Единицы оценки ядерных реакций
| Наименование величины | Определение величины | Единицы | Соотношение между единицами | Пояснение | |
| СИ | Внесистемные | ||||
| Активность (в источнике) | Мера количества радиоактивного вещества, выраженная числом радиоактивных превращений в секунду | Беккерель (Бк) | Кюри(Ки) | 1 Ки =3,7 · 1010 Бк | Определяется числом ядерных распадов в секунду: 1 Бк = 1 расп/с |
| Удельная активность | Концентрация активности в массе радиоактивного вещества | Бк/кг | Ки/кг | 1 Ки/кг = 3,7 · 1010 Бк/кг | 1 Ки/кг соответствует такой активности, которую создает 1 г радия |
| Объемная активность | Концентрация активности в объеме радиоактивного вещества | Бк/м2 | Ки/л | 1 Ки/кг = 3,7 · 1013 Бк/м3 | Используется для оценки загрязнения воздуха и воды |
| Плотность загрязнения | Концентрация активности на поверхности территории | Бк/м2 | Ки/км2 | 1 Ки/км2 = 3,7 · 1014 Бк/м2 | Используется для оценки площадной загрязненности местности |
Под удельной активностью понимают активность, отнесенную к единице массы или объема, например, Ки/г, Ки/л и т. д.
Единицы измерения сведены в таблицах35 и 36.
ИСТОЧНИКИ ИЗЛУЧЕНИЯ
Различают естественные и созданные человеком источники излучения. Основную часть облучения население Земли получает от естественных источников. Естественные (природные) источники космического и земного происхождения создают естественный радиационный фон (ЕРФ), На территории России естественный фон создает мощность экспозиционной дозы порядка 40-200 мбэр/год. Излучение, обусловленное рассеянными в биосфере искусственными радионуклидами, порождает искусственный радиационный фон (ИРФ), который в настоящее время в целом по земному шару добавляет к ЕРФ лишь 1-3%.
Сочетание ЕРФ и ИРФ образует радиационный фон (РФ), который воздействует на все население земного шара, имея относительно постоянный уровень.
Космические лучи представляют поток протонов и α-частиц, приходящих на Землю из мирового пространства. К естественным источникам земного происхождения относится излучение радиоактивных веществ, содержащихся в породах, почве, строительных материалах, воздухе, воде.
По отношению к человеку источники облучения могут находиться вне организма и облучать его снаружи. В этом случае говорят о внешнем облучении. Радиоактивные вещества могут оказаться в воздухе, которым дышит человек, в пище, в воде и попасть внутрь организма. Это будет внутреннее облучение.
Средняя эффективная эквивалентная доза, получаемая человеком от внешнего облучения за год от космических лучей, составляет0,3 миллизиверта, от источников земного происхождения –0,35 миллизиверта.
В среднем примерно 2/3 эффективной эквивалентной дозы облучения, которую человек получает от естественных источников радиации, поступает от радиоактивных веществ, попавших в организм с пищей, водой, воздухом.
Наиболее весомым из всех естественных источников радиации является невидимый, не имеющий вкуса и запаха тяжелый газ радон (в 7,5 раза тяжелее воздуха). Радон и продукты его распада ответственны примерно за 3/4 годовой индивидуальной эффективной эквивалентной дозы облучения, получаемой населением от земных источников, и примерно за половину этой дозы от всех источников радиации. В здания радон поступает с природным газом (3 кБк/сут), с водой (4), с наружным воздухом (10), из стройматериалов и грунта под зданием (60 кБк/сут).
За последние десятилетия человек создал более тысячи искусственных радионуклидов и научился применять их в различных целях. Значения индивидуальных доз, получаемых людьми от искусственных источников, сильно различаются.
ИЗМЕРЕНИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
Необходимо помнить, что не существует универсальных методов и приборов, применимых для любых условий. Каждый метод и прибор имеют свою область применения. Неучет этих замечаний может привести к грубым ошибкам.
В радиационной безопасности используют радиометры, дозиметры и спектрометры.
Радиометры – это приборы, предназначенные для определения количества радиоактивных веществ (радионуклидов) или потока излучения. Например, газоразрядные счетчики (Гейгера–Мюллера).
Дозиметры – это приборы для измерения мощности экспозиционной или поглощенной дозы.
Спектрометры служат для регистрации и анализа энергетического спектра и идентификации на этой основе излучающих радионуклидов.
Принцип действия любого прибора, предназначенного для регистрации проникающих излучений, состоит в измерении эффектов, возникающих в процессе взаимодействия излучения с веществом.
Наиболее распространенным является ионизационный метод регистрации, основанный на измерении непосредственного эффекта взаимодействия излучения с веществом, т. е. степени ионизации среды, через которую прошло излучение.
Для измерений применяют ионизационные камеры или счетчики, служащие датчиком, и регистрирующие схемы, содержащие чувствительные элементы.
Ионизационная камера (рис. 42) представляет собой конденсатор, состоящий из двух электродов 1 и 2, между которыми находится газ.
Электрическое поле между электродами создается от внешнего источника 4. При отсутствии радиоактивного источника 5 ионизации в камере не происходит и измерительный прибор тока показывает на нуль. Под действием ионизирующего излучения в газе камеры возникают положительные и отрицательные ионы. Под действием электрического поля отрицательные ионы движутся к положительно заряженному электроду, положительные к отрицательно заряженному электроду. В цепи возникает ток, который регистрируется измерительным прибором 3. Ионизационные камеры обычно работают в режиме тока насыщения, при котором каждый акт ионизации дает составляющую тока. По току насыщения определяются интенсивность излучения и количество данного радиоактивного вещества.
Сцинтилляционный метод регистрации излучений основан на измерении интенсивности световых вспышек, возникающих в люминесцирующих веществах при прохождении через них ионизирующих излучений. Для регистрации световых вспышек используют фотоэлектронный умножитель (ФЭУ) с регистрирующей электронной схемой. Вещества, испускающие свет под воздействием ионизирующего излучения, называются сцинтилляторами (фосфорами, флуорами, люминофорами).
ФЭУ позволяет преобразовывать слабые вспышки от сцинтиллятора в достаточно большие электрические импульсы, которые можно зарегистрировать обычной несложной электронной аппаратурой.
Сцинтилляционные счетчики можно применить для измерения числа заряженных частиц, гамма-квантов, быстрых и медленных нейтронов; для измерения мощности дозы от бета-, гамма- и нейтронного излучений; для исследования спектров гамма- и нейтронного излучений.
Сцинтилляционный метод имеет ряд преимуществ перед другими методами, прежде всего это высокая эффективность измерения проникающих излучений, малое время высвечивания сцинтилляторов, что позволяет производить измерения с короткоживущими изотопами.
С помощью фотографического метода были получены первые сведения об ионизирующих излучениях радиоактивных веществ. При воздействии излучения на фотографическую пленку или пластинку в результате ионизации в фотоэмульсии происходят фотохимические процессы, вследствие которых после проявления выделяется металлическое серебро в тех местах, где произошло поглощение излучения. Способность фотоэмульсии регистрировать излучение, преобразованное различными фильтрами, позволяет получить подробные сведения о количестве измеряемого излучения.
Химически обработанная пленка имеет прозрачные и почерневшие места, которые соответствуют незасвеченным и засвеченным участкам фотоэмульсии. Используя этот эффект для дозиметрии, можно установить связь между степенью почернения пленки и поглощенной дозой. В настоящее время этот метод используется лишь для индивидуального контроля дозы рентгеновского, гамма-, бета- и нейтронного излучений.
Описанные выше методы регистрации излучений весьма чувствительны и непригодны для измерения больших доз. Наиболее удобными для этих целей оказались различные химические системы, в которых под воздействием излучения происходят те или иные изменения, например: окрашивание растворов и твердых тел, осаждение коллоидов, выделение газов из соединений. Для измерения больших доз применяют различные стекла, которые меняют свою окраску под воздействием излучения.
Для измерения достаточно больших мощностей дозы применяют калориметрические методы, в основе которых лежит измерение количества тепла, выделенного в поглощающем веществе.
Калориметрические методы применяют для градуировки более простых методов определения поглощенных доз, а также для определения совместного и раздельного гамма- и нейтронного излучений в ядерных реакторах, ускорителях, где мощность поглощенной дозы составляет несколько десятков рад в час.
Большое распространение получили вошедшие в практику в последнее десятилетие полупроводниковые, а также фото- и термолюминесцентные детекторы ионизирующих излучений.
НОРМИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
Вопросы радиационной безопасности регламентируется Федеральным законом «О радиационной безопасности населения», нормами радиационной безопасности (НРБ-96) и другими правилами и положениями. В законе «О радиационной безопасности населения» говорится: «Радиационная безопасность населения – состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения» (статья 1).
«Граждане Российской Федерации, иностранные граждане и лица без гражданства, проживающие на территории Российской Федерации, имеют право на радиационную безопасность. Это право обеспечивается за счет проведения комплекса мероприятий по предотвращению радиационного воздействия на организм человека ионизирующего излучения выше установленных норм, правил и нормативов, выполнения гражданами и организациями, осуществляющими деятельность с использованием источников ионизирующего излучения, требований к обеспечению радиационной безопасности» (статья 22).
Требования НРБ-96 являются обязательными для всех юридических лиц. Эти нормы являются основополагающим документом, регламентирующим требования закона РФ «О радиационной безопасности населения», и применяются во всех условиях воздействия на человека излучения искусственного или природного происхождения.
В НРБ-96 приводятся термины и определения. Так, в нормах сказано, что радиационный риск – это вероятность того, что облучение повлечет за собой какие-либо конкретные вредные последствия для человека.
Таблица 37
Основные дозовые пределы
| Нормируемые величины | Дозовые пределы | |
| лица из персонала (группа А) | лица из населения | |
| Эффективная доза | 20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год | 1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год |
| Эквивалентная доза за год в хрусталике | 150 мЗв | 15м3в |
| Коже | 500 мЗв | 50 мЗв |
| Кистях и стопах | 500 мЗв | 50м3в |
Нормы устанавливают следующие категории облучаемых лиц: персонал и все население. Персонал – лица, работающие с техническими источниками (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б). Предел индивидуального риска для техногенного облучения лиц из персонала принимается равным 1 х 10-3 за год, для населения 5,0 х 10-5 за год. Уровень пренебрежимого риска принимается равным 10-6 за год.
Для категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса нормативов:
- основные дозовые пределы (табл. 37);
- допустимые уровни монофакторного (для одного радионуклида или одного вида внешнего излучения, пути поступления) воздействия, являющиеся производными от основных дозовых пределов: пределы годового поступления, допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА) и удельные активности (ДУА) и т. д.;
- контрольные уровни (дозы и уровни). Контрольные уровни устанавливаются администрацией учреждения по согласованию с органами Госсанэпиднадзора. Их численные значения должны учитывать достигнутый в учреждении уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.
Основные дозовые пределы облучения лиц из персонала и населения не включают в себя дозы от природных, медицинских источников ионизирующего излучения и дозу вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.
При подсчете вклада в общее (внешнее и внутреннее) облучение от поступления в организм радионуклидов берется сумма произведений поступлений каждого радионуклида за год на его дозовый коэффициент. Годовая эффективная доза облучения равна сумме эффективной дозы внешнего облучения, накопленной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же период. Интервал времени для определения величины ожидаемой эффективной дозы устанавливается равным 50 лет для лиц из персонала и 70 лет – для лиц из населения.
Для каждой категории облучаемых лиц допустимое годовое поступление радионуклида рассчитывается путем деления годового предела дозы на соответствующий дозовый коэффициент.
ЗАЩИТА ОТ ИЗЛУЧЕНИЙ
Дозу излучения (Р) на рабочем месте можно рассчитать по формуле:
Д = (α Кα t)/(R2),
где α – активность источника, мКи; Кγ – гамма-постоянная изотопа, которая берется из таблиц; t – время облучения, ч; R – расстояние, см.
Из этой формулы следует, что для защиты от γ-излучения существует три метода: защита временем, расстоянием и экранированием.
Защита временем состоит в том, чтобы ограничить время t пребывания в условиях облучения и не допустить превышения допустимой дозы.
Защита расстоянием основывается на следующих физических положениях. Излучение точечного или локализованного источника распространяется во все стороны равномерно, т. е. является изотропным. Отсюда следует, что интенсивность излучения уменьшается с увеличением расстояния R от источника по закону обратных квадратов.
Принцип экранирования или поглощения основан на использовании процессов взаимодействия фотонов с веществом. Если заданы продолжительность работы, активность источника и расстояние до него, а мощность дозы p0 на рабочем месте оператора оказывается выше допустимой Рд, нет другого пути, как понизить значение ро в необходимое число раз: п = Р0/Рд, поместив между источником излучения и оператором защиту из поглощающего вещества.
Защитные свойства материалов оцениваются коэффициентом ослабления. Например, для половинного ослабления потоков фотонов с энергией 1 МэВ необходим слой свинца в 1,3 см или 13 см бетона. Это «эталонные» материалы.
Защитная способность других веществ больше или меньше во столько раз, во сколько раз отличаются их плотности от плотности свинца и бетона. Чем легче вещество, тем больше его требуется для защиты. Зная необходимую кратность ослабления п излучения, легко определить соответствующее ему число m слоев половинного ослабления, при котором мощность дозы Р будет понижена до допустимой Рд:
n = 2m; lg n = 0,3 m; m = lg n/0,3.
Безопасность работы с радиоактивными веществами и источниками излучений предполагает научно обоснованную организацию труда. Администрация предприятия обязана разработать детальные инструкции, в которых излагается порядок проведения работ, учета, хранения и выдачи источников излучения, сбора и удаления радиоактивных отходов, содержания помещений, меры личной профилактики, организация и порядок проведения радиационного (дозиметрического) контроля.Все работающие должны быть ознакомлены с этими инструкциями, обучены безопасным методам работы и обязаны сдать соответствующий техминимум. Все поступающие на работу должны проходить предварительный, а затем периодические медицинские осмотры.
Следует отметить, что организм не беззащитен в поле излучения. Существуют механизмы пострадиационного восстановления живых структур. Поэтому до определенных пределов облучение не вызывает вредных сдвигов в биологических тканях. Если допустимые пределы повышены, то необходима поддержка организма (усиленное питание, витамины, физическая культура, сауна и др.). При сдвигах в кроветворении применяют переливание крови. При дозах, угрожающих жизни (600-1000 бэр) используют пересадку костного мозга. При внутреннем переоблучении для поглощения или связывания радионуклидов в соединения, препятствующие их отложению в органах человека, вводят сорбенты или комплексообразующие вещества.
К числу технических средств защиты от ионизирующих излучений относятся экраны различных конструкций. В качестве СИЗ применяют халаты, комбинезоны, пленочную одежду, перчатки, пневмокостюмы, респираторы, противогазы. Для защиты глаз применяются очки. Весь персонал должен иметь индивидуальные дозиметры.
Хранение, учет, транспортирование и захоронение радиоактивных веществ должно осуществляться в строгом соответствии с правилами.
Для защиты от вредных воздействий веществ применяют радиопротекторы.
Протекторы – это лекарственные препараты, повышающие устойчивость организма к воздействию вредных веществ или физических факторов. Наибольшее распространение получили радиопротекторы, т. е. лекарственные средства, повышающие защищенность организма от ионизирующих излучений или снижающие тяжесть клинического течения лучевой болезни.
Радиопротекторы действуют эффективно, если они введены в организм перед облучением и присутствуют в нем в момент облучения. Например, известно, что йод накапливается в щитовидной железе. Поэтому, если есть опасность попадания в организм радиоактивного йода I131, то заблаговременно вводят йодистый калий или стабильный йод. Накапливаясь в щитовидной железе, эти нерадиоактивные разновидности йода препятствуют отложению в ней опасного в радиоактивном отношении I131. Защитный эффект, оцениваемый так называемым фактором защиты (ФЗ), зависит от времени приема стабильного йода относительно начала попадания радиоактивного вещества (РВ) в организм. При приеме йода за 6 ч до контакта с РВ фактор защиты ФЗ =100 раз. Если время контакта с РВ и время приема йода совпадают, ФЗ = 90 раз. Если йод вводится через 2 ч после начала контакта, то ФЗ =10 раз. Если йод вводится через 6 ч, Ф3= 2.
Для защиты от стронция Cs137, проникающего в костную ткань, рекомендуется употреблять продукты, содержащие кальций (фасоль, греча, капуста, молоко).
Радиопротекторы, снижающие эффект облучения, изготовлены в виде специальных препаратов.
Например, препарат РС-1 является радиопротектором быстрого действия. Защитный эффект наступает через 40-60 мин и сохраняется в течение 4-6 ч.
Препарат Б-190 – радиопротектор экстренного действия, радиозащитный эффект которого наступает через 5-15 мин и сохраняется в течение часа.
Препарат РДД-77 – радиопротектор длительного действия, защитный эффект которого наступает через 2 суток и сохраняется 10-12 суток.
Существует много других радиопротекторов, имеющих различный механизм действия.
Защита от ионизирующих излучений представляет очень серьезную проблему и требует объединения усилий ученых и специалистов не только в национальных рамках, но и в международном масштабе.
В конце 20-х гг. была создана Международная комиссия по радиационной защите (МКРЗ), которая разрабатывает правила работы с радиоактивными веществами. В России имеется соответствующая национальная комиссия. Мировая общественность стала проявлять повышенную тревогу по поводу воздействия ионизирующих излучений на человека и окружающую среду с начала 50-х гг. Это было связано с последствиями бомбардировок Хиросимы и Нагасаки, а также с испытаниями ядерного оружия, приведшими к распространению радиоактивного материала по всему земному шару.
Сведений о влиянии радиоактивных осадков на биологические объекты было еще недостаточно, и Генеральная Ассамблея ООН в 1955 г. основала Научный Комитет по действию атомной радиации (НКДАР) для оценки в мировом масштабе доз облучения, их эффекта и связанного с ними риска.
Среди опасностей, угрожающих человеку, немногие приковывают к себе столь постоянное внимание общественности и вызывают так много споров, как проблема радиации. Особенно много дискуссий и акций протеста возникает по поводу атомной энергетики. Состояние тревоги резко обострилось после аварии на ЧАЭС 26 апреля 1986 г.
ООН в 1957 г. учредила специальную организацию – Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ), которая занимается проблемами международного сотрудничества в области мирового использования атомной энергии. Одно из основных направлений деятельности МАГАТЭ – проблема безопасности атомных станций. Эксперты МАГАТЭ проводят проверки и заключения об уровне безопасности конкретных АЭС. В частности, МАГАТЭ разработало международную шкалу оценки опасности ядерных аварий.