Дозовые характеристики поля ионизирующего излучения

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ

РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

КАФЕДРА ПСИХОЛОГИИ И БЕЗОПАСНОСТИ ЖИЗНЕДЕЯТЕЛЬНОСТИ

Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования

«Южный федеральный университет»

ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ В

Г. ТАГАНРОГЕ

ОЦЕНКА РАДИАЦИОННЫХ ЗАГРЯЗНЕНИЙ СРЕДЫ ОБИТАНИЯ ЧЕЛОВЕКА

Методические указания

к практической работе

по курсу

Безопасность жизнедеятельности

Для студентов всех специальностей и форм обучения

Таганрог 2011

УДК 502.7 (07.07)

Толмачева Л.В. Оценка радиационных загрязнений среды обитания человека. Методические указания к практической работе по курсу «Безопасность жизнедеятельности». Таганрог: Изд-во ТТИ ЮФУ, 2011. -76с.

Содержат методические указания к выполнению практической работы, представлены теоретические положения, описывающие ионизирующие излучения, их воздействия на человека, нормы приборов и порядок выполнения практической работы. Предназначено для студентов всех специальностей и форм обучения.

Табл.16. Ил.20. Библиогр.: 7 назв.

Рецензент Бакаева Т.Н., канд.техн.наук, профессор кафедры ПиБЖ ТТИ ЮФУ;

Содержание

Введение……………………………………………... 1. Цель работы………………………………………… 2. Общие сведения………………………………….. 2.1. Что такое радиация…………………………….. 2.2. Основные понятия и определения…………….. 2.3. Дозовые характеристики поля ионизирующего излучения…………………………………………………... 2.4. Источники излучений……………………………. 2.5. Действие ионизирующих излучений на человека………………………………………………... 2.6. Применение ионизирующих излучений и нормы радиационной безопасности…………………………. 2.7. Средства измерения ионизирующих излучений и методы контроля……………………………………. 3. Порядок выполнения практической работы с использованием прибора дозиметр цифровой «POISK-M» ………………………………………… 3.1. Подготовка дозиметра цифрового «POISK-M» к работе………………………………………………... 3.2. Содержание экспериментальной части………….. 3.2.1. Измерение и оценка естественного радиационного фона в помещении лаборатории «Безопасность жизнедеятельности»…………………. 3.2.2. Содержание отчета…………………………… 4. Порядок выполнения практической работы с использованием прибора дозиметр-радиометр «ДРБП-03»…………………………………………….. 4.1. Ознакомление с прибором дозиметр-радиометр «ДРБП-03»…………………………………………… 4.2. Устройство и основные принципы работы дозиметра-радиометра «ДРБП-03»…………………… 4.3. Меры безопасности. Подготовка прибора к работе, порядок работы……………………………….. 4.4. Дополнительные возможности. Использование сервисных функций…………………………………... 5. Порядок выполнения практической работы с использованием дозиметра- радиометра «ДРБП-03». Контрольные вопросы………………………………... Тестовые задания……………………………………... Библиографический список………....………………...

Введение

В условиях современного научно-технического прогресса развитие производственных сил человечества достигло уровня, при котором в процессе производства вовлечена почти вся оболочка состояния планеты. Со всей остротой возникла проблема резкого ухудшения состояния окружающей среды и истощения природных ресурсов во все возрастающих масштабах.

Загрязнение окружающей среды, начавшееся с крупных городов и промышленных центров, стало приобретать региональный характер. В настоящее время все более очевидными становятся глобальные изменения состояния природной среды. Экологические проблемы локального, регионального и глобального характера для человека стали одними из наиболее важных проблем.

В связи с развитием атомной энергетики и расширением сферы использования радионуклидов в народном хозяйстве особое место занимают проблемы, связанные с радиационными загрязнениями окружающей среды.

И радиоактивность, и сопутствующие ей ионизирующие излучения существовали на Земле задолго до зарождения на ней жизни и присутствовали в Космосе до возникновения самой Земли. Ионизирующее излучение сопровождало Большой взрыв, с которого, как полагают, началось существование нашей Вселенной – около 20 миллиардов лет назад. С того времени радиация постоянно наполняет космическое пространство. Радиоактивные элементы вошли в состав Земли с самого ее рождения. Человеческий организм тоже слегка радиоактивен, так как во всякой живой ткани присутствуют в следовых количествах радиоактивные вещества.

Только одна ближайшая к нам звезда Солнце; испускает огромное количество быстрых частиц: электроны, ионы, нейроны, гамма-кванты и т. д. На планете в результате мощных горообразовательных катаклизмов сформировались слои радиоактивных гранитов, базальтов и руд. Под толщей осадочных пород указанные источники радиации образуют естественный природный фон. Человек и все другие живые существа как бы «привыкли» к радиации и вряд ли смогли бы вести здоровый образ жизни в условиях абсолютно стерильной радиационной среды. В связи с этим у человека отсутствуют рецепторы, чувствительные к радиоактивности.

Прогресс науки и техники привел к разработке и практическому использованию новых материалов, к бурному развитию атомной энергетики, а также оборонной промышленности. Превышение природного радиационного фона приводит к самым печальным результатам. Яркими примерами этого являются последствия использования ядерного оружия, ЧС на АЭС, распространений в атмосфере и гидросфере радионуклидов и др.

Как только были открыты ионизирующие излучения и их вредное воздействие на живые организмы, появилась необходимость контролировать облучение этими излучениями человека. Каждый человек должен знать об опасности радиации и уметь защищаться от нее!

Цель работы

Цель работы включает:

1. Изучение теоретических положений, описывающих ионизирующие излучения.

2. Изучение методов контроля и приборов: дозиметр цифровой «POISK-M» и дозиметр-радиометр «ДРБП-03» ,для измерения ионизирующих излучений.

3. Приобретение навыков определения загрязнения окружающей среды с помощью приборов дозиметр цифровой «POISK-M» и дозиметр-радиометр «ДРБП-03».

Общие сведения

Что такое радиация

В результате исследований учеными атома мы можем представить себе его строение. Мы знаем, что атом похож на Солнечную систему в миниатюре, в которой вокруг крошечного ядра движутся по орбитам «планеты» – электроны. Размеры ядра в сто тысяч раз меньше размеров самого атома, но плотность его очень велика, поскольку масса ядра почти равна массе всего атома. Ядро, как правило, состоит из более мелких частиц, которые плотно сцеплены друг с другом (рис. 1).

Рис. 1. Строение атома

Некоторые из этих частиц имеют положительный заряд и называются протонами. Число протонов в ядре и определяет, к какому химическому элементу относится данный атом: ядро атома водорода содержит всего один протон, атом кислорода – 8, урана – 92. В каждом атоме число электронов в точности равно числу протонов в ядре; каждый электрон несет отрицательный заряд, равный по величине заряду протона, так, что в целом нейтрален.

В ядре, как правило, присутствуют и частицы другого типа, называемые нейтронами, поскольку они электрически нейтральны. Ядра атомов одного и того же элемента всегда содержат одно и то же число протонов, но число нейтронов в них может быть разным. Атомы, имеющие ядра с одинаковым числом протонов, но различающиеся по числу нейтронов, относятся к разным разновидностям одного и того же химического элемента, называемым изотопами данного элемента. Чтобы отличить их друг от друга, к символу элемента приписывают число, равное сумме всех частиц в ядре данного изотопа. Ядра всех изотопов химических элементов образуют группу «нуклидов».

Некоторые нуклиды стабильны, т.е. при отсутствии внешнего воздействия никогда не претерпевают никаких превращений.

Большинство же нуклидов нестабильны, они все время превращаются в другие нуклиды. В качестве примера возьмем хотя бы атом уран-238, в ядре которого протоны и нейтроны едва удерживаются вместе силами сцепления. Время от времени их него вырывается компактная группа из четырех частиц: двух протонов и двух нейтронов (α-частица). Уран превращается, таким образом, в торий-234, в ядре которого содержатся 91 протон и 143 нейтрона. Эта метаморфоза, происшедшая в ядре, сказывается и на движущихся по своим орбитам электронах: один из них становится неспаренным и вылетает из атома. Далее следуют иные превращения, сопровождаемые излучениями, и вся эта цепочка, в конце концов, оканчивается стабильным нуклидом свинца. Разумеется, существует много таких цепочек самопроизвольных превращений (распадов) разных нуклидов по разным схемам превращений и их комбинациям.

При каждом таком акте распада высвобождается энергия, которая и передается дальше в виде излучения. Можно сказать (хотя это и не совсем строго), что испускание ядром частицы, состоящей из двух протонов и двух нейтронов, – это α-излучение; испускание электрона, как в случае распада тория-234, – это β-излучение. Часто нестабильный нуклид оказывается настолько возбужденным, что испускание частицы не приводит к полному снятию возбуждения; тогда он выбрасывает порцию чистой энергии, называемую g-излучением. Как и в случае рентгеновских лучей (во многом подобных γ-излучению), при этом не происходит испускания каких-либо частиц.

Основные понятия и определения

Ионизирующее излучение – любое излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков. Ионизирующее излучение представляет собой поток зараженных и не зараженных частиц. Видимый свет и ультрафиолетовое излучение принято не включать в понятие «ионизирующее излучение».

При этом различают фотонное и корпускулярное ионизирующие излучения.

К фотонному ионизирующему излучению относятся: гамма-излучение, которое возникает при изменении энергетического состояния атомных ядер или при аннигиляции частиц; тормозное излучение, возникающее при уменьшении кинетической энергии заряженных частиц; характеристическое излучение, возникающее при изменении энергетического состояния электронов атома. На практике часто используется рентгеновское излучение, состоящее из тормозного и (или) характеристического излучений.

К корпускулярному излучению, состоящему из частиц с массой, отличной от нуля, относятся, например, альфа-излучение, электрон­ное, протонное, нейтронное.

Гамма-излучение имеет внутриядерное происхождение. Гам­ма-излучение представляет собой жесткое (большой энергии) электромагнитное излучение, распространяющееся со скоростью света (рис. 2).

Рис. 2. Установка для исследования ионизирующего излучения

Рентгеновское излучение, являющееся потоком электромагнитных колебаний, т. е. обладая одной и той же природой с гамма-излучением, отличается от последнего условиями образования (не имеет внутриядерного происхождения), а также своими свойствами (длиной волны или энергией).

Эти излучения называются проникающими, поскольку незна­чительно ослабляются при прохождении через вещество (рис. 3).

Рис. 3. Виды корпускулярных ионизирующих излучений

Альфа-излучение. В результате альфа-распада радиоактивного изотопа образуется поток альфа-частиц, т. е. ядер атомов гелия(⁴₂He)с положительным зарядом Z = 2 и массовым числом А=4 (см. рис. 2).

Пробег α-частиц, испускаемых известными в настоящее время радионуклидами, достигает 8-10 см в воздухе, а в мягкой биологи­ческой ткани – нескольких десятков микрон.

Бета-излучение представляет собой бета-частицы (отрицатель­но заряженные электроны или положительно заряженные пози­троны), движущиеся с большой скоростью, приближающейся к скорости света (см. рис. 2).

Пробег (β-частиц в воздухе составляет 22 см для ¹⁴С (Е_макс=0,155 МэВ) и 1400 см для ⁴²К (Е_макс=3,58 МэВ), пробег в мягкой биологической ткани 0,02 и 1,9 см соответственно.

Нейтронное излучение. При делении тяжелых ядер или при некоторых типах взаимодействия различных видов излучения с веществом возникают нейтроны – электрически нейтральные частицы.

Нейтроны, представляющие собой поток незаряженных час­тиц, при прохождении через вещество взаимодействуют только с ядрами атомов, поэтому обладают существенной проникающей способностью.

Радиоактивность – самопроизвольное превращение (распад) атомных ядер, приводящих к изменению их атомного номера или массового числа. Изменение атомного номера приводит к превра­щению одного химического элемента в другой, а при изменении только массового числа происходит превращение изотопов данного элемента. Иногда к явлению радиоактивности относят изменение энергетического состояния ядер, сопровождающееся гамма-излучением. При изменении лишь энергетического состояния ядер их состав остается неизменным.

Дозовые характеристики поля ионизирующего излучения

Весь процесс самопроизвольного распада нестабильного нуклида называется радиоактивным распадом, а сам такой нуклид – радионуклидом. Но хотя все радионуклиды нестабильны, одни из них более нестабильны, чем другие. Например, протактиний-234 распадается почти моментально, а уран-238 очень медленно. Половина всех атомов урана-238 превратится в торий-234 за четыре с половиной миллиарда лет. Время, за которое распадается в среднем половина всех радионуклидов данного типа в любом радиоактивном источнике, называется периодом полураспада соответствующего изотопа. Этот процесс продолжается непрерывно. За время, равное одному периоду полураспада, останутся неизменными каждые 50 атомов из 100, за следующий аналогичный промежуток времени 25 из них распадутся и так далее.

Повреждений, вызванных в живом организме излучением, будет тем больше, чем больше энергии оно передаст тканям; количество такой переданной организму энергии называется дозой. Количество энергии излучения, поглощенное единицей массы облучаемого тела (тканями организма), называется поглощенной дозой.

В табл. 1 показаны периоды полураспада различных нуклидов.

Таблица 1

Периоды полураспада (α-; β- излучения)

Вид излучения	Нуклид	Период полураспада
α	Уран-238	4,47 млрд лет
α	Торий-234	21,4 суток
β	Проактиний-234	1,17 минут
α	Уран-234	245000 лет
α	Торий-230	8 000 лет
α	Радий-226	1 600 лет
α	Радон-222	3,823 суток
α	Полоний-218	3,05 минут
β	Свинец-214	26,8 минут
β	Висмут-214	19,7 минут
α	Полоний-214	0,000164 секунды
β	Свинец-210	22,3 лет
β	Висмут-210	5,01 суток
α	Полоний-210	134,8 суток
	Свинец-206	стабильный

Повреждений, вызванных в живом организме излучением, будет тем больше, чем больше энергии оно передаст тканям; количество такой переданной организму энергии называется дозой. Количество энергии излучения, поглощенное единицей массы облучаемого тела (тканями организма), называется поглощенной дозой.

Число распадов в секунду в радиоактивном образце называется его активностью.

Активность радионуклида в источнике (образце)

А – отношение числа dN спонтанных ядерных превращений, происходящих в источнике (образце) за интервал времени dt, к этому интервалу:

A = dN/dt.

Единица активности радионуклида в системе СИ- беккерель (Бк). Беккерель равен активности нуклида в радиоактивном источнике, в котором за время t с происходит один спонтанный распад.

Внесистемная единица активности - кюри (Ки). Кюри равен активности нуклида в радиоактивном источнике, в котором за время 1с происходит 3,700×10¹⁰ спонтанных переходов ядерно-энергетического состояния радионуклида:

1 Ки = 3,700×10¹⁰.

Отношение активности радионуклида в источнике (образце) к массе, объему, количеству вещества, площади поверхности (для поверхностных источников) или к длине (для линейных источников) источника (образца) называется удельной Аmol, поверхностной Аs или линейной АL активностью источника (образца) соответственно.

Для оценки поля фотонного излучения при использовании внесистемных единиц применяют понятие «экспозиционная доза».

Экспозиционная доза Х – это количественная характеристика фотонного излучения, которая основана на его ионизирующем действии в сухом атмосферном воздухе и представляет собой отношение суммарного заряда dQ всех ионов одного знака, созданных в воздухе, к массе воздуха в объеме dm:

X=dQ/dm.

Вследствие близости эффективных атомных номеров воздуха и ткани воздух для фотонного излучения принято считать тканеэквивалентной средой.

Единица экспозиционной дозы в системе СИ – кулон на килограмм (Кл/кг).

Кулон на килограмм равен экспозиционной дозе, при которой все электроны и позитроны, освобожденные фотонами в объеме воздуха массой 1кг, производят в воздухе ионы, несущие электрический заряд каждого знака 1Кл.

Внесистемная единица экспозиционной дозы – рентген (Р). Рентген – это единица экспозиционной дозы фотонного излучения, при прохождении которого через 0,001293 г воздуха в результате завершения всех ионизационных процессов в воздухе создаются ионы, несущие одну электростатическую единицу количества электричества каждого знака. Заметим, что величина 0,001293 г – это масса 1 см³ атмосферного воздуха при нормальных условиях (температура О°С и давление 1013 гПа (760 мм рт. ст.). Соотношение внесистемной единицы СИ.

1Р=2,58 × Ю^-4 Кл/кг.

Основной физической величиной, определяющей степень радиационного воздействия, является поглощенная доза ионизирующего излучения.

Поглощенная доза ионизирующего излучения D – отношение средней энергии dW, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме

D=dW/dm.

ГОСТ допускает вместо термина «поглощенная доза излучения» использовать краткую форму «доза излучения».

Единица поглощенной дозы в системе СИ – грей (Гр). Грей равен поглощенной дозе ионизирующего излучения, при которой веществу массой 1кг передается энергия ионизирующего излучения, равная 1Дж.

Внесистемной единицей поглощенной дозы ионизирующего излучения является рад (рад). Рад равен поглощенной дозе ионизирующего излучения, при которой веществу массой 1г передается энергия ионизирующего излучения, равная 100 эрг. Таким образом, 1 рад=0,01Гр.

В задачах радиационной безопасности при хроническом облучении человека в малых дозах (в дозах, не превышающих пяти предельно допустимых годовых доз при облучении всего тела человека) основной величиной для оценки биологического действия из­лучения любого состава является эквивалентная доза.

Эквивалентная доза ионизирующего излучения Н – произведение поглощенной дозы D на средний коэффициент качества излучения в данном объеме биологической ткани стандартного состава

Н = kD,

где к – средний коэффициент качества.

Коэффициент качества представляет собой регламентированное значение неблагоприятных биологических последствий облучения человека в малых дозах (табл. 2).

Единица эквивалентной дозы в системе СИ – зиверт (Зв).

Зиверт равен эквивалентной дозе, при которой произведение поглощенной дозы в биологической ткани стандартного состава на средний коэффициент качества равно 1Дж/кг. Иными словами, зиверт – единица эквивалентной дозы любого вида излучения в биологической ткани, которое создает такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1Гр рентгеновского или γ-излучения.

Внесистемная единица эквивалентной дозы – бэр (биологический эквивалент рад). Бэр – единица эквивалентной дозы любого вида излучения в биологической ткани, которое создает такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1рад рентгеновского или γ-излучения.

Таким образом, 1 бэр = 0,01 Зв.

Мощность поглощенной дозы D (мощность экспозиционной дозы X, мощность эквивалентной дозы Н) – это отношение приращения поглощенной дозы dD (экспозиционной дозы dX, эквивалентной дозы dH) за интервал времени dt к этому интервалу:

D=dD/dt; X=dX/dt; H=dH/dt.

Таблица 2

Рекомендуемые значения К для излучений различных видов с неизвестным энергетическим составом

Вид излучения	к
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

Величины D, X, H могут быть как постоянными, так и изменяться во времени по некоторому закону. Их единицы – частные от деления единиц поглощенной дозы (кермы, экспозиционной дозы, эквивалентной дозы) или их кратных или дольных единиц на соответствующую единицу времени.

В последние годы для случаев неравномерного облучения разных органов или тканей тела человека введено понятие эффективной эквивалентной дозы Нe.

Для определения этой величины необходимо ввести понятие риска. Риск - вероятность возникновения неблагоприятных последствий для человека (смерть, травматизм, заболевание и т. п.) вследствие облучения, аварии или другой причины, проявление которой носит стохастический характер. Например, риск смерти от курения Г^k=5-10^-4 случаев/(чел.-год). Это означает, что на 10 000 курящих каждый год умирает от болезней, вызываемых курением, 5 человек.

Эффективная эквивалентная доза

H=ΣwH,

где Нт – эквивалентная доза в Т-м органе или ткани; wT – взвешивающий фактор, представляющий собой отношение стохастического риска смерти в результате облучения Т-го органа или ткани к риску смерти от равномерного облучения всего тела при одинаковых эквивалентных дозах (табл. 3).

Таким образом, w определяет весовой вклад данного органа или ткани в риск неблагоприятных последствий для организма при равномерном облучении

Σw=1.

При равномерном облучении всего организма эквивалентная доза в каждом органе или ткани одна и та же НT=Н и, следовательно, Нe=Н.

Таблица 3

Взвешивающие факторы W_T и риск смерти от злокачественных опухолей и наследственных дефектов в результате облучения для 1 человека при эквивалентной дозе 1 Зв гт для задач радиационной защиты

Орган или ткань	Заболевание	Г,10-2 1/чел. × Зв	Wт
Гонады	Наследственные дефекты	0,40	0,25
Молочная железа	Рак	0,25	0,15
Красный костный мозг	Лейкемия	0,20	0,12
Легкие	Рак	0,20	0,12
Щитовидная железа	Рак	0,05	0,03
Поверхность кости	Злокачественные новообра­зования	0,05	0,03
Все другие органы	То же	0,50"	0,30"
Из них на каждый		0,10	0,06
Всего		1,65	1,00

* У первых двух поколений потомства облученных лиц.

** Эта величина распределяется между пятью оставшимися органами и тканями, которые получили самую высокую эквивалентную дозу.

Таким образом, эффективная эквивалентная доза при неравномерном по органам и тканям облучении равна такой эквивалентной дозе при равномерном облучении всего организма, при которой риск неблагоприятных последствий будет таким же, как и при данном неравномерном облучении.

Единицы эффективной эквивалентной дозы совпадают с единицами эквивалентной дозы.

В условиях возможного облучение больших контингентов людей представляется важным уметь определять общий риск, обусловленный обучением от всех источников, и роль в этом каждого из источников. Для такой оценки полезной величиной является коллективная эквивалентная доза.

Коллективная эквивалентная доза S – сумма индивидуальных эквивалентных доз Hi у данного контингента людей:

S=ΣHNi,

где Ni – число лиц среди данного контингента, получивших эквивалентную дозу Hi. Единицей измерения контингента, получивших эквивалентную дозу Hi. Единицей измерения коллективной дозы в системе СИ является чел.×Зв (или чел.×бэр).

Если известен характер распределения индивидуальных доз, то

S=∫HN(H)dH,

Поскольку ∫N(H)dH = N – общее число людей в исследуемой группе, то S = Н×N.

Использование коллективной эквивалентной дозы для определения выхода неблагоприятных исходов, обусловленных облучением от того или иного источника, дает возможность оценить вклад каждого из источников и на этой основе найти оптимальное решение с точки зрения радиационной безопасности.

Разумеется, если доза облучения достаточно велика, облученный человек погибнет. Во всяком случае, дозы облучения порядка 100 Гр вызывают настолько серьезное поражение центральной нервной системы, что смерть, как правило, наступает в течение нескольких часов или дней.

При дозах облучения от 10 до 50 Гр при облучении всего тела поражение центральных органов может оказаться не настолько серьезным, чтобы привести к летальному исходу, однако облученный человек, все равно умрет через одну – две недели от кровоизлияний в желудочно-кишечном тракте. При еще меньших дозах может не произойти серьезных нарушений желудочного тракта или организм с ними справится, но смерть может наступить через один - два месяца, с момента облучения главным образом из-за разрушения клеток красного костного мозга – главного компонента кроветворной системы организма: от дозы 3-5Гр при облучении всего тела умирает примерно половина всех облученных. Таким образом, в этом диапазоне доз облучения большие дозы отличаются от меньших лишь тем, что смерть в первом случае наступает раньше, а во втором – позже.

Следует учитывать также, что одни части тела (органы, ткани) более чувствительны, чем другие: например, при одинаковой эквивалентной дозе облучения возникновение рака в легких более вероятно, чем в щитовидной железе, а облучение половых желез особенно опасно из-за риска генетических повреждений. Поэтому дозы облучения органов и тканей также с разными коэффициентами. Умножив эквивалентные дозы на соответствующие коэффициенты и просуммируя по всем органам и тканям получим эффективную дозу (Табл. 4).

Альфа-частицы, ожидающиеся при радиоактивном распаде, могут быть легко остановлены листом бумаги. Одежда, индивидуальные средства защиты полностью задерживают альфа-частицы. Внешнее их воздействие не опасно для человека. Из-за высокой ионизирующей способности альфа-частиц – крайне опасны при попадании внутрь организма.

Таблица 4

Коэффициенты эффективной дозы облучения

Ткани и органы	Коэффициенты
Гонады (половые железы)	0,20
Костный мозг (красный)	0,12
Легкие	0,12
Желудок	0,12
Мочевой пузырь	0,05
Грудная железа	0,05
Печень	0,05
Пищевод	0,05
Щитовидная железа	0,05
Кожа	0,01
Клетки костных поверхностей	0,01
Остальное	0,05

Примечание. Рубрика «Остальное» состоит из надпочечников, головного мозга, верхнего отдела толстого кишечника (слепая кишка, восходящая и поперечная часть ободочной кишки), тонкого кишечника, почек, мышечной ткани, поджелудочной железы, селезенки, вилочковой железы и матки.

β-излучение: проникающая способность их меньше, чем гамма-излучения. Одежда и индивидуальные средства защиты значительно ослабляют бета-излучение. Ионизирующее действие бета-излучения в сотни раз сильнее гамма-излучения. Для защиты от бета-частиц энергией до 1МэВ достаточно алюминиевой пластины толщиной несколько мм.

γ-излучение: они способны проникнуть на сотни метров через толщи защитных материалов и через индивидуальные средства защиты. Гамма-излучение представляет основную опасность для людей. При радиоактивном заражении местности гамма-излучение действует в течение суток, недель месяцев. Для защиты эффективны тяжёлые элементы (свинец), поглощающие МэВ-ные фотоны в слое толщиной несколько см (рис. 2).

Бумага Человек Металл

Рис. 2. Проникающая способность ионизирующих

излучений

Примечание. Проникающая способность всех видов ионизирующего излучения зависит от энергии.