Исследование радиоактивных загрязнений

Цель работы:

1. Ознакомление с физическими единицами радиоактивных излуче­ний и допустимыми дозами излучения.

2. Изучение методики измерения мощности экспозиционной дозы.

3. Изучение экранирующих свойств различных материалов

Общие положения

Применение атомной энергии для производства электроэнергии, ши­рокое использование радиоактивных изотопов в различных областях че­ловеческой деятельности (медицина, дефектоскопия, приборостроение, сельское хозяйство и т.п.) повышают вероятность радиоактивного загряз­нения местности. При этом воздействию подвергаются элементы при­родной среды, располагающиеся на этой территории, возможно попадание радиоактивных загрязнений и на другие территории, например, с по­верхностными и подземными водами, с пылью, переносимой воздушны­ми массами, с продуктами питания и т.п.

Радиоактивные излучения вызывают ионизацию атомов и молекул живых тканей, в результате чего происходит разрыв нормальных связей и изменение химической структуры, что влечет за собой либо гибель кле­ток, либо мутацию организма. Действие мощных доз ионизирующих из­лучений вызывает гибель живой природы.

Различают следующие виды радиоактивных излучений альфа a, бета b ; нейтронное N; рентгеновское R; гамма g. Первые три вида из­лучений являются корпускулярными излучениями, т. е. потоками частиц, два последних - электромагнитными излучениями.

Альфа - излучение представляет собой поток ядерных осколков, кото­рые состоят из двух протонов и двух нейтронов, т. е. каждую a - частицу можно рассматривать как ядро гелия. Этот вид излучения характеризует­ся самой большой ионизирующей способностью, но самой малой длиной свободного пробега (проникающей способностью). Бета-излучение - это поток электронов или позитронов. Оно характеризуется большей, чем у a-излучения, длиной свободного пробега, но меньшей ионизирующей способностью. Нейтронное излучение - это поток нейтронов. В силу того, что эти частицы не имеют заряда, из трех корпускулярных видов излуче­ния данное обладает наибольшей проникающей способностью, а по ионизирующей способности находится между a и b -излучениями

Рентгеновское и гамма-излучения характеризуются наибольшей про­никающей способностью, являются электромагнитными излучениями с длинами волн соответственно:

l_R=10^-8…10^-11 м и l_γ 10^-11

Радиоактивные излучения характеризуются следующими физическими величинами.

Активность радиоактивного источника - это число радиоактивных рас­падов в единицу времени. Активность А в СИ измеряется в беккерелях, и внесистемная единица - кюри (1 Бк = 1 распад/с, 1 Ки -= 3,7×10¹⁰ Бк).

Экспозиционная доза определятся по ионизации сухого воздуха как отношение суммарного заряда всех ионов одного знака SQ, созданных в воздухе к массе воздуха Dm в этом объеме Д_о=SQ/Dm. Единица экспозиционной дозы в СИ - Кл/кг, внесистемной едини­цей является рентген (1 Р = 2,58×10^-4 Кл/кг).

Поглощенная доза - это энергия любого ионизирующего излучения, поглощённая облучаемым веществом и рассчитанная на единицу его массы. Данная энергия расходуется на нагрев вещества и на его физические и химические превращения. Величина поглощенной дозы зависит от вида излучения, энергии частиц или плотности потока и от состава облучае­мого вещества. Единица поглощенной дозы D в СИ – "грей", внесистемная – рад

(1 Гр=1 Дж/кг; 1 рад =10^-2Гр).

Мощность дозы – это экспозиционная или поглощенная доза, отнесенная к единице времени. Измеряются мощности доз в СИ в Кл/(кг×с), Кл/(кг×ч) и т. п., или Гр/с, Гр/ч и т. п., внесистемные единицы – Р/с, Р/ч и т. п. или рад/с, рад/ч и т. п.

Эквивалентная доза. При облучении живых организмов, в частности человека, возникают биологические эффекты, последствия которых при одной и той же поглощенной дозе не адекватны для разных видов илучения. Таким образом, знание величины поглощенной дозы недостаточ­но для оценки радиационной опасности. Принято сравнивать биологи­ческие эффекты, вызываемые любыми ионизирующими излучениями, с эффектами от ренггеновского и гамма-излучений. Коэффициент показывающий, во сколько раз радиационная опасность данного вида излучения для человека выше, чем рентгеновское излучение при одинаковой поглощенной дозе, называется коэффициентом качества излучения К. Для всех видов коэффициент качества устанавливается на основания ра­диобиологических исследований (табл. 1) Эквивалентная доза определя­ется как произведение поглощенной дозы на коэффициент качества Н=К×D. Единица эквивалентной дозы - зиверт, внесистемная - бэр (1 бэр= 10^-2 Зв)

По величине экспозиционной дозы можно рассчитать поглощенную дозу рентгеновского и гамма-излучений в любом веществе, зная состав вещества и энергию фотонов. Для человека, соотношение экспозицион­ной и поглощенной доз равно следующем значению:

1 Кл/кг@33 Гр или 100 Р@85 рад

Таблица 1

Значения коэффициентов качества различных видов излучения

Вид излучения	g	R	b	a	N тепл	N <5МэВ	N ³5МэВ
Коэффициент качества

Естественные источники ионизирующих излучений (космические лучи, естественная радиоактивность почвы, воды и воздуха, а также радиоак­тивность, содержащаяся в теле человека) создают на территории России мощность экспозиционной дозы 5…25 мкР/ч или для человека мощность эквивалентной дозы 0,4…2 мЗв/год (48…100 мбэр/год).

Основными документами, определяющими радиационную безопасность на территории России, являются "Нормы радиационной безопасности

(НРБ–76/78)", "Основные правила работы с источниками ионизирую­щих излучении (ОСП–72/87)" и "Правила безопасной транспортировки радиоактивных веществ (ПБТРВ–73)". На основании этих документов и в строгом соответствии с ними разрабатываются ведомственные и отрас­левые правила.

Нормирование осуществляется дифференцированно для различных категорий облучаемых лиц, различающихся по степени контакта с источ­никами ионизирующих излучений и условиями проживания. Установле­ны три категории облучаемых лиц:

категория А - персонал (лица, которые постоянно или временно не­посредственно работают с источниками ионизирующих излучений);

категория Б - ограниченная часть населения (лица, которые не работают с источниками излучений, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию радиоактивных ве­ществ; к этой категории относятся работники предприятий или учрежде­нии, где исполбзуются радиоактивные вещества, а также часть населе­ния, проживающая в зоне наблюдения, например около АЭС);

категория В – население области, края, республики, страны.

В реальных условиях различные органы и ткани человека облучаются неодинаково, кроме того, различные органы и ткани обладают неодинаковой радиочувствительностью. В этой связи введены нормы для трёх групп критических органов. К I группе относятся гонады (органы репродукции), красный костный мозг, ко II – мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, лёгкие, хрусталик глаза и другие органы, за исключением тех, которые отнесены к I и III группам; к III – кожный покров, костная ткань кисти, предплечья, голени и стопы.

В зависимости от труппы критических органов в качестве основных дозовых пределов для категории А устанавливаются предельно допусти­мая доза за календарный год (ППД), а для категории Б – предел дозы за календарный год (ПД). Суть различия между ПДД и ПД в том, что ПДД не может быть превышена ни у кого из лиц категории А, исключая осо­бые случаи. Если исходить из малых значений ПД, а следовательно, и связанного с ним малого значения риска, то некоторое превышение ПД у отдельных индивидуумов категории Б вследствие естественных разли­чий в условиях жизни считается допустимым и не создаёт какой-либо дополнительной опасности для общества в целом и для отельных индивидуумов в частности. Годовые пределы облучения приведены в табл. 2.

Таблица 2

Головой дозовый предел облучения, мЗв (бэр)

Годовой дозовый предел	Группа критических органов
I	II	III
ДД для лиц категории А	50 (5)	150(15)	300 (30)
ПД для лиц категории Б	5 (0,5)	15(1,5)	30(3)

Уровень возможного облучения лиц категории Б оценивается по дан­ным о значении мощности дозы излучения в различных точках зоны наблюдения, величине радиоактивных выбросов, активности объектов окружающей среды (почвы, растительности, воды, воздуха). Для лиц категории В облучение не регламентируется. Ограничение облучения населения осуществляется путём нормирования или контроля радиоактивности объектов окружающей среды, включая продукты питания, выбросы радиоактивных продуктов при тех или иных технологических процессах. При этом регистрируется любое превышение естественного фона.

В связи с особенностями питания в различных регионах страны в НРБ–76/87 не установлены единые допустимые концентрации радионук­лидов в пищевых продуктах. В случае возможного поступления радио­нуклидов с пищей или водой их величина регламентируется таким обра­зом, чтобы их суммарное количество, поступающее в организм с питье­вой водой, вдыхаемым воздухом и пищевыми продуктами, не превышало предела годового поступления (ПГП).

При эксплуатации АЭС наибольший вред приносят природе газоаэрозольные выбросы. Эти выбросы осуществляются через высокие ис­точники (трубы) с целью максимального разбавления их в атмосфере. Основным мероприятием, направленным на снижение вредного влияния АЭС на окружающую среду, является контроль за предельно допустимым выбросом (ПДВ), т. е. максимальным количеством радиоактивных веществ, выбрасываемых через источник данной высоты, при условии, что в приземном слое содержание радиоактивных веществ не будет пре­вышать допустимого содержания (Ки/га), ПДВ измеряется в Ки/год.

В случае радиоактивного загрязнения местность дезактивируется, т. е. обрабатывается специальными растворами с последующим сбором жид­кости и захоронением ее, а также снятием верхнего слоя почвы и захоро­нением его.