энергетики ........... 14
1.3.7 Дозы облучения при медицинских обследованиях и радиотерапии ...... 14
1.4 Нормы радиационной безопасности (НРБ –99) ........................................... 15
1.5 Меры профилактики и защиты населения на радиоактивно загрязненной
местности ............................................................................................................... 15
1.6 Критерии оценки условий труда по ограничению облучения населения в
условиях радиационной аварии ........................................................................... 18
2 Содержание работы............................................................................................ 18
3 Экспериментально-расчетная часть ................................................................. 19
3.1 Правила по технике безопасности при выполнении лабораторной работы
................................................................................................................................. 19
3.2 Измерение фоновых значений ионизирующих излучений с помощью
комбинированного прибора измерения ионизирующих излучений РКСБ-104
................................................................................................................................. 19
3.3 Расчет толщины защитного слоя сооружения от ионизирующих
излучений ............................................................................................................... 20
4 Содержание отчета по лабораторной работе .................................................. 21
5 Контрольные вопросы ....................................................................................... 22
ПРИЛОЖЕНИЯ ..................................................................................................... 23
Список использованной литературы ................................................................... 26
Лабораторная работа. Измерение фоновых значений ионизирующих излучений на территории и в помещениях
Цель работы. Получить практические навыки по измерению и оценке
фоновых значений ионизирующих излучений. Произвести расчет защиты из
различных материалов от ионизирующих излучений.
1 Теоретические сведения
1.1 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.
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.
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].
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.
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 (см. рисунок 1).
Рисунок 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 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 β -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. Гаммаизлучение 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 (см. рисунок 2).
Экспозиционная доза ДЭКС - полный заряд dQ 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:
dQ
(1)
Ä

ÝÊÑ
dm
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:
À Ê t
(2)
ÐÝÊÑ 
где
R2
À - активность источника, мКи;
Ê  - гамма - постоянная изотопа, Р·см/(ч·мКи),
(приложение, таблица 6);
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:
Ä
dW
dm
(3)
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 прони-
кать в биологические ткани, от величины линейной потери энергии. Поэтому для оценки биологического действия ионизирующего излучения используется эквивалентная доза.
Рисунок 2 - Связь поля, дозы, радиобиологического эффекта и
единиц их измерений
Эквивалентная доза ионизирующего излучения - произведение поглощенной дозы Д излучения в биологической ткани на коэффициент качества k (см. таблицу в приложении) этого излучения в данном элементе биологической ткани:
Ä ÝÊÂ  Ä  k
(4)
Коэффициент качества излучения - безразмерный коэффициент k, на
который должна быть умножена поглощенная доза рассматриваемого излучения для получения эквивалентной дозы этого излучения [2].
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 α и β - излучений 1 бэр = 1 рад = 1 Р.
Для γ - 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.
1.2 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).
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.
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.
Опасность внутреннего облучения людей радионуклидами, попавшими
внутрь организма, как установлено, зависит от многих факторов: физикохимических 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 Т6 (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.
1.3 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. рисунок 3, и таблицы приложения).
1.3.1 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.
Рисунок 3- Вклад различных источников ионизирующих излучений и
естественного радиационного фона в дозу облучения населения
1.3.2 Доза от природных источников
В биосфере Земли содержится более 60 естественных радионуклидов,
которые можно разделить на две категории: первичные и космогенные. Пер-
вичные 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).
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.
1.3.3 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 ядерно-энергетического 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; дополнительное
облучение при полете в самолете; 226Ra, 147Pm и 3H, используемые для светосоставов постоянного действия; цветные телевизоры с кинескопом, 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.
1.3.4 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 - 40K, 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 40
K, 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.
1.3.5 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 131I, 140Ba и 89Sr.
В стратосферу уходит большая часть радионуклидов, 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, 95Ir ,
90
Sr, 106Ru, 144Ce, 3H и 239Ru и 240Ru, 241Am, причем три последних нуклида
вносят 0,1 % общей дозы.
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).
1.3.6 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 (научный комитет по действию атомной радиации
при ООН), 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.
1.3.7 Дозы облучения при медицинских 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 железы и др.) с помощью радиоактивных фармацевтических препаратов (32P, 57Cr, 99Tc, 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.
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.
1.4 Нормы радиационной безопасности (НРБ –99)
НРБ – 99 – 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 4 приложения.
1.5 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.
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.
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.
Для ускорения выведения из организма цезия и стронция назначают
прием различных адсорбентов (поглотителей).
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 ). 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.
Рисунок 4 - Сопоставление летальных и допустимых доз облучения
с естественным радиационным фоном
1.6 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, масштаб 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].
2 Содержание работы
1 Изучить правила по технике безопасности при выполнении лабораторной работы.
2 Ознакомиться с теоретической частью работы и оформить лабораторную работу без экспериментальных данных.
3 Изучить порядок работы с прибором РКСБ – 104 и измерить фоновое
значение ионизирующих излучений в месте, указанном преподавателем.
4 Произвести расчет защитного слоя от ионизирующих излучений по
варианту указанному преподавателем.
5 Изучить теоретическую часть, оформить лабораторную работу и
сдать зачет по лабораторной работе.
3 Экспериментально-расчетная часть
3.1 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.
3.2 Измерение фоновых значений ионизирующих излучений с помощью комбинированного прибора измерения ионизирующих излучений
РКСБ-104
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.
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.
Рисунок 5 – Лицевая сторона прибора РКСБ - 104
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).
3.3 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:
 ÏÎË 
23

где  ÏÎË - слой половинного ослабления, см;
ρ - плотность материала, г/см3;
23 - слой половинного ослабления воды, см.
(5)
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:
2h
(6)
Ê

ÎÑË
 ÏÎË
где h - толщина защитного слоя, см.
(7)
Ê ÎÑË 
где
ÐÝÊÑ
ÐÝÊÑ 0
ÐÝÊÑ
ÐÝÊÑ 0
- мощность экспозиционной дозы, Р/ч;
- допустимое значение мощности экспозиционной дозы, для расче-
тов.
Рассчитать толщину защитного слоя (вариант по указанию преподавателя) для защитного сооружения при условии, что радиация в помещении не
должна превышать 6 мкР/ч (см. таблицу 6 в приложении).
Толщина защитного слоя зависит от характера излучения (вида и энергии излучения), свойств защитного материала и необходимого коэффициента
защиты КОСЛ, (см. формулы 6 и 7).
Рассчитать коэффициенты ослабления и определить толщину защитного слоя для защиты от прямого пучка гамма-излучения (см. таблицы 5 и 6 в
приложении). Номер варианта по указанию преподавателя. Для расчета использовать формулы 2, 5, 6, 7.
Выбранные радионуклиды наиболее часто используются в промышленности для контроля технологических процессов, изучения износа деталей
и инструмента.
4 Содержание отчета по лабораторной работе
Отчет должен включать в себя следующее:
- цель работы;
- теоретическая часть;
- выводы по результатам замеров радиационного фона (норма, повышен, понижен, что предпринять);
- расчет толщины защитного слоя сооружения.
5 Контрольные вопросы
1Что такое изотоп, нуклид, радиоактивность, радионуклид?
2Что такое ионизирующее излучение?
3 Назовите виды ионизирующих излучений.
4 Излучаемые частицы и излучения, их ионизирующая и проникающая
способность.
5 Дозы излучения и их единицы измерения.
6 Что такое коэффициент качества ионизирующих излучений?
7 Каково биологическое действие ионизирующих излучений.
8 Лучевая болезнь и ее степени.
9 Лучевое поражение кожи и его последствия.
10 Воздействие ионизирующих излучений при попадании внутрь организма.
11 Доза космического излучения в фоновом облучении человека.
12 Доза излучения от природных источников в фоновом облучении человека.
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.
14 Основные документы радиационной безопасности.
15 Каковы дозовые пределы в зависимости от групп населения
17 Какие существуют медицинские средства профилактики?
19 Сигнал оповещения о радиационной опасности, порядок его подачи
и действия по сигналу?
20 Назовите и охарактеризуйте индивидуальные средства защиты органов дыхания.
21 Какие существуют средства защиты кожи?
ПРИЛОЖЕНИЯ
Таблица 1 - Значения коэффициента качества k для различных излучений
Вид излучения
k
рентгеновское и γ-излучение., электроны, позитроны, β-излучение
нейтроны с энергией меньше 20 кэВ
нейтроны с энергией 0,1 — 10 МэВ
протоны с энергией меньше 10 МэВ
α-излучение с энергией меньше 10 МэВ
тяжелые ядра отдачи
1
10
3
10
20
20
Таблица 2 - Соотношение между единицами СИ и внесистемными единицами
Величина
и ее обозначение
Активность
Названия и обозначения единиц
Единица СИ
Внесистемная единица
Беккерель (Бк)
Кюри (Ки)
Ватт на квадратный
метр (Вт/м2),равный
Плотность потока одному джоулю на
квадратный метр в
секунду [Дж/(м2·с)!
Поглощенная доГрей (Гp)
за D
Мощность
Грей в секунду
поглощенной до(Гр/с)
зы D
Эквивалентная
Зиверт (Зв)
доза H
Мощность
Зиверт в секунду
эквивалентной
(Зв/с)
дозы
H
Экспозиционная
Кулон на килодоза
грамм (Кл/кг)
DЄКСП
Мощность
Ампер на килоэкспозиционной
грамм (А/кг)
дозы
P
ЄКСП
Концентрация
(объемная активБеккерель на кубиность)
ческий метр (Бк/м3)
радионуклида
Беккерель на литр
в атмосферном
(Бк/л)
воздухе или воде
А/V
Энергия ионизирующей
частицы E,
Джоуль (Дж)
Связь с единицей
СИ
1 Ки = 3,7000·1010
Бк
Эрг на квадратный сантиметр в секунду [эрг/(см2·с)]
или мегаэлектронвольт на
квадратный сантиметр в секунду (МэВ/см2·с],
1 эрг/(см2·с)=
1·10-3Дж/(м2·с)=
1·10-3 Вт/м2;
1МэВ/(см2·с)=
1,602·10-9
Дж/(м2·с)=
1,602· 10-9 Вт/м2
Рад (рад)
1 рад = 0,01 Гр
Рад в секунду (рад/с)
1 рад/с=0,01 Гр/с
Бэр (бэр)
1 бэр=0,01 Зв
Бэр в секунду (бэр/с)
1 бэр/с = 0,01 Зв/с
Рентген (P)
1 Р = 2,58·10-4
Кл/кг
Рентген в секунду (Р/с)
1 Р/с=2,58·10-4
А/кг
Кюри на мер кубический
(Ки/м3)
Кюри на литр (Ки/л)
1 Ки/кг = 3,700 ·
l013 Бк/м3 1
Ки/л=3,700 · l010
Бк/л
1эВ=1,602·10-19
Электрон-вольт (эВ) МегаДж
элекгронвольт (МэВ)
МэВ=1,602·10-1013
Дж
Таблица 3 -Расчетные значения годовой эффективной эквивалентной дозы от
природных источников в районах с нормальным фоном
Источник излучения
Космическое излучение:
Ионизирующая компонента:
Нейтронная компонента:
Космогенные радионуклиды:
40
К (калий)
87
Rb (рубидий)
Урановый ряд:
238
234
U
U (уран)
230
266
Th, Rа (радий)
222
214
Rn
Po (родий)
210
210
Rh
Po (полоний)
Годовая эффективная эквивалентная доза,
мЗв
внешнее
внутреннее
суммарная
облучение
облучение
доза
0,240
0,042
0,12
0,10
-
0,015
0,18
0,006
1,14
0,005
0,240
0,042
0,015
0,330
0,006
1,24
-
0,007230Th;
0,007 266Rа
1,00
0,12
Ториевый ряд:
232
Th (торий)
228
2 24
Ra
Ra (радон)
220
208
Ra
Tl
0,16
-
0,18
0,003
0,013
0,16
0,34
-
Всего:
0,7 (0,62)
1,5 (0,370)
2,2(0,990)
Таблица 4 - Основные пределы доз
Нормируемые величины*
Пределы доз
Персонал (группа А)**
Население
Эффективная доза 20 мЗв год в среднем за любые
1 мЗв в год в среднем за любые
последовательные 5 лет, но не бо- последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год
лее 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год в
хрусталике глаза***
150мЗв
15 мЗв
коже****
500 мЗв
50 мЗв
кистях и стопах
500 мЗв
50 мЗв
* Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всей нормируемым величинам.
** Основные пределы доз, как и все остальные уровни облучения персонала группы Б, равны 1/4 значений
для персонала группы А.
Таблица 5 - Варианты для расчетов
Номер
варианта
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
Применяемый
материал
Вода
Древесина
Полиэтилен
Грунт
Кирпичная кладка
Лед
Стекло
Бетон
Сталь, железо, броня
Свинец
Стеклопластик
Вольфрам
Плотность материала,
г/см3
1
0,7
0,95
1.8
1,6
0,9
1,4
2,3
7,8
11,3
1,7
19
Таблица 6 - Варианты для расчетов
№
РадиоЭнергия Активность
Гамма Расстояние Время Нормативное
нуклид и
гаммаисточника постоянная от источ- облу- значение мощнопериод излучения,
радионукли- ника до чения, сти экспозицираспада
Мэв
да
рабочего
ч
онной дозы на
2
места,
рабочем
месте,
Р·см /(ч·мКи)
см
Р/ч
1 22Натрий
0,2
100
11,8
200
6
6.10-6
2,6 года
54
2 Марганец
0.4
100
4,61
250
6
6.10-6
312сут
59
3
Железо
0,5
100
6,2
300
6
6.10-6
445 сут
4
5
6
7
8
9
10
11
12
Кобальт
5,237 год
65
Цинк
244 дня
137
Цезий
З0,18 лет
193
Иридий
74 дня
22
Натрий
2,6 года
54
Марганец
312 сут
59
Железо
44,5 сут
65
Цинк
224 дня
117
Цезий
30,18 лет
60
0,6
100
12,8
250
6
6.10-6
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
0,2
100
11,8
300
8
6.10-6
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
Список использованной литературы
1 Безопасносность жизнедеятельности. Безопасность в чрезвычайных
ситуациях природного и техногенного характера. Учеб. пособие для студентов вузов. Кн 1/ А.А. Суровцев, Е.Н. мельников, С.В. Малеванный и др. Алматы, 2008 – 232 с.
2 Закон РК «О радиационной безопасности» от 23 апреля 1998 г.
3 Закон РК «Об использовании атомной энергии» от 14 апреля 1998 г.
4 Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). Гигиенические нормативы. – Алматы, 1999 – 85 с.
5 Голубев Б. П. Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений. Для
студентов ВУЗов; четвертое издание, переработанное и дополненное; -М.:
Энергоатомиздат, 1986с.
6 Гусев, Н. Г. Защита от ионизирующих излучений. Том 1. Физические
основы защиты от излучений/ Н. Г. Гусев, В. П. Машкович, А. П. Суворов. –
М.: Атомиздат, 1980. – 461с.
7 Защита от ионизирующих излучений. Том 2. Защита от излучений
ядерно-технических установок/ Н. Г. Гусев [и др.]. – М.: Атомиздат, 1983. –
336 с.
8 Радиационные характеристики продуктов деления: Справочник/ Н. Г.
Гусев [и др.]. – М.: - Атомиздат, 1974. – 395 с.
9 Ядерная энергетика, человек и окружающая среда/ Н. С. Бабаев [и
др.]. – М.: - Энергоатомиздат, 1984. – 225 с.
10 Измерение фоновых значений ионизирующих излучений на территории и в помещениях УлГТУ и расчет защиты из различных материалов:
Лабораторная работа: методические указания для студентов всех специальностей / сост. В. А. Цветков. 2-е изд. – Ульяновск: УлГТУ, 2005. – 39 с.