Тема 10.1 ИСТОЧНИКИ И ХАРАКТЕР ФОРМИРОВАНИЯ РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ, ЕЕ ОЦЕНКА. ОСНОВНЫЕ МЕРОПРИЯТИЯ ПО ЗАЩИТЕ
Таблица 1
Дозовые критерии ионизирующего излучения
| № | НАИМЕНОВАНИЕ | ОПРЕДЕЛЕНИЕ | Единицы измерения | |
| пп | ДОЗ | Внесист. | СИ | |
| 1. | Поглощенная доза | Средняя энергия переданная источником ионизирующего излучения единице массы | Рад (100 эр/г) | Гр (грей) (Дж/кг) |
| облучаемого вещества | 100 рад = 1 грей | |||
| 2. | Экспозиционная доза (поглощенная доза по воздуху) | Мера характеризующая опасность воздействия фотонного (гамма и рентгеновского) излучения, определенная по ионизации воздуха | Рентген Р (87,7 эр/г) | Кл/кг (кулон/кг) |
| 3. | Эквивалентная доза | Поглощенная доза умноженная на соответствующий коэффициент для | бэр | Зв (зиверт) |
| данного вида излучения | 100 бэр = 1 Зв | |||
| 4. | Эффективная доза | Величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности | бэр | Зв |
О степени заражения РВ поверхности различных объектов принято судить по мощности дозы гамма-излучения вблизи зараженных объектов.
Мощностью дозы называется доза ионизирующего излучения, отнесенная к единице времени. Единицами измерения мощности доз являются соответственно для:
· экспозиционной дозы - р/час;
· поглощенной дозы - рад/час.
Для оценки загрязнения открытых поверхностей выпавшими радиоактивными частицами можно использовать ориентировочное соотношение между мощностью дозы на местности (Р/ч) и плотностью радиоактивного загрязнения (Ки/м2). Загрязнение плотностью 1 Ки/км2 эквивалентно мощности дозы 0,1 мР/ч (1 Ки/м2 = 10 Р/час).
Допустимые нормы заражения (загрязнения) различных поверхностей зданий, техники, одежды, кожного покрова и т.д. определены «Положением о дозиметрическом и химическом контроле» (утвержденное Приказом НГО СССР № 9 от 1980г.) и НРБ-99).
Дозиметрический контроль - это система мероприятий организуемых для контроля радиоактивного облучения людей (а) и определения степени р/а загрязнения (заражения) оборудования, техники, продовольствия, воды... (б).
| а) |
Контроль облучения проводится в целях своевременного получения данных о поглощенных дозах облучения людей и сельскохозяйственных животных. По данным контроля облучения устанавливается или подтверждается факт внешнего воздействия ионизирующих излучений, оценивается работоспособность людей и уточняется сортировочное предназначение пораженных.
Поглощенная доза внешнего облучения определяется войсковыми измерителями дозы ИД-1 и индивидуальными измерителями дозы ИД-21, которые регистрируют гамма- и нейтронное излучение.
Экспозиционная доза внешнего облучения измеряется дозиметрами ДКП-50А из комплектов ДП-24, которые регистрируют гамма-излучение.
Контроль облучения людей подразделяется на групповой и индивидуальный.
Групповой контроль облучения проводится в целях получения данных для оценки работоспособности формирований ГО, рабочих и служащих организаций и осуществляется с помощью войсковых измерителей дозы ИД-1 или дозиметров ДКП-50А, неработающего населения - расчетным методом.
Индивидуальный контроль облучения проводится в целях получения данных о дозах облучения каждого человека, которые необходимы для первичной диагностики степени тяжести острой лучевой болезни при сортировке пораженных на этапах медицинской эвакуации. Этот контроль осуществляется с помощью индивидуальных измерителей дозы ИД-11.
Групповой контроль облучения расчетным методом заключается в определении дозы облучения населения по средним уровням радиации в населенных пунктах с учетом продолжительности облучения и защищенности людей, либо по уровням радиации в начале и конце облучения. Расчет доз облучения населения производится по формулам:
- при расположении на местности и на
маршрутах передвижения
= для АЭС
= для ядерного взрыва, где
Д- доза облучения
Рср. - средний мощность дозы на местности (маршруте);
Рн – мощность дозы начала облучения;
Рк – мощность дозы конца облучения;
Т - продолжительность облучения, ч;
tн - время начала облучения;
tк - время конца облучения;
Косл -коэффициент ослабления доз гамма- или гамма и нейтронного излучения (дать простую задачу).
Таблица 2
Дозы, не приводящие к потере трудоспособности
| Однократная | (в течение до 4 суток) | · 50 рад |
| Многократная | а) от 10 до 30 суток | · 100 рад |
| б) до 3-х месяцев | · 200 рад | |
| в) до 1 года | · 300 рад |
трудоспособность личного состава формирований ГО рабочих, служащих и остального населения в зависимости от полученных ими доз и продолжительности облучения подразделяются на следующие категории:
- трудоспособность полная - профессиональные обязанности выполняются в полном объеме;
- трудоспособность сохранена - профессиональные обязанности выполняются в полном объеме, но замедленно время реакции в сложной обстановке;
- трудоспособность ограничена - профессиональные обязанности в сфере умственной работы выполняются, однако число ошибочных действий составляют 10-15%, выполнение тяжелой физической работы затруднено (снижено более 50% исходного уровня);
- трудоспособность существенно ограничена - в сфере умственной работы возможно выполнение только основных закрепленных профессиональных навыков без анализа сложной обстановки, число ошибочных действий составляет 20% и более; возможно, как исключение, выполнение легкой физической работы.
Таблица 3
Оценка работоспособности облученных людей
| КАТЕГОРИЯ РАБОТОСПОСОБНОСТИ | Дозы облучения, рад (р), полученные в течение | |
| 4 суток | 30 суток | |
| Трудоспособность полная | менее 50 | менее 100 |
| Трудоспособность сохранена | 50-200 | 100-300 |
| Трудоспособность ограничена | 200-400 | 300-500 |
| Трудоспособность существенно ограничена | 400-600 | 500-700 |
Таблица 4
Возможные последствия облучения людей
| Степень облучения | Дозы облучения (рад.) | Возможные последствия |
| I легкая | 100-200 | Излечима. 75 рад. вызывает кратковременные изменения в составе крови. |
| II средняя | 200-400 | 20% смертельный исход. Скрытый период - неделя. Выздоровление наступает через 1,5-2 месяца. |
| III тяжелая | 400-600 | Без лечения умирает 20-70%. Скрытый период несколько часов. Излечение через 6-8 месяцев |
| IV крайне тяжелая | > 600 | Смерть наступает в течение 2-х недель. При дозе 5000 рад. человек утрачивает работоспособность через несколько минут |
При оценке суммарной дозы облучения необходимо учитывать способность организма человека восстанавливать большую часть радиационного поражения. Эта часть составляет около 90% общей дозы, которую принято называть обратимой дозой, 10% - не восстанавливается (остаточная доза) из 90% (обратимой дозы) половина восстанавливается через 1 месяц, а все возможное восстановление происходит через 3 месяца со скоростью, примерно, 2,5% в сутки. Причем в первые 4 суток с момента облучения восстановления не происходит.
Чтобы определить, в какой мере организм еще может быть подвержен воздействию полученной дозы облучения, необходимо сложить 10 % остаточной дозы и ту часть обратимой дозы от которой организм на данный момент еще не освободился.
Это необходимо при определении допустимых доз облучения в организации АСДНР на р/а зараженной местности.
Штабы и службы ГО организаций, а также командиры формирований ГО при организации группового контроля облучения особое внимание уделяют своевременному обеспечению личного состава техническими средствами контроля, сбору и учету данных о дозах облучения людей и определению категории их работоспособности.
В целях осуществления контроля облучения личному составу формирований ГО, рабочим и служащим организаций выдаются войсковые измерители дозы ИД-1 или дозиметры ДКП-50А из расчета:
· один на звено, расчет;
· один-два на группу численностью 14-20 человек (производственную, сельскохозяйственную бригаду), а также на защитное сооружение ГО;
· должностным лицам ГОЧС, а также лицам, действующим в отрыве от своих формирований ГО, - каждому по дозиметру. Выдача войсковых измерителей дозы (дозиметров) производится распоряжением соответствующих начальников ГО. Место, время и порядок выдачи определяется начальниками штабов ГО организаций и ОУ ГОЧС всех других степеней.
Считывание показаний с войсковых измерителей дозы (дозиметров) производится непосредственным начальником (командиром) или назначенным лицом не реже одного раза в сутки. Транспортирование войсковых измерителей дозы (дозиметров) для считывания показаний запрещается.
Время считывания показаний с войсковых измерителей дозы (дозиметров) устанавливается штабами ГО. Однако, после воздействия на людей гамма- и нейтронного излучения (проникающей радиации) при ядерном взрыве считывание показаний производится немедленно.
Данные группового контроля облучения заносятся в ведомость выдачи войсковых измерителей дозы (дозиметров) и считывания показаний.
После считывания показаний производится перезарядка измерителей дозы (дозиметров) и они возвращаются к лицам, за которыми закреплены.
Измерители дозы (дозиметры), находящиеся у пораженных, при направлении их в лечебное учреждение изымаются и передаются другим лицам.
Учет доз облучения по показаниям измерителей дозы (дозиметров) ведется:
· в командах и группах - всего личного состава;
· в отрядах - личного состава управления отряда и всех командиров команд (групп);
· в штабах ГО организаций - руководящего состава объекта, личного состава штаба и командиров отрядов, команд и отдельных групп;
Данные о дозах облучения заносятся в журнал контроля облучения.
Суммарные дозы облучения периодически записываются в карточку учета доз облучения.
При отсутствии войсковых измерителей дозы (дозиметров) ОУ по делам ГОЧС городов и районов с привлечением жилищно-эксплуатационных контор (ЖЭК) и домоуправлений дозы облучения неработающего населения определяют расчетным методом.
| б) |
Контроль радиационного заражения (загрязнения) радиоактивными веществами людей, сельскохозяйственных животных, а также техники, транспорта, средств индивидуальной защиты, одежды, продовольствия, воды, фуража и др.объектов. Он осуществляется путем измерения степени заражения (загрязнения) по гамма-излучению или определения удельной активности по бета- и альфа-излучению.
Мощность дозы излучения (уровень радиации) измеряется с помощью приборов типа ДП-5В, ИМД-5, удельная активность РВ- с помощью пересчетных установок типа ДП-100.
Контроль радиоактивного заражения (загрязнения) людей техники, транспорта и других объектов проводится, как правило, вне зон заражения (загрязнения). При необходимости этот контроль можно проводить и на зараженной местности.
Контроль радиоактивного заражения (загрязнения) людей, техники и транспорта может быть сплошным или выборочным.
При сплошном контроле проверке подвергается 100% личного состава формирований ГО и техники.
При выборочном контроле заражения (загрязнения) личного состава формирований ГО проверяется: в звене - 1-2 человека, в группе - 2-3 человека, в команде - 6-9 человек. При выборочном контроле заражения (загрязнения) рабочих и служащих проверяется 5-10% личного состава бригады (цеха).
Степень радиоактивного заражения (загрязнения) объекта определяется по формуле:
, где
К - коэффициент, учитывающий экранирующее действие контролируемого объекта;
Риз - мощность дозы на обследуемой поверхности контролируемого объекта;
Рф - гамма-фон на расстоянии 15-20 м от обследуемого объекта, в месте, где будет определяться степень заражения объекта.
Загрязнение поверхности бывает:
· неснимаемое (фиксированное) - радиоактивные вещества не переносятся при контакте на другие предметы и не удаляются при дезактивации;
· снимаемое (нефиксированное) - радиоактивные вещества переносятся при контакте на другие предметы и удаляются при дезактивации.
Таблица 5
Порядок проведения контроля заражения (загрязнения)
| Временно допустимые уровни РА загрязнения (мирное время) | Зараженные поверхности | Предельно допустимая степень заражения (военное время) |
| 0,07 мР/час | кожный покров, нательное белье | 20 мР/час |
| 0,1 мР/час | обувь, одежда, СИЗ | 30 мР/час |
| 0,15 мР/час | внутренняя поверхность кабин техники | 100 мР/час |
| 0,2 мР/час | покрытие дорог; наружная поверхность техники | 200 мР/час |
Таблица 6
Допустимые уровни р/а загрязнения
 |
НРБ-99
| a-активные нуклиды | b-активные | ||
| ОБЪЕКТЫ ЗАГРЯЗНЕНИЯ |  | прочие | нуклиды |
| Кожа, спецбелье, полотенца, внутренняя поверхность лицевой части СИЗ | |||
| Основная спецодежда, внутренняя поверхность дополнительных СИЗ, наружная поверхность спецобуви | |||
| Поверхность помещений постоянного пребывания и находящегося в них оборудования | |||
| Поверхность помещений периодичного пребывания и находящегося в них оборудования | |||
| Наружная поверхность СИЗ, снимаемых в саншлюзах |
Таблица 7
Уровни радиоактивного заражения продуктов,
не приводящие к лучевому поражению мР/час
| ПРОДУКТЫ | Количество | Время потребления | ||
| 1 сут. | < 30 сут. | > 30 сут. | ||
| Вода | котелок / ведро | 14/40 | 3/8 | 1,5/4 |
| Жидкие продукты | Котелок | 1,5 | ||
| Макароны, сахар, фрукты... | Котелок | 1,6 | 0,8 | |
| Хлеб | Булка | 1,5 | ||
| Мясо (сырое) | Туша | |||
| Рыба (сырая) | 1 кг | 1,5 |
Хозяйственное использование земель возможно до уровня загрязнения 50 Ки/км2 (0,5 мР/ч).
Основными источниками значительного повышения радиоактивного излучения и загрязнения местности являются ядерные взрывы и аварии на радиационно опасном объекте (РОО).
При ядерном взрыве мгновенно в ходе ядерной (термоядерной) реакции из ее центра происходит мощное ионизирующее излучение. Оно состоит, в основном, из потока нейтронов и гамма-лучей и называется проникающей радиацией.
Продолжительность ее действия не превышает 1 сек. и при меньшей мощности ядерного заряда поражающее значение проникающей радиации (среди других факторов) возрастает.
В последующем (через несколько минут или десятков минут, в зависимости от мощности ядерного взрыва) образуется облако состоящее из огромного количества радиоактивных частиц размерами от нескольких микрон до нескольких миллиметров. При перемещении под воздействием воздушных потоков радиоактивная пыль, оседая заражает приземные слои атмосферы, обширные районы местности и все расположенные на ней предметы, т.е. формируется так называемый радиоактивный след облака ядерного взрыва. Этот процесс, как поражающий фактор, называется радиоактивное заражение местности (зонная характеристика его дана в таблице 1.8)
Таблица 8
Зоны радиоактивного загрязнения территории идеального следа
при наземном ядерном взрыве
| Зона | Название зоны загрязнения | Цвет обозначения | Доза облучения до полного распада продуктов яд. (рад).взрыва | Уровень радиации на границах зоны (в р/час) |
| А | умеренного | синий | 40-400 | 8-80 |
| Б | сильного | зеленый | 400-1200 | 80-240 |
| В | опасного | коричневый | 1200-4000 | 240-800 |
| Г | чрезвычайно опасного | черный | более 4000 | более 800 |
Крупные аварии, возникающие на промышленных и других объектах по объему разрушений и человеческим жертвам, а также по характеру последствий могут быть очень серьезными, сравнимыми с воздействием современного оружия. Особенно опасны аварии на атомных станциях, где разрушение энергетических установок (реакторов) с ядерным топливом может привести не только к радиационному заражению больших площадей, но и к образованию ударной волны. К настоящему времени в мире зафиксировано более 150 аварий на атомных электростанциях (АЭС) с утечкой радиоактивности.
Самый большой выброс радиоактивных веществ произошел при аварии на ЧАЭС 26.04.1986 г., он составил 63 кг. При взрыве атомной бомбы мощностью 20 кт, сброшенной на Хиросиму, образовалось 740 г радиоактивных отходов; следовательно, выброс при аварии оказался эквивалентным действию, примерно, 85 атомных бомб мощностью 20 кт. (Характеристики РоАЭС см.приложение № 5).
Радиоактивное заражение местности в случае аварии на АЭС существенно отличается от радиоактивного заражения при ядерном взрыве по конфигурации следа, масштабам и степени заражения, дисперсному составу радиоактивных продуктов, а также своему поражающему действию (см.таблица 9)
Таблица 9
Отличие последствий аварий на АЭС от ядерного взрыва
| Параметр | При аварии на АЭС | При наземном ядерном взрыве |
| Спад радиации | уровень радиации за семикратный промежуток времени уменьшается в 2 раза | уровень радиации за семикратный промежуток времени уменьшается в 10 раз |
| Поражающее действие | Доза внешнего облучения - 15%, Доза внутреннего облучения-85%; | Внешнее облучение составляет 90-95% общей дозы облучения |
| Степень заражения | малые мощности доз излучения на следе радиоактивного загрязнения ( мР/ч) | большие мощности доз излучения на следе радиоактивного облака (до десятков тыс. Р/ч) |
| Конфигурация и скорость формирования зоны радио-активного загрязнения | Веерный очаговый характер в течение нескольких суток (недель) | Вытянут по направлению среднего ветра в виде эллипса (несколько часов) |
3. МЕТОДИКА ОЦЕНКИ РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ ПРИ ЧС
Под радиационной обстановкой понимают совокупность последствий радиоактивного загрязнения (заражения) местности, оказывающих влияние на деятельность организаций, сил ГО и РСЧС и населения.
Радиационная обстановка создается в результате применения противником ядерного оружия, разрушении или аварии на АЭС и радиационно опасных объектах.
При оценке радиационной обстановки необходимо определить:
| При применении противником ядерного оружия | При авариях (разрушениях) АЭС | |
| 1. Размеры зон заражения и уровни радиации на местности. | 1. Размеры зон РЗ и их расположение на местности. | |
| 2. Определение возможных доз облучения при действиях на местности зараженной РВ. | 2. Мощность дозы гамма-излучения на любой момент времени после аварии. | |
| 3. Определение возможных радиационных потерь. | 3. Дозу внешнего облучения в зоне заражения. | |
| 4. Определение целесообразных действий людей на РАЗМ. | 4. Время начала радиоактивного загрязнения местности. | |
| 5. Определение степени зараженности техники, СИЗ, одежды, продуктов питания и воды. | ||
| Для определения этих параметров нужны следующие исходные данные: | ||
| 1. Время и место ядерного взрыва. | 1. Место расположение радиационно опасного объекта. | |
| 2. Вид и мощность ядерного взрыва. | 2. Тип реактора, мощность. | |
| 3. Направление и скорость среднего ветра. | 3. Направление и скорость среднего ветра в районе размещения РОО. | |
| 4. Уровни радиации и время их измерения. | ||
| 5. Значение коэффициентов ослабления. | ||
| 6. Допустимые дозы облучения. | ||
| 7. Поставленная задача и срок ее выполнения. |
Таблица 11
| Номер | Категория | УСЛОВИЯ | |
| режима | людей | проживания | свойства защитного сооружения |
| № 1 | Деревянные дома (Косл=2) | ПРУ (Косл = 40-50) | |
| № 2 | Население | Кам. одноэт. дома (Косл=10) | ПРУ (Косл = 40-50) |
| № 3 | Кам. многоэт. дома (Косл=20-30) | ПРУ (Косл = 200-400) | |
| № 4 | Рабочие и | Деревянные дома (Косл=2) | ПРУ (Косл = 20-50) |
| № 5 | служащие на | Кам. дома (Косл=1) | ПРУ (Косл = 50-100) |
| № 6 | ОЭ | Кам. дома (Косл=10) | ПРУ (Косл > 1000) |
| № 7 | Кам. дома (Косл=10) | убежища с Косл > 1000 | |
| № 8 | Л/с ГО ГО для проведения АСДНР - (см.» Рекомендации по применению режимов радиационной защиты», стр. 8 Литература) |
Утвержденные режимы радиационной защиты доводятся до населения, рабочих и служащих всеми имеющимися в распоряжении начальника ГО средствами.
Например, объявление по радиотрансляционной сети о вводе в действие режимов защиты будет звучать так:
«Внимание! Граждане!
Сегодня в 12.40 населенный пункт ___ подвергся опасному радиоактивному заражению. На улице находиться опасно. Ваши укрытия надежно защищают от радиации.
Запомните порядок поведения на ближайшие сутки.
В противорадиационных укрытиях необходимо находиться трое суток. Завтра в 12 часов разрешается выйти на улицу на 30 минут. В последующем 2 дня в это же время разрешается выход на улицу на 1 час.
Порядок дальнейшего поведения будет объявлен дополнительно.
Строго соблюдайте меры радиационной защиты. Отдел ГОЧС».
Тема 10.1 ИСТОЧНИКИ И ХАРАКТЕР ФОРМИРОВАНИЯ РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ, ЕЕ ОЦЕНКА. ОСНОВНЫЕ МЕРОПРИЯТИЯ ПО ЗАЩИТЕ
Основными законодательными документами по радиационной безопасности являются: Федеральный закон «О радиационной безопасности» и «Нормы радиационной безопасности» - (НРБ-99). В них дано определение радиационной безопасности, сформулированы понятия доз, источников ионизирующего излучения, определены дозовые допуски для населения и персонала РОО, обязанности должностных лиц, права граждан и т.д.
Радиационная безопасность населения - состояние защищенности настоящего и будущего поколения людей от вредного для их здоровья ионизирующего излучения[1] .
Излучения, которые проходя через различные вещества, взаимодействуют с их атомами и молекулами, превращая их в положительно и отрицательно заряженные ионы - называются ионизирующим.
Ионизирующие излучения отличаются от других видов излучений рядом общих свойств два из которых наиболее характерны - способность проникать через материалы различной толщины и ионизировать среду, через которую проходит.
Ионизирующее воздействие этих излучений заключается в том, что проходя через различные вещества они взаимодействуют с их атомами и молекулами. Такое взаимодействие приводит к вырыванию отдельных электронов из электронной оболочки атома. В результате атом превращается в положительно заряженный ион. Свободный электрон «прилипает», присоединяется к какому-либо нейтральному атому, образуя отрицательно заряженный ион.
Таким образом энергия ионизирующего излучения при прохождении через вещество расходуется в основном на ионизацию среды.
Ионизирующее излучение не воспринимается органами человека: их нельзя увидеть, услышать или ощутить воздействие на наше тело. С ионизирующим излучением население любого региона земного шара сталкивается постоянно. Это прежде всего естественный радиоактивный фон (природные источники ионизирующего излучения).
Естественный радиационный фон - доза излучения, создаваемая космическим излучением и излучением природных нуклидов, естественно распределенных в земле, воде, воздухе, других элементах биосферы, пищевых продуктах и организации человека2.
Природные источники ионизирующего излучения включают:
· космические излучения, приходящие на землю из космоса;
· излучения от находящихся в почве, воде, воздухе, строительных материалах естественных радиоактивных элементов;
· излучения от природных радионуклидов, которые с пищей, водой, воздухом попали в организм и сохраняются в тканях человеческого тела иногда в течение все жизни.
К источникам радиоактивного загрязнения внешней среды созданные руками человека (техногенные или искусственные) в настоящее время можно отнести:
· урановую промышленность;
· ядерные реакторы различных типов;
· радиотехническую промышленность;
· места переработки и захоронения радиоактивных отходов;
· ядерные взрывы в различных целях.
Степень воздействия на биологическую клетку различных типов ионизирующего излучения зависит от ряда характеризующих их факторов: от источника происхождения, энергетических характеристик, проникающей способности, способности ионизировать среду и т.д.
Для справки преподавателю ниже приводятся некоторые особенности различных видов радиоактивных излучений.
Гамма-излучение сопровождает ядерные реакции и распад многих радиоактивных веществ. g-излучение может проникать через человеческое тело. В качестве защиты от g-излучения эффективно используется свинец, бетон или иные материалы с высоким удельным весом.
Бета-излучение - это поток электронов и позитронов. При внешнем облучении b-частицами тела человека на открытых поверхностях кожи могут образовываться радиационные ожоги различной тяжести. В случае поступления источников b-излучения в организм с пищей, водой или воздухом происходит внутреннее облучение организма, способное привести к тяжелому лучевому поражению.
Альфа-излучение обладает большой ионизирующей способностью, но проникает в ткани человека на очень малую глубину. В случае внешнего облучения защититься от неблагоприятного действия частиц достаточно просто и они, казалось бы, не представляют серьезной угрозы здоровью людей. Положение коренным образом меняется в случае поступления источников a-излучения в организм человека с пищей, водой или воздухом. В этом случае они будут чрезвычайно опасными облучателями организма изнутри.
Вполне естественно, что все защитные мероприятия от воздействия ионизирующих излучений основаны на знании свойств каждого вида излучения, характеристики их проникающей способности, особенностей эффектов ионизации.
В результате воздействия ионизирующего излучения в тканях человеческого тела, происходят сложные физические, химические и биологические процессы. Самое опасное косвенное воздействие на биологическую клетку заключается в следующем. Известно, что 60-70% тканей человека составляет вода (Н2О). Вода под воздействием ионизирующего излучения расщепляется на водород (Н) и гидроксильную группу (ОН), которые либо непосредственно, либо через цепь вторичных превращений образуют продукты с высокой химической активностью гидроперекись и перекись водорода (Н2О2). Их молекулы вступают в химические реакции с молекулами белка, ферментов и других структурных элементов биологической ткани, что приводит к изменению биохимических процессов в организме.
Особенности р/а излучений при действии на живой организм:
1. Высокая эффективность поглощенной энергии.
2. Наличие скрытого или инкубационного периода.
3. Действие от малых доз может суммироваться или накапливаться.
4. Излучение воздействует не только на данный живой организм, но и на его потомство.
5. Различные органы живого организма имеют свою чувствительность к облучению.
6. Не каждый организм в целом одинаково реагирует на облучение.
7. Облучение зависит от частоты. Одноразовое облучение вызывает более глубокое последствие, чем многократное той же дозы.
Основной параметр характеризующий поражающее действие ионизирующего излучения является доза. Она показывает степень, глубину и форму лучевых поражений биологической ткани в зависимости от поглощенной энергии ионизирующего излучения.
В зависимости от способа измерения, необходимости измерения мощности источников излучения или степени воздействия излучения на отдельные органы или организм в целом используются различные понятия доз.
Так для определения величины поглощенной энергии ионизирующего излучения используется понятие - поглощенная доза (определения, единицы измерения доз см. таблица 1.1.).
Опасность источника излучения его мощность характеризует экспозиционная доза.
Различные виды ионизирующего излучения при равной затрате энергии, вызывают различный биологический эффект.
Для определения степени поражения нанесенного живым тканям тем или иным ионизирующим излучением введена эквивалентная поглощенная доза.
Эффективная эквивалентная поглощенная доза показывает возможность радиоактивного поражения биологического организма с учетом коэффициента излучения и радиационной чувствительности отдельных его органов.
Таблица 1
Дозовые критерии ионизирующего излучения
| № | НАИМЕНОВАНИЕ | ОПРЕДЕЛЕНИЕ | Единицы измерения | |
| пп | ДОЗ | Внесист. | СИ | |
| 1. | Поглощенная доза | Средняя энергия переданная источником ионизирующего излучения единице массы | Рад (100 эр/г) | Гр (грей) (Дж/кг) |
| облучаемого вещества | 100 рад = 1 грей | |||
| 2. | Экспозиционная доза (поглощенная доза по воздуху) | Мера характеризующая опасность воздействия фотонного (гамма и рентгеновского) излучения, определенная по ионизации воздуха | Рентген Р (87,7 эр/г) | Кл/кг (кулон/кг) |
| 3. | Эквивалентная доза | Поглощенная доза умноженная на соответствующий коэффициент для | бэр | Зв (зиверт) |
| данного вида излучения | 100 бэр = 1 Зв | |||
| 4. | Эффективная доза | Величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности | бэр | Зв |
О степени заражения РВ поверхности различных объектов принято судить по мощности дозы гамма-излучения вблизи зараженных объектов.
Мощностью дозы называется доза ионизирующего излучения, отнесенная к единице времени. Единицами измерения мощности доз являются соответственно для:
· экспозиционной дозы - р/час;
· поглощенной дозы - рад/час.
Для оценки загрязнения открытых поверхностей выпавшими радиоактивными частицами можно использовать ориентировочное соотношение между мощностью дозы на местности (Р/ч) и плотностью радиоактивного загрязнения (Ки/м2). Загрязнение плотностью 1 Ки/км2 эквивалентно мощности дозы 0,1 мР/ч (1 Ки/м2 = 10 Р/час).
Допустимые нормы заражения (загрязнения) различных поверхностей зданий, техники, одежды, кожного покрова и т.д. определены «Положением о дозиметрическом и химическом контроле» (утвержденное Приказом НГО СССР № 9 от 1980г.) и НРБ-99).
Дозиметрический контроль - это система мероприятий организуемых для контроля радиоактивного облучения людей (а) и определения степени р/а загрязнения (заражения) оборудования, техники, продовольствия, воды... (б).
| а) |
Контроль облучения проводится в целях своевременного получения данных о поглощенных дозах облучения людей и сельскохозяйственных животных. По данным контроля облучения устанавливается или подтверждается факт внешнего воздействия ионизирующих излучений, оценивается работоспособность людей и уточняется сортировочное предназначение пораженных.
Поглощенная доза внешнего облучения определяется войсковыми измерителями дозы ИД-1 и индивидуальными измерителями дозы ИД-21, которые регистрируют гамма- и нейтронное излучение.
Экспозиционная доза внешнего облучения измеряется дозиметрами ДКП-50А из комплектов ДП-24, которые регистрируют гамма-излучение.
Контроль облучения людей подразделяется на групповой и индивидуальный.
Групповой контроль облучения проводится в целях получения данных для оценки работоспособности формирований ГО, рабочих и служащих организаций и осуществляется с помощью войсковых измерителей дозы ИД-1 или дозиметров ДКП-50А, неработающего населения - расчетным методом.
Индивидуальный контроль облучения проводится в целях получения данных о дозах облучения каждого человека, которые необходимы для первичной диагностики степени тяжести острой лучевой болезни при сортировке пораженных на этапах медицинской эвакуации. Этот контроль осуществляется с помощью индивидуальных измерителей дозы ИД-11.
Групповой контроль облучения расчетным методом заключается в определении дозы облучения населения по средним уровням радиации в населенных пунктах с учетом продолжительности облучения и защищенности людей, либо по уровням радиации в начале и конце облучения. Расчет доз облучения населения производится по формулам:
- при расположении на местности и на
маршрутах передвижения
= для АЭС
= для ядерного взрыва, где
Д- доза облучения
Рср. - средний мощность дозы на местности (маршруте);
Рн – мощность дозы начала облучения;
Рк – мощность дозы конца облучения;
Т - продолжительность облучения, ч;
tн - время начала облучения;
tк - время конца облучения;
Косл -коэффициент ослабления доз гамма- или гамма и нейтронного излучения (дать простую задачу).