Знать, какие бывают «дозы» и чем они отличаются друг от друга;
Понимать, какие дозы являются физическими величинами, а какие — нет;
По мере изучения биологических эффектов излучения и развития атомной энергетики и промышленности развивались концепции радиационного нормирования профессионального облучения.
Первоначально развитие дозиметрии определялось необходимостью защиты от воздействия рентгеновского и g -излучений природных радиоактивных веществ при медицинском применении ионизирующих излучений. Ионизация среды под воздействием этих излучений явилась первым физическим эффектом, который был сопоставлен с биологическим эффектом излучения. Для оценки поля фотонного излучения в воздухе применяют величину экспозиционной дозы.
Экспозиционная доза является мерой ионизационного действия фотонного излучения, определяемой по ионизации воздуха в условиях электронного равновесия. Непосредственно измеряемой физической величиной при определении экспозиционной дозы фотонного излучения является суммарный электрический заряд ионов одного знака, образованных в воздухе за время облучения. Для фотонов с энергией менее 3 МэВ воздух служит хорошей моделью мышечной ткани при оценке ионизационного эффекта.
Экспозиционная доза определяется как концентрация ионов одного знака в воздухе и равна отношению суммарного заряда всех ионов одного знака, созданных в воздухе излучением при полном торможении вторичных электронов и позитронов, образующихся в элементарном объеме, к массе воздуха в этом объеме. Единица экспозиционной дозы — один кулон на килограмм (Кл/кг). Внесистемная единица экспозиционной дозы — рентген (Р). Один рентген равен 2,58 Ч 10 -4 Кл/кг.
С открытием нейтрона и деления ядер возникли новые мощные источники излучения: потоки нейтронов, ускоренных электронов, позитронов и тяжелых заряженных частиц. Необходимость защиты от воздействия различных излучений привела к созданию универсальной энергетической концепции, применимой к любым видам ионизирующего излучения и ко всем средам.
Позднее появилось понятие поглощенной дозы. Поглощенная доза — физическая величина. Однако она уже учитывает характер взаимодействия излучения с веществом (мягкие ткани, костная ткань, воздух и т.д.).
Затем появилось понятие эквивалентной дозы, а позднее эффективной дозы.
Поглощенная доза ( D ) — это количество энергии, вносимое ионизирующим излучением в единицу массы вещества.
Веществом, например, может быть биологическая ткань. Единицей поглощенной дозы является грей (Гр). Один грей равен одному джоулю поглощенной энергии на один килограмм вещества.
Одинаковые поглощенные дозы излучения от разных видов излучения могут иметь разные биологические эффекты. Так 1 Гр, полученный тканью от a -излучения, является более повреждающим в биологическом отношении, чем 1 Гр от b -излучения, так как a -частица перемещающаяся более медленно и имеющая больший заряд, производит большую степень ионизации на единице своего пути в ткани.
Для сравнения всех ионизирующих излучений в отношении возможного возникновения вредных воздействий необходима была другая величина. Такой величиной стала эквивалентная доза, которая введена была в качестве меры ущерба при облучении отдельной ткани или органа человека.
Эквивалентная доза облучения органа или ткани равна поглощенной дозе в органе или ткани, умноженной на соответствующий взвешивающий коэффициент излучения W R :
где D T,R — поглощенная доза излучения вида R в органе или ткани Т , равная поглощенной дозе, усредненной по массе ткани или органа человеческого тела:
Единица эквивалентной дозы является Зиверт (Зв).
Эту величину необходимо отличать от «эквивалентной дозы», использовавшейся в нормативной литературе (в частности НРБ 76/87) . Русскоязычный термин «эквивалентная доза» относится к величине, равной произведению поглощенной дозы на коэффициент качества излучения, и является неверным переводом англоязычного термина, обозначающего эквивалент дозы (dose equivalent).
Взвешивающие коэффициенты данного вида излучений получаются в результате обобщения имеющейся информации об особенностях действия различных видов ионизирующего излучения на экспериментальных животных.
Для g -излучения и b -частиц такой коэффициент равен единице. Таким образом, дозы от этих видов излучения при выражении в зивертах (Зв) и греях (Гр) численно равны. Для a -частиц такой коэффициент равен 20, так что поглощенная доза 1 Гр от a -излучения соответствует эквивалентной дозе 20 Зв.
При внешнем облучении человека принимают, что ущерб его здоровью причиняется в момент прохождения излучения через тело, хотя при этом ожидается, что эффект излучения (при нормальных уровнях доз, характерных для облучения профессиональных работников), является маловероятным событием и может произойти в течение всей оставшейся жизни.
Разные органы тела человека по-разному экранируются другими частями человеческого тела, что приводит к существенной разнице между эквивалентными дозами их облучения. Вот почему указание на облучаемый орган является существенным в определении эквивалентной дозы облучения органа.
Ожидаемая эквивалентная доза внутреннего облучения органа или ткани, Н T (t) является аналогом эквивалентной дозы внешнего излучения при облучении отдельной ткани или отдельного органа человека источниками внутреннего излучения. К сожалению, в переводе этого термина, принятом в русскоязычной литературе, утерян содержащийся в изначальном английском термине смысл завершенности действия (облучения) и неотвратимости его последствий: committed equivalent dose — дословно «неизбежная эквивалентная доза». «Неотвратимость» последствий при внутреннем облучении означает следующее:
поступление радиоактивного вещества в организм приводит к облучению органов и тканей в течение длительного времени. В отличие от внешнего облучения доза внутреннего облучения органа или ткани формируется в течение длительного времени после поступления радиоактивного вещества в организм. Управлять этим процессом после проникновения радиоактивного вещества в организм практически невозможно. Используя закономерности поведения радионуклидов, можно только предсказать величину мощности дозы в отдельных органах тела условного человека в различные моменты времени. Таким образом, при внутреннем облучении неотвратимо следует облучение органов и тканей и, как следствие, возможное причинение ущерба.
Ожидаемая эквивалентная доза определена как временной интеграл мощности эквивалентной дозы в органе или ткани, которая формируется в течение некоторого времени t после поступления радиоактивного вещества в организм стандартного человека:
где t 0 — момент поступления, H T (t) — мощность эквивалентной дозы в зависимости от времени.
Значение t соответствует ожидаемой оставшейся продолжительности жизни человека (см. Рис. 1). Для расчетов принято, что t = (50 — t 0) лет для взрослых людей и t = (70 — t 0) лет — для детей. Единица ожидаемой эквивалентной дозы — Зиверт (Зв).
Для целей обеспечения радиационной безопасности за время причинения ущерба человеку в результате внутреннего облучения его органов или тканей принимают момент поступления радиоактивного вещества в организм; при этом ожидается, что реализация ущерба в виде того или иного эффекта излучения может произойти в течение всей оставшейся жизни человека. Тем самым приводятся к единой мере разные по протяженности во времени облучения.
При равенстве величин H T и H T ( t ) следует ожидать в течение оставшейся жизни одинаковые последствия внешнего и внутреннего облучений.
В отличие от понятий экспозиционная доза и поглощенная доза эквивалентная доза не является физической величиной.
Эквивалентная доза характеризует воздействие излучения на биологическую ткань, т.е. является биофизической величиной.
Попытки свести ее к чисто физическим понятиям, объясняя разницу в биологическом действии различных видов ионизирующих излучений различиями в плотности ионизации, а также попытки создать дозиметр, измеряющий эквивалентную дозу, не получили практического воплощения, поскольку биологические процессы возможно регулировать с помощью физических приборов, но невозможно измерять.
Физический прибор не может быть полностью эквивалентен биологической ткани.
В области малых доз облучение различных органов или тканей с различными эквивалентными дозами может приводить к одним и тем же последствиям. Это означает, что одни органы и 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 следует учитывать с разными коэффициентами. Умножив эквивалентные дозы на соответствующие коэффициенты и просуммировав по всем органам и тканям, получим эффективную эквивалентную дозу, отражающую суммарный эффект облучения организма.
Эффективная доза — величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности.
Эффективная доза ( Е ) представляет собой сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты:
H T — эквивалентная доза в органе или ткани T , а W T — взвешивающий коэффициент для органа или ткани T .
В эффективной дозе учитываются:
физическая величина — поглощенная доза в органах и тканях человека и
медико-биологические величины:
взвешивающий коэффициент данного вида излучения,
коэффициенты для органов и тканей.
Взвешивающие коэффициенты для органов и тканей определяют в результате анализа длительных наблюдений за последствиями облучения больших групп людей (жители Хиросимы и Нагасаки, шахтеры урановых и неурановых рудников; пациенты, подвергшиеся облучению в медицинских целях и др.).
Для сохранения преемственности понятия «доза» единица измерения эффективной дозы такая же, что и эквивалентной дозы — Зиверт (Зв).
Эквивалентная доза характеризует последствия облучения человека, т.е. является медико-биофизической величиной.
Для индивидуума она характеризует риск возникновения онкологических заболеваний с летальным исходом и эквивалентных по значимости генетических и других эффектов. Просуммировав индивидуальные эффективные дозы, полученные группой людей, получим коллективную эффективную эквивалентную дозу, которая измеряется в человеко-зивертах (чел-Зв). Для группы людей она характеризует количество ожидаемых таких последствий облучения.
Эффективная доза внешнего облучения и ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения эквивалентны: ущербы, причиненные источниками внешнего и внутреннего облучения, суммируются. Поэтому годовая эффективная доза равна сумме эффективной дозы внешнего облучения, полученной за год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.
Еще раз напоминаем: эффективная доза не является физической величиной.
Поэтому невозможно создать дозиметр, измеряющий эффективную дозу, или создать эталон (стандарт) эффективной дозы. Но она может быть легко пересчитана в количество ожидаемых последствий облучения (или риск их) путем умножения на принятое значение коффициента риска.
Дальнейшее накопление информации о действии ионизирующего излучения на здоровье людей приведет к уточнению эффективной дозы. Однако уже сейчас можно утверждать, что действие ионизирующего излучения изучено достаточно фундаментально, возможно, значительно лучше, чем действие других факторов.
В заключение раздела приведем картинку-диаграмму, на которой наглядно показана различная чувствительность органов человека к облучению разными видами излучения.
Уравнение поглощенной дозы от t1 до t2
Прочитав и изучив этот раздел Вы должны:
Знать, какие бывают «дозы» и чем они отличаются друг от друга;
Понимать, какие дозы являются физическими величинами, а какие — нет;
По мере изучения биологических эффектов излучения и развития атомной энергетики и промышленности развивались концепции радиационного нормирования профессионального облучения.
Первоначально развитие дозиметрии определялось необходимостью защиты от воздействия рентгеновского и g -излучений природных радиоактивных веществ при медицинском применении ионизирующих излучений. Ионизация среды под воздействием этих излучений явилась первым физическим эффектом, который был сопоставлен с биологическим эффектом излучения. Для оценки поля фотонного излучения в воздухе применяют величину экспозиционной дозы.
Экспозиционная доза является мерой ионизационного действия фотонного излучения, определяемой по ионизации воздуха в условиях электронного равновесия. Непосредственно измеряемой физической величиной при определении экспозиционной дозы фотонного излучения является суммарный электрический заряд ионов одного знака, образованных в воздухе за время облучения. Для фотонов с энергией менее 3 МэВ воздух служит хорошей моделью мышечной ткани при оценке ионизационного эффекта.
Экспозиционная доза определяется как концентрация ионов одного знака в воздухе и равна отношению суммарного заряда всех ионов одного знака, созданных в воздухе излучением при полном торможении вторичных электронов и позитронов, образующихся в элементарном объеме, к массе воздуха в этом объеме. Единица экспозиционной дозы — один кулон на килограмм (Кл/кг). Внесистемная единица экспозиционной дозы — рентген (Р). Один рентген равен 2,58 Ч 10 -4 Кл/кг.
С открытием нейтрона и деления ядер возникли новые мощные источники излучения: потоки нейтронов, ускоренных электронов, позитронов и тяжелых заряженных частиц. Необходимость защиты от воздействия различных излучений привела к созданию универсальной энергетической концепции, применимой к любым видам ионизирующего излучения и ко всем средам.
Позднее появилось понятие поглощенной дозы. Поглощенная доза — физическая величина. Однако она уже учитывает характер взаимодействия излучения с веществом (мягкие ткани, костная ткань, воздух и т.д.).
Затем появилось понятие эквивалентной дозы, а позднее эффективной дозы.
Поглощенная доза ( D ) — это количество энергии, вносимое ионизирующим излучением в единицу массы вещества.
Веществом, например, может быть биологическая ткань. Единицей поглощенной дозы является грей (Гр). Один грей равен одному джоулю поглощенной энергии на один килограмм вещества.
Одинаковые поглощенные дозы излучения от разных видов излучения могут иметь разные биологические эффекты. Так 1 Гр, полученный тканью от a -излучения, является более повреждающим в биологическом отношении, чем 1 Гр от b -излучения, так как a -частица перемещающаяся более медленно и имеющая больший заряд, производит большую степень ионизации на единице своего пути в ткани.
Для сравнения всех ионизирующих излучений в отношении возможного возникновения вредных воздействий необходима была другая величина. Такой величиной стала эквивалентная доза, которая введена была в качестве меры ущерба при облучении отдельной ткани или органа человека.
Эквивалентная доза облучения органа или ткани равна поглощенной дозе в органе или ткани, умноженной на соответствующий взвешивающий коэффициент излучения W R :
где D T,R — поглощенная доза излучения вида R в органе или ткани Т , равная поглощенной дозе, усредненной по массе ткани или органа человеческого тела:
Единица эквивалентной дозы является Зиверт (Зв).
Эту величину необходимо отличать от «эквивалентной дозы», использовавшейся в нормативной литературе (в частности НРБ 76/87) . Русскоязычный термин «эквивалентная доза» относится к величине, равной произведению поглощенной дозы на коэффициент качества излучения, и является неверным переводом англоязычного термина, обозначающего эквивалент дозы (dose equivalent).
Взвешивающие коэффициенты данного вида излучений получаются в результате обобщения имеющейся информации об особенностях действия различных видов ионизирующего излучения на экспериментальных животных.
Для g -излучения и b -частиц такой коэффициент равен единице. Таким образом, дозы от этих видов излучения при выражении в зивертах (Зв) и греях (Гр) численно равны. Для a -частиц такой коэффициент равен 20, так что поглощенная доза 1 Гр от a -излучения соответствует эквивалентной дозе 20 Зв.
При внешнем облучении человека принимают, что ущерб его здоровью причиняется в момент прохождения излучения через тело, хотя при этом ожидается, что эффект излучения (при нормальных уровнях доз, характерных для облучения профессиональных работников), является маловероятным событием и может произойти в течение всей оставшейся жизни.
Разные органы тела человека по-разному экранируются другими частями человеческого тела, что приводит к существенной разнице между эквивалентными дозами их облучения. Вот почему указание на облучаемый орган является существенным в определении эквивалентной дозы облучения органа.
Ожидаемая эквивалентная доза внутреннего облучения органа или ткани, Н T (t) является аналогом эквивалентной дозы внешнего излучения при облучении отдельной ткани или отдельного органа человека источниками внутреннего излучения. К сожалению, в переводе этого термина, принятом в русскоязычной литературе, утерян содержащийся в изначальном английском термине смысл завершенности действия (облучения) и неотвратимости его последствий: committed equivalent dose — дословно «неизбежная эквивалентная доза». «Неотвратимость» последствий при внутреннем облучении означает следующее:
поступление радиоактивного вещества в организм приводит к облучению органов и тканей в течение длительного времени. В отличие от внешнего облучения доза внутреннего облучения органа или ткани формируется в течение длительного времени после поступления радиоактивного вещества в организм. Управлять этим процессом после проникновения радиоактивного вещества в организм практически невозможно. Используя закономерности поведения радионуклидов, можно только предсказать величину мощности дозы в отдельных органах тела условного человека в различные моменты времени. Таким образом, при внутреннем облучении неотвратимо следует облучение органов и тканей и, как следствие, возможное причинение ущерба.
Ожидаемая эквивалентная доза определена как временной интеграл мощности эквивалентной дозы в органе или ткани, которая формируется в течение некоторого времени t после поступления радиоактивного вещества в организм стандартного человека:
где t 0 — момент поступления, H T (t) — мощность эквивалентной дозы в зависимости от времени.
Значение t соответствует ожидаемой оставшейся продолжительности жизни человека (см. Рис. 1). Для расчетов принято, что t = (50 — t 0) лет для взрослых людей и t = (70 — t 0) лет — для детей. Единица ожидаемой эквивалентной дозы — Зиверт (Зв).
Для целей обеспечения радиационной безопасности за время причинения ущерба человеку в результате внутреннего облучения его органов или тканей принимают момент поступления радиоактивного вещества в организм; при этом ожидается, что реализация ущерба в виде того или иного эффекта излучения может произойти в течение всей оставшейся жизни человека. Тем самым приводятся к единой мере разные по протяженности во времени облучения.
При равенстве величин H T и H T ( t ) следует ожидать в течение оставшейся жизни одинаковые последствия внешнего и внутреннего облучений.
В отличие от понятий экспозиционная доза и поглощенная доза эквивалентная доза не является физической величиной.
Эквивалентная доза характеризует воздействие излучения на биологическую ткань, т.е. является биофизической величиной.
Попытки свести ее к чисто физическим понятиям, объясняя разницу в биологическом действии различных видов ионизирующих излучений различиями в плотности ионизации, а также попытки создать дозиметр, измеряющий эквивалентную дозу, не получили практического воплощения, поскольку биологические процессы возможно регулировать с помощью физических приборов, но невозможно измерять.
Физический прибор не может быть полностью эквивалентен биологической ткани.
В области малых доз облучение различных органов или тканей с различными эквивалентными дозами может приводить к одним и тем же последствиям. Это означает, что одни органы и 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 следует учитывать с разными коэффициентами. Умножив эквивалентные дозы на соответствующие коэффициенты и просуммировав по всем органам и тканям, получим эффективную эквивалентную дозу, отражающую суммарный эффект облучения организма.
Эффективная доза — величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности.
Эффективная доза ( Е ) представляет собой сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты:
H T — эквивалентная доза в органе или ткани T , а W T — взвешивающий коэффициент для органа или ткани T .
В эффективной дозе учитываются:
физическая величина — поглощенная доза в органах и тканях человека и
медико-биологические величины:
взвешивающий коэффициент данного вида излучения,
коэффициенты для органов и тканей.
Взвешивающие коэффициенты для органов и тканей определяют в результате анализа длительных наблюдений за последствиями облучения больших групп людей (жители Хиросимы и Нагасаки, шахтеры урановых и неурановых рудников; пациенты, подвергшиеся облучению в медицинских целях и др.).
Для сохранения преемственности понятия «доза» единица измерения эффективной дозы такая же, что и эквивалентной дозы — Зиверт (Зв).
Эквивалентная доза характеризует последствия облучения человека, т.е. является медико-биофизической величиной.
Для индивидуума она характеризует риск возникновения онкологических заболеваний с летальным исходом и эквивалентных по значимости генетических и других эффектов. Просуммировав индивидуальные эффективные дозы, полученные группой людей, получим коллективную эффективную эквивалентную дозу, которая измеряется в человеко-зивертах (чел-Зв). Для группы людей она характеризует количество ожидаемых таких последствий облучения.
Эффективная доза внешнего облучения и ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения эквивалентны: ущербы, причиненные источниками внешнего и внутреннего облучения, суммируются. Поэтому годовая эффективная доза равна сумме эффективной дозы внешнего облучения, полученной за год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.
Еще раз напоминаем: эффективная доза не является физической величиной.
Поэтому невозможно создать дозиметр, измеряющий эффективную дозу, или создать эталон (стандарт) эффективной дозы. Но она может быть легко пересчитана в количество ожидаемых последствий облучения (или риск их) путем умножения на принятое значение коффициента риска.
Дальнейшее накопление информации о действии ионизирующего излучения на здоровье людей приведет к уточнению эффективной дозы. Однако уже сейчас можно утверждать, что действие ионизирующего излучения изучено достаточно фундаментально, возможно, значительно лучше, чем действие других факторов.
В заключение раздела приведем картинку-диаграмму, на которой наглядно показана различная чувствительность органов человека к облучению разными видами излучения.
Лабораторная работа по курсу «Безопасность жизнедеятельности» «Определение и выбор режимов радиационной защиты»
Московский государственный институт электроники и математики
Кафедра «Экология и право»
по курсу «Безопасность жизнедеятельности»
«Определение и выбор режимов радиационной защиты»
студенты группы С-94:
Теоретическая часть. 3
Практическая часть: 5
Контрольные вопросы.. 13
Теоретическая часть
1.ВЫЯВЛЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ
Фактическая радиационная обстановка выявляется по данным разведки на основании измеренных уровней радиации после выпадения радиоактивных веществ из облака ядерного взрыва (или теплового взрыва АЭС) и образования следа облака на местности.
Исходными данными для выявления фактической радиационной обстановки в первую очередь являются измеренные уровни радиации в отдельных точках местности и время их измерения относительно момента взрыва (выброса).
Выявление фактической радиационной обстановки производится в следующей последовательности:
1.1.Пересчитывают измеренные уровни радиации на 1 час после взрыва (выброса)
Pt=P1*Kt, где Pt — уровень радиации через t часов относительно взрыва (выброса).
Kt — коэффициент пересчета на время t, учитывающий закон спада радиации. Kt — есть t в степени 1,2 для ядерного взрыва и в степени 0,4 для аварии на АЭС.
1.2.На карту (план местности) в точках измерения наносят уровни радиации, пересчитанные на 1 час после взрыва (аварии).
1.3.Проводят границы с одинаковыми (близкими) уровнями радиации на карте и приступают к оценке радиационной обстановки.
2.ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ
Для оценки радиационной обстановки необходимо иметь следующие исходные данные:
— уровни радиации в месте предстоящих работ.
— коэффициенты защиты зданий и защитных сооружений.
— установленную допустимую дозу облучения для работающих и населения.
— поставленные задачи и сроки их выполнения (время начала работ).
Оценка радиационной обстановки включает решение следующих задач:
2.1.Определение режима работы предприятия.
2.2.Определение режима радиационной защиты рабочих и населения.
2.3.Определение возможных доз облучения за время пребывания на зараженной местности.
2.4.Определение допустимой продолжительности пребывания людей на зараженной местности по заданной дозе облучения.
2.5.Определение потребного количества смен для выполнения работ на зараженной местности, время начала и конца работы смен, а так же полученную всеми сменами дозу облучения.
2.6.Возможность проживания людей на зараженной местности в следствии аварии на АЭС, с учетом первоначального уровня загрязнения по данному радионуклиду, его энергетического уровня, периода полураспада и допустимых доз для проживания населения.
3.1.Режим работы предприятия и режим радиационной защиты рабочих и населе-
ния определяется по типовым режимам радиационной защиты с учетом условия радиации на 1 час после взрыва (выброса) — Р1 и коэффициентов ослабления зданий и защитных сооружений.
3.2.Определение возможных доз облучения производится по формулам: Д=Рср*t/Косл
Рн — уровень радиации в начале работы на зараженной местности.
Рк — уровень радиации в конце работы на зараженной местности.
t — время работы.
Косл — производственного здания (защитного сооружения, жилого здания).
Для точного расчета дозы можно использовать формулы:
для взрыва: Д=5*(Рн*tн-Рк*tк)/Косл
для аварии: Д=1,7*(Рн*tн-Рк*tк)/Косл,
где tн, tк — время начала и конца работы.
3.3.Определение допустимой продолжительности пребывания людей на зараженной местности происходит по таблице, исходя из отношения:
Ддоп*Косл/Рt, где Рt — уровень радиации на определенное время после взрыва или выброса.
Для случая аварии на АЭС: а=Рt/(Кt*Ддоп*Косл).
3.4.Определение потребного количества смен для выполнения работ производится из отношения n>=Драсч/Ддоп.
Время начала работы и конец работы первой смены и последующих смен определяется эксперементально с учетом того, чтобы не превысить Ддоп (смотри пункт 3.2.).
3.5.Возможность проживания людей на зараженной местности в следствии ава-
рии на АЭС и выброса зараженных радионуклидов определяется по формулам: Pо=0,2*м*Е*Nо*n ,где:
Ро — уровень радиации за год [рад/час (рад/год)].
м — линейный коэффициент ослабления гамма-лучей воздухом [1/см].
Е — энергия гамма-квантов [МэВ].
Nо — первоначальный уровень загрязнения радионуклидами [Кю/км^2].
n — число гамма-квантов, приходящихся на один распад.
Тпр — период полураспада радионуклида [лет]. t1,t2 — годы.
Косл — коэффициент ослабления жилых зданий. Возможность проживания определяется неравенством:
Контрольные вопросы
1. Что понимается под радиационной обстановкой и из чего она складывается?
Под радиационной обстановкой понимаются масштабы и степень радиоактивного загрязнения (заражения) окружающей природной среды, оказывающее влияние на жизнедеятельность населения и работу объектов народного хозяйства. Радиационная обстановка может создаваться при применении ядерного оружия, а также авариях (разрушениях) атомных электростанций, предприятий отрасли вследствие заражения радиоактивными веществами воздуха, местности и расположенных на ней сооружений, техники и имущества.
2.Дать характеристику радиационной обстановки, сложившейся в результате ядерного взрыва.
Исходными данными для прогнозирования радиационной обстановки при испытании ядерного оружия являются:
время, координаты, вид, мощность ядерного взрыва, Направление и скорость среднего ветра.
При этом, с вероятностью 0,9, считается, что заражение возможно на территории, ограниченной центральным углом 400 с вершиной в эпицентре взрыва. Фактическая площадь заражения в пределах указанного района составит примерно 30% площади данного сектора.
Для ядерного взрыва в секторе выделяют 4 зоны возможного заражения А, Б,В и Г. На внешней границе возможного умеренного заражения (А) доза радиации до полного распада радиоактивных веществ составляет 40Р, а уровень радиации через 1ч после взрыва 8Р/ч. На внешних границах зон возможного сильного (Б), опасного (В), и чрезвычайно опасного (Г) заражения дозы радиации до полного распада радиоактивных веществ соответственно равны 400,1200 и 4000 Р, а уровни радиации через 1 ч после аварии-80, 240 и 800Р/ч.
Приближенно удаление внешних границ зон от эпицентра взрыва по оси следа радиоактивного облака может быть определено по формуле:
где R — удаление внешней границы зоны от эпицентра, км;
q-мощность взрыва, кт;
V-скорость среднего ветра, км/ч;
P1-уровень радиации на границе зоны через 1ч после взрыва, Р/ч.
Прогнозирование позволяет в короткие сроки определить ожидаемые масштабы и степень радиоактивного заражения. Фактическая радиационная обстановка может быть выявлена только по данным радиационной разведки.
3.Каковы особенности радиоактивного заражения местности в случае аварий (разрушений) АЭС?
Наиболее опасным по масштабам последствий являются авария АЭС с выбросом в атмосферу радиоактивных веществ, в результате чего имеет место длительное загрязнение местности на огромных площадях.
Методика расчета радиоактивной обстановки при авариях АЭС является сложной, многофакторной задачей, ибо последняя зависит как от особенностей выброса АЭС (высота, дисперсность), так и климатических условий (скорость ветра, влажность атмосферы). Первая особенность методики расчета связана с оценкой зон радиоактивного заражения. Известно, что возможная зона радиоактивного заражения имеет вид сектора, боковые границы которого отклоняются от направления среднего ветра на ±200. Однако выброс радионуклидов за пределы аварийного блока ЧАЭС представлял собой растянутый во времени процесс, в течение которого направление ветра изменилось на 3600, что привело к распределению уровней радиации на следе.
Формирование радиоактивных выпадений в ближайшей зоне закончилось в первые 4-5 суток.
Таким образом, если след от ядерного облака при ядерном взрыве обычно вытянут по направлению среднего ветра в виде эллипса, то в случае аварии ЧАЭС конфигурация зоны радиоактивного загрязнения имеет веерный, очаговый характер и целиком определяется метеоусловиями в течение всего времени выброса.
При ядерном взрыве показатель степени, характеризующий величину спада радиации во времени и зависящий от изотопного состава радионуклидов, равно 1,2.
Величина спада радиации при авариях АЭС, где другой изотопный состав радионуклидов, чем при ядерном взрыве, должна в каждом конкретном случае определяться по данным разведки.
Таким образом, при оценке радиационной обстановки при аварии АЭС можно ориентировочно принять, что
При таком законе спада уровня радиации за 7-кратный промежуток времени уменьшаются примерно в 2 раза, а не в 10 раз, как при ядерном взрыве.
4.Что понимается под оценкой радиационной обстановки и к чему она сводится на практике?
Под оценкой радиационной обстановки понимают определение на основе анализа данных радиационной обстановки, возможности производственной деятельности объектов народного хозяйства, действий ГО и населения в условиях радиоактивного заражения.
На практике оценка радиационной обстановки сводится к решению задач по определению возможных доз облучения, допустимой продолжительности пребывания людей на зараженной местности, возможного времени начала ведения спасательных работ, режимов защиты рабочих, служащих, производственной деятельности объектов и т. д.
Исходными данными для оценки радиационной обстановки по данным разведки являются:
· уровни радиации и время их измерения;
· коэффициенты ослабления зданий и защитных сооружений;
· допустимые (установленные) дозы облучения;
· поставленная задача и срок ее выполнения.
5. Дайте краткую характеристику приборов радиационной разведки и дозиметрического контроля.
Измерители мощности дозы ДП-5А (Б) и ДП-5В предназначены для измерения уровней радиации на местности и радиоактивной зараженности различных предметов по гамма-излучению. Мощность гамма-излучения определяется в миллирентгенах или рентгенах в час для той точки пространства, в которой помещен при измерениях соответствующий счетчик прибора. Кроме того, имеется возможность обнаружения бета излучения. Диапазон измерений по гамма-излучению от 0,05 мР/ч до 200 Р/ч в диапазоне энергий гамма квантов от 0,084 до 1,25 Мэв. Приборы ДП-5А, ДП-5Б и ДП-5В имеют шесть поддиапазонов измерений. Отсчет показаний приборов производится по нижней шкале микроамперметра в Р/ч, по верхней шкале — в мР/ч с последующим умножением на соответствующий коэффициент поддиапазона. Участки шкалы от нуля до первой значащей цифры являются нерабочими. Приборы имеют звуковую индикацию на всех поддиапазонах, кроме первого. Звуковая индикация прослушивается с помощью головных телефонов.
Белла — дозиметр бытовой предназначен и оценки мощности дозы гамма-излучения, а также для измерения мощности полевой эквивалентной дозы (МЭД) гамма-излучения по цифровому табло.
6. Назовите допустимые дозы облучения на мирное и военное время.
Предельно допустимые дозы облучения
По отношению к облучению население делится на 3 категории. Категория А облучаемых лиц или персонал (профессиональные работники) — лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений. Категория Б облучаемых лиц или ограниченная часть населения — лица, которые не работают непосредственно с источниками ионизирующего излучения, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию ионизирующих излучений. Категория В облучаемых лиц или население — население страны, республики, края или области. Для категории А вводятся предельно допустимые дозы -наибольшие значения индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год, при которой равномерное облучение в течение 50 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами. Для категории Б определяется предел дозы. Устанавливается три группы критических органов: 1 группа — все тело, гонады и красный костный мозг. 2 группа — мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталики глаз и другие органы, за исключением тех, которые относятся к 1 и 3 группам. 3 группа — кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, голени и стопы. Дозовые пределы облучения для разных категорий лиц даны в таблице
Дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения (бэр/год). Таблица 1
Дозовые пределы суммарного внешнего и внутреннего облучения, бэр за календарный год
Группы критических органов
Предельно допустимая доза (ПДД) для категории А
Предел дозы (ПД) для категории Б(ПД)
Помимо основных дозовых пределов для оценки влияния излучения используют производные нормативы и контрольные уровни. Нормативы рассчитаны с учетом непревышения дозовых пределов ПДД (предельно допустимая доза) и ПД (предел дозы). Расчет допустимого содержания радионуклида в организме проводят с учетом его радиотоксичности и непревышения ПДД в критическом органе. Контрольные уровни должны обеспечивать такие низкие уровни облучения, какие можно достичь при соблюдении основных дозовых пределов.
Действие ионизирующих излучений представляет собой сложный процесс. Эффект облучения зависит от величины поглощенной дозы, ее мощности, вида излучения, объема облучения тканей и органов. Для его количественной оценки введены специальные единицы, которые делятся на внесистемные и единицы в системе СИ. Сейчас используются преимущественно единицы системы СИ. Ниже в таблице 2 дан перечень единиц измерения радиологических величин и проведено сравнение единиц системы СИ и внесистемных единиц.
Основные радиологические величины и единицы
Величина
Наименование и обозначение
единицы измерения
Соотношения между
единицами
Внесистемные
Активность нуклида, А
Беккерель (Бк, Bq)
Экспозиционная доза, X
Поглощенная доза, D
Эквивалентная доза, Н
Интегральная доза излучения
Рад-грамм (рад·г, rad·g)
Грей — кг (Гр·кг, Gy·kg)
Активность радионуклида в источнике (А). Активность равна отношению числа самопроизвольных ядерных превращений в этом источнике за малый интервал времени (dN) к величине этого интервала (dt) :
Единица активности в системе СИ — Беккерель (Бк). Внесистемная единица — Кюри (Ки).
Число радиоактивных ядер N(t) данного изотопа уменьшается со временем по закону:
где No — число радиоактивных ядер в момент времени t = 0, Т1/2 — период полураспада — время, в течение которого распадается половина радиоактивных ядер. Массу m радионуклида активностью А можно рассчитать по формуле :
m = 2.4*10-24 M T1/2 A
где М — массовое число радионуклида, А — активность в Беккерелях, T1/2 — период полураспада в секундах. Масса получается в граммах. Экспозиционная доза (X). В качестве количественной меры рентгеновского и -излучения принято использовать во внесистемных единицах экспозиционную дозу, определяемую зарядом вторичных частиц (dQ), образующихся в массе вещества (dm) при полном торможении всех заряженных частиц :
Единица экспозиционной дозы — Рентген (Р). Рентген — это экспозиционная доза рентгеновского и -излучения, создающая в 1куб. см воздуха при температуре О°С и давлении 760 мм рт. ст. суммарный заряд ионов одного знака в одну электростатическую единицу количества электричества. Экспозиционной дозе 1 Р соответствует 2.08*109 пар ионов (2.08*109 = 1/(4.8*10-10)). Если принять среднюю энергию образования 1 пары ионов в воздухе равной 33.85 эВ, то при экспозиционной дозе 1 Р одному кубическому сантиметру воздуха передается энергия, равная : (2.08*109)*33.85*(1.6*10-12) = 0.113 эрг, а одному грамму воздуха : 0.113/возд = 0.113/0.001293 = 87.3 эрг. Поглощение энергии ионизирующего излучения является первичным процессом, дающим начало последовательности физико-химических преобразований в облученной ткани, приводящей к наблюдаемому радиационному эффекту. Поэтому естественно сопоставить наблюдаемый эффект с количеством поглощенной энергии или поглощенной дозы. Поглощенная доза (D) — основная дозиметрическая величина. Она равна отношению средней энергии dE, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме :
Единица поглощенной дозы — Грей (Гр). Внесистемная единица Рад определялась как поглощенная доза любого ионизирующего излучения, равная 100 эрг на 1 грамм облученного вещества. Эквивалентная доза (Н). Для оценки возможного ущерба здоровью человека в условиях хронического облучения в области радиационной безопасности введено понятие эквивалентной дозы Н, равной произведению поглощенной дозы Dr, созданной облучением — r и усредненной по анализируемому органу или по всему организму, на весовой множитель wr (называемый еще — коэффициент качества излучения)
Единицей измерения эквивалентной дозы является Джоуль на килограмм. Она имеет специальное наименование Зиверт (Зв).
-излучения принято использовать во внесистемных единицах экспозиционную дозу, определяемую зарядом вторичных частиц (dQ), образующихся в массе вещества (dm) при полном торможении всех заряженных частиц :
возд = 0.113/0.001293 = 87.3 эрг. 