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_γ10^-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^-2Зв)

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 ³ 5МэВ
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.

Предыдущая 1 2 3 4 567 Следующая