Меры радиационной защиты населения

Размещено на http://www.allbest.ru/

СОДЕРЖАНИЕ

Введение

1 Радиоактивное загрязнение местности

2 Зоны РЗМ

3 Источники ионизированных излучений

4 Дозиметрические величины и единицы их измерений

5 Закон спада уровня радиации

6 Поражающее воздействие РВ на людей

7 Поражающее воздействие РВ на растения

8 Определение доз облучения

9 Приборы дозиметрического контроля

10 Основные принципы защиты населения

11 Способы и средства защиты населения

12 Защитные сооружения

13 Средства индивидуальной защиты

14 Средства медицинской защиты

15 Расчетная часть

Заключение

Список литературы

ВВЕДЕНИЕ

В случае применения противником ядерного и химического оружия, а также при авариях на предприятиях атомной и химической промышленности радиоактивному заражению подвергнутся воздух, местность и расположенные на ней сооружения, техника, имущество. Ситуация, создавшаяся в результате радиоактивного заражения местности, называется соответственно радиационной. Она характеризуется масштабами и характером радиоактивного заражения и может оказать существенное влияние на производственную деятельность объектов народного хозяйства, действия невоенизированных формирований, жизнедеятельность населения. Опасность поражения людей, сельскохозяйственных животных, растений требует быстрого выявления и оценки радиационной обстановки и учета ее влияния на ведение спасательных работ.

Радиационная обстановка может быть выявлена и оценена методом прогнозирования. Это так называемая предполагаемая, или прогнозируемая, обстановка. Прогнозирование осуществляется на основе установленных закономерностей: масштабов и характера радиоактивного заражения местности, от мощности и вида ядерного взрыва, вида 0В и средств его доставки, а так же от метеорологических условий. Поскольку процесс формирования зон радиоактивного заражения длится несколько часов, это позволяет использовать данные прогноза для организации ряда мероприятий по защите населения, личного состава формирований, сельскохозяйственных животных и ориентировочной оценки последствий заражения.

Исходные данные для осуществления прогнозирования на объекте получают, как правило, от вышестоящих штабов ГО. С другой стороны, знание радиационной обстановки может основываться на данных разведки. Выявление фактической радиационной обстановки включает сбор и обработку данных о радиоактивном заражении и нанесение по этим данным зон заражения на карту местности или план объекта. Окончательное решение на ведение спасательных работ и установление режимов работы объекта в условиях радиоактивного или химического заражения принимается, как правило, после выявления и оценки фактической радиационной или химической обстановки. Поэтому выявление обстановки, сбор и обработка данных разведки являются важнейшими задачами штаба, служб и командиров формирований ГО.

На объектах (в городском и сельском районах) выявление фактической радиационной обстановки производится постами радиационного и химического наблюдения (ПРХН), звеньями и группами радиационной и химической разведки, разведчиками-дозиметристами химиками формирований ГО. На территории животноводческих ферм и комплексов разведка возлагается на химиков-дозиметристов звена обеспечения КЗЖ или звено ветеринарной разведки районной станции по борьбе с болезнями сельскохозяйственных животных.

Разведывательные формирования оснащаются средствами радиационной и химической разведки. Для успешного выполнения задач по ведению разведки личный состав формирований должен хорошо знать основы дозиметрии, устройство и принцип действия приборов разведки, уметь правильно ими пользоваться, содержать в постоянной готовности и бережно их хранить.

1 РАДИОАКТИВНОЕ ЗАГРЯЗНЕНИЕ МЕСТНОСТИ

Возникает вследствие выпадения из радиоактивного облака осколков деления ядерного горючего, непрореагировавшей части ядерного заряда и частиц фунта с наведенной радиоактивностью. Степень заражения местности ионизирующей радиацией местности и различных объектов оценивается уровнями радиации, которые принято измерять в рентгенах в час (р / ч); степень зараженности техники и вооружения в мр / ч (микрорентген в час).

Поражение личного состава определяется дозой облучения, измеряемой в рентгенах. Заражение (загрязнение) местности характеризуется количеством радиоактивного вещества на единице поверхности (кюри / м²). Уровню радиации на местности 1р / ч соответствует примерно 0,2 Ки / м².

Величина уровня радиации после ядерного взрыва определяется в основном радионуклидами, имеющими короткий период полураспада. Поэтому после начала радиоактивного загрязнения происходит быстрый спад уровня радиации. Продолжительность радиоактивного заражения можно оценить исходя из экспоненциальной закономерности радиоактивного распада. Если уровень радиации через час после взрыва принять за 100%, то через 2 ч он равен 43, через 5 ч - 15, через 10 ч - 6,46, через 1 сутки - 2,2, а через 2 суток - 1,1%. Зараженными участками местности в военное время принято считать такие, на которых уровень радиации составляет 0,5 р / ч. Приготовление пищи на зараженной местности допускается при уровне радиации менее 1 р / ч, а прием пищи на открытой местности или в оборонительных сооружениях - до 5 р / ч.

Это связано с тем, что наибольшую опасность для человека представляют радионуклиды, попавшие внутрь организма.

Загрязнение воды, воздуха и продовольствия характеризуют концентрацией радиоактивных веществ, которую измеряют в кюри на литр и распадах в минуту на 1 г вещества (Ки / л и распУмин.г).

Прогноз радиационной обстановки проводят для снижения вредных последствий, возникающих после нанесения ядерного удара или радиационной аварии. Под радиационной обстановкой в этом случае понимают масштабы и степень радиоактивного заражения местности. Масштабы и степень заражения зависят от мощности и вида ядерных взрывов, метеоусловий и времени с момента нанесения ядерного удара.

Прогноз начинают с определения сектора распространения радиоактивного облака, образовавшегося в результате взрыва.

Ось следа ориентируют по направлению среднего ветра на высоте формирования облака и в зависимости от скорости ветра и мощности взрыва определяют размеры зон радиоактивного заражения. Сектора в отличие от зон радиоактивного заражения называются зонами возможного заражения.

Расстояние от дальних границ этих зон принимается равным длинам соответствующих зон на эллиптическом следе облака. Учитывая, что прогноз радиационного заражения местности носит ориентировочный характер, он должен уточняться радиационной разведкой городов, районов, объектов народного хозяйства (ОНХ). Зоны заражения характеризуются величиной дозы облучения на местности за время до нормализации радиационной обстановки.

Радиоактивное заражение возникает в результате выпадения радиоактивных веществ (РВ) из облака ядерного взрыва.

2 ЗОНЫ РЗМ

Границами зон загрязнения являются изолинии, соединяющие точки с равными дозами радиации за время полного распада радиоактивных веществ на местности. След облака делится на четыре зоны загрязнения - А, Б, В и Г

Зона умеренного заражения (А). Экспозиционная доза излучения за время полного распада (Д) колеблется от 40 до 400 Р. Уровень радиации на внешней границе зоны через 1 час после взрыва - 8 Р / ч: через 10 ч. - 0,5 Р / ч. В зоне А работы на объектах, как правило, не прекращаются. Работы на открытой местности, расположенной в ередине зоны или у ее внутренней границы, должны быть прекращены на несколько часов. Обозначается она синим цветом.

Зона сильного заражения (Б). Экспозиционная доза излучения за время полного распада (Д) колеблется от 400 до 1200 Р. Уровень радиации на внешней границе зоны через 1 час после взрыва - 80 Р / ч: через 10 ч. - 5 Р / ч. В зоне Б работы на объектах прекращаются до 1суток, рабочие и служащие укрываются в защитных сооружениях ГО, подвалах или иных защитных сооружениях. Обозначается зеленым цветом.

Зона опасного заражения (В). Экспозиционная доза излучения за время полного распада (Д) составляет 1200 Р. На внутренней границе - 4000 Р. Уровень радиации на внешней границе зоны через 1 час после взрыва - 240 Р / ч: через 10 ч. - 15 Р / ч. В зоне В работы на объектах прекращаются от 1 до 3-4 суток, рабочие и служащие укрываются в защитных сооружениях ГО. Обозначается красным цветом.

Зона чрезвычайно опасного заражения (Г). Экспозиционная доза излучения за время полного распада (Д) составляет 4000 Р. Уровень радиации через 1 час после взрыва - 800 Р / ч: через 10 ч. - 50 Р / ч. В зоне Г работы на объектах прекращаются на четверо и более суток, рабочие и служащие укрываются в защитных сооружениях ГО. Обозначается черным цветом.

3 ИСТОЧНИКИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Ионизирующее излучение - поток заряженных или нейтральных частиц и квантов электромагнитного излучения, прохождение которых через вещество приводит к ионизации и возбуждению атомов или молекул среды. Они возникают в результате естественных или искусственных радиоактивных распадов веществ, ядерных реакций деления в реакторах, ядерных взрывов и некоторых физических процессов в космосе.

Ионизирующие излучения состоят из прямо или косвенно ионизирующих частиц или смеси тех и других. К прямо ионизирующим частицам относятся частицы (электроны, б-частицы, протоны и др.), которые обладают достаточной кинетической энергией, чтобы осуществить ионизацию атомов путём непосредственного столкновения. К косвенно ионизирующим частицам относятся незаряженные частицы (нейтроны, кванты и т.д.), которые вызывают ионизацию через вторичные объекты.

В настоящее время известно около 40 естественных и более 200 искусственных б-активных ядер. б-распад характерен для тяжелых элементов (урана, тория, полония, плутония и др.).

б-частицы - это положительно заряженные ядра гелия. Они обладают большой ионизирующей и малой проникающей способностью и двигаются со скоростью 20000 км / с.

в-излучение - это поток отрицательно заряженных частиц (электронов), которые выпускаются при в-распаде радиоактивных изотопов. Их скорость приближается к скорости света. Бета-частицы при взаимодействии с атомами среды отклоняются от своего первоначального направления. Поэтому путь, проходимый в-частицей в веществе, представляет собой не прямую линию, как у б-частиц, а ломаную. Наиболее высокоэнергетические в-частицы могут пройти слой алюминия до 5 мм, однако ионизирующая способность их меньше, чем у б-частицы. г-излучение, испускаемое атомными ядрами при радиоактивных превращениях, обладает энергией от нескольких тысяч до нескольких миллионов электрон-вольт. Распространяется оно, как и рентгеновское излучение, в воздухе со скоростью света. Ионизирующая способность г-излучения значительно меньше, чем у б- и в-частиц.

г-излучение - это электромагнитные излучения высокой энергии. Оно обладает большой проникающей способностью, изменяющейся в широких пределах.

Все ионизирующие излучения по своей природе делятся на фотонные (квантовые) и корпускулярные.

К фотонному (квантовому) ионизирующему излучению относятся гамма-излучение, возникающее при изменении энергетического состояния атомных ядер или аннигиляции частиц, тормозное излучение, возникающее при уменьшении кинетической энергии заряженных частиц, характеристическое излучение с дискретным энергетическим спектром, возникающее при изменении энергетического состояния электронов атома и рентгеновское излучение, состоящее из тормозного и / или характеристического излучений.

К корпускулярному ионизирующему излучению относят б-излучение, электронное, протонное, нейтронное и мезонное излучения. Корпускулярное излучение, состоящее из потока заряженных частиц (б-, в-частиц, протонов, электронов), кинетическая энергия которых достаточна для ионизации атомов при столкновении, относится к классу непосредственно ионизирующего излучения. Нейтроны и другие элементарные частицы непосредственно не производят ионизацию, но в процессе взаимодействия со средой высвобождают заряженные частицы (электроны, протоны), способные ионизировать атомы и молекулы среды, через которую проходят. Соответственно, корпускулярное излучение, состоящее из потока незаряженных частиц, называют косвенно ионизирующим излучением.

Нейтронное и гамма излучение принято называть проникающеё радиацией или проникающим излучением.

Ионизирующие излучения по своему энергетическому составу делятся на моноэнергетические (монохроматические) и немоноэнергетические (немонохроматические).

Моноэнергетическое (однородное) излучение - это излучение, состоящее из частиц одного вида с одинаковой кинетической энергией или из квантов одинаковой энергии.

Немоноэнергетическое (неоднородное) излучение - это излучение, состоящее из частиц одного вида с разной кинетической энергией или из квантов различной энергии. Ионизирующее излучение, состоящее из частиц различного вида или частиц и квантов, называется смешанным излучением.

Практическое использование ионизирующих излучений.

Область применения ионизирующих излучений очень широка:

- в промышленности - это гигантские реакторы для атомных электростанций, для опреснения морской и засолённой воды, для получения трансурановых элементов; также их используют в активационном анализе для быстрого определения примесей в сплавах, металла в руде, качества угля и т.п.; для автоматизации различных процессов, как то: измерение уровня жидкости, плотности и влажности среды, толщины слоя;

- на транспорте - это мощные реакторы для надводных и подводных кораблей;

- в сельском хозяйстве - это установки для массового облучения овощей с целью предохранения их от плесени, мяса - от порчи; выведение новых сортов путём генетических мутаций;

- в геологии - это нейтронный каротаж для поисков нефти, активационный анализ для поисков и сортировки металлических руд, для определения массовой доли примесей в естественных алмазах;

- в медицине - это изучение производственных отравлений методом меченых атомов, диагностика заболевания при помощи активационного анализа, метода меченых атомов и радиографии, лечение опухолей -лучами и - частицами, стерилизация фармацевтических препаратов, одежды, медицинских инструментов и оборудования -излучением и т.д.

Применение ионизирующих излучений имеет место даже в таких сферах деятельности человека, где это, на первый взгляд, кажется совершенно неожиданным. Например, в археологии. Кроме того, ионизирующие излучения используются в криминалистике (восстановление фотографий и обработка материалов).

4 ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЕ ВЕЛИЧИНЫ И ЕДИНИЦЫ ИХ ИЗМЕРЕНИЯ

Физические величины, функционально связанные с радиационным эффектом, называются дозиметрическими.

Основной физической величиной, определяющей степень радиационного воздействия, является поглощенная доза ионизирующего излучения D - отношение средней энергии , переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:

Единица поглощенной дозы в СИ - грей (Гр). Грей равен поглощенной дозе ионизирующего излучения, при которой веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующего излучения, равная 1 Дж, т.е. 1 Гр = 1 Дж / кг.

Внесистемной единицей поглощенной дозы ионизирующего излучения является рад (рад). Рад равен поглощенной дозе ионизирующего излучения, при которой веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующего излучения, равная 100 эрг. Таким образом, 1 рад = 0,01 Гр.

Поглощенная доза ионизирующего излучения является мерой ожидаемых последствий облучения объектов как живой, так и неживой природы. Она не зависит от вида ионизирующего излучения (, , , X, n и др.) и его энергии, но для одного и того же вида и энергии излучения зависит от вида вещества.

Поэтому, когда говорят о поглощенной дозе, необходимо указывать, к какой среде это относится: к воздуху, воде или другой среде.

В повседневной жизни человек подвергается хроническому облучению естественными и искусственными источниками ионизирующих излучений в малых дозах. Установлено, что в этом случае биологический эффект облучения зависит от суммарной поглощенной энергии и вида (качества) излучения.

По этой причине для оценки радиационной безопасности при хроническом облучении человека в малых дозах, т.е. дозах, не способных вызвать лучевую болезнь, используется эквивалентная доза ионизирующего излучения H_т - произведение «тканевой дозы» (дозы на орган) D_т на взвешивающий коэффициент w_R для излучения R:

H_т = w_RD_т.

При этом доза на орган - средняя поглощенная доза в определенной ткани или органе человеческого тела задается в виде:

где m_т - масса ткани или органа,

D - поглощенная доза в элементе dm.

Если в пределах органа или ткани D = const, то D_т = D.

Если поле излучения состоит из нескольких излучений с различными значениями w_R, то эквивалентная доза определятся в виде:

Единица эквивалентной дозы в СИ - зиверт (Зв).

Зиверт равен эквивалентной дозе, при которой произведение поглощенной дозы в биологической ткани стандартного состава на взвешивающий коэффициент w_R равно 1Дж / кг. Следовательно, 1Зв = 1 Гр / w_R.

Внесистемной единицей эквивалентной дозы ионизирующего излучения является бэр (бэр). Бэр равен эквивалентной дозе, при которой произведение поглощенной дозы в биологической ткани стандартного состава на взвешивающий коэффициент w_R равно 100 эрг / г. Таким образом, 1 бэр = 0,01 Зв = 1 рад / w_R.

Безразмерная единица коэффициента w_R в СИ - зиверт на грей (Зв / Гр), во внесистемных единицах - бэр на рад (бэр / рад).

Разные органы или ткани человека могут облучаться неравномерно, причем они имеют разную чувствительность к облучению (радиочувствительность).

Для учета указанных обстоятельств введена эффективная доза ионизирующего излучения Е - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности. Она представляет собой сумму произведений эквивалентной дозы H_T в органе или ткани Т за время на соответствующий взвешивающий коэффициент w_Т для данного органа или ткани:

Единицы эффективной дозы совпадают с единицами эквивалентной дозы. Взвешивающий коэффициент w_Т равен отношению стохастического (вероятностного) риска смерти r_T в результате облучения Т-го органа или ткани к риску смерти от равномерного облучения тела при одинаковых эквивалентных дозах:

Поглощенная, эквивалентная и эффективная дозы характеризуют меру ожидаемого эффекта облучения для одного индивидуума. Эти величины являются индивидуальными дозами.

Для оценки меры ожидаемого эффекта при облучении больших групп людей, вплоть до целых популяций, используется коллективная эффективная доза S - величина, определяющая полное воздействие от всех источников на группу людей. Она представляет собой сумму произведений средней эффективной дозы Е_i для i-ой подгруппы большой группы людей на число людей N_i в подгруппе:

Единица коллективной эффективной дозы в СИ - человекозиверт (челЗв), внесистемная единица - человекобэр (челбэр).

На практике до настоящего времени применяется экспозиционная доза Х фотонного излучения - это отношение суммарного заряда dQ всех ионов одного знака, созданных в сухом атмосферном воздухе при полном торможении электронов и позитронов, которые были образованы фотонами в элементарном объеме воздуха с массой dm, к массе воздуха в указанном объеме:

Х = dQ / dm.

Единица экспозиционной дозы в СИ - кулон на килограмм (Кл / кг).

Кулон на килограмм равен экспозиционной дозе, при которой все электроны и позитроны, освобожденные фотонами в воздухе массой 1кг, производят в воздухе ионы, несущие электрический заряд 1 Кл каждого знака.

Внесистемная единица экспозиционной дозы - рентген. Рентген - это единица экспозиционной дозы фотонного излучения, которая в 1см³ сухого воздуха при температуре 0⁰ С и давлении 760 мм рт. ст. приводит к образованию 2,0810⁹ пар ионов, несущих заряд в одну электростатическую единицу электричества каждого знака. Соотношение внесистемной единицы и единицы экспозиционной дозы в СИ имеет вид:

1 Р = 2,5810^-4 Кл / кг.

Экспозиционная доза характеризует ионизационную способность рентгеновского и гамма-излучения в воздухе, т.е. является характеристикой поля фотонного, а не всех видов ионизирующего излучения, причем только в диапазоне энергий от нескольких кэВ до 3МэВ и только для воздуха. По этим причинам экспозиционная доза и ее мощность, а также все внесистемные единицы (кюри, рад, бэр, рентген и др.) с 1.01.1990 г. изымаются из употребления.

Однако в обращении находится еще много приборов радиационного контроля, шкалы которых проградуированы во внесистемных единицах - в рентгенах, радах, Рентгенах в час, а также в кратных или дольных единицах (например, в миллирентгенах или в микрорентгенах в час).

Чтобы оценить при этом поглощенную дозу в биологической ткани, следует знать, что в условиях электронного равновесия экспозиционной дозе 1 Р соответствует поглощенная доза 0,873 рад в воздухе или 0,95 рад в биологической ткани. Поэтому с погрешностью до 5% экспозиционную дозу в рентгенах и поглощенную дозу в ткани в радах можно считать совпадающими.

5 ЗАКОН СПАДА УРОВНЯ РАДИАЦИИ

Спад уровней радиации - непрерывное уменьшение мощности доз ионизирующего излучения на местности, загрязненной радиоактивными веществами в результате их естественного распада. Спад уровня радиации оценивается на основе прогнозирования и по данным радиационной разведки и дозиметрического контроля.

Постепенно уровень радиации на местности снижается ориентировочно в 10 раз через отрезки времени, кратные 7. Например, через 7 часов после взрыва уровень радиации уменьшается в 10 раз, а через 49 часов почти в 100 раз.

Задача №1. Рассчитать величину уровня радиации через 2, 6, 12, 24, 48 часов после аварии на АС и после ядерного взрыва. Построить график и сделать вывод.

Дано: Ро (уровень радиации через 1 час); Ро = 90 р / ч; t = 2; 6; 12; 24; 48. Найти: Рt - ?

Рt = Ро / t ^0,5(1,2), где степень 0,5 используют для расчета спада уровня радиации после аварии на АС степень, 1,2 используют для расчета распада уровня радиации после ядерного взрыва.

Р2 = 490 р / ч / 2 ^0,5 = 90 р / ч / 1.4 = 64 р / ч

Р6 = 90 р / ч / 6 ^0,5 = 90 р / ч / 2,4 = 38 р / ч

Р12 = 90 р / ч / 12 ^0,5 = 90 р / ч / 3,4 = 27 р / ч

Р24 = 90 р / ч / 24 ^0,5 = 90 р / ч / 4,8 = 19 р / ч

Р48 = 90 р. ч / 48^0,5 = 90 р. ч. / 6,9 = 13 р / ч

Р2 = 90 р / ч / 2 ^1,2 = 90 р / ч / 2,29 = 39р / ч

Р6 = 90 р / ч / 6 ^1,2 = 90 р / ч / 8,6 = 10 р / ч

Р12 = 90 р / ч / 12 ^1,2 = 90 р / ч / 19,7 = 5 р / ч

Р24 = 90 р / ч / 24 ^1,2 = 90 р / ч / 45,3 = 2 р / ч

Р48 = 90 р.ч / 48^1.2 = 90 р. ч. / 104 = 0,8 р / / ч

Вывод. Делаем вывод, что спад уровней радиации интенсивнее происходит после взрыва.

6 ПОРАЖАЮЩЕЕ ВОЗДЕЙСТВИЕ РВ НА ЛЮДЕЙ

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.

Воздействие радиации на организм может быть различным, но почти всегда оно негативно. В малых дозах радиационное излучение может стать катализатором процессов, приводящих к раку или генетическим нарушениям, а в больших дозах часто приводит к полной или частичной гибели организма вследствие разрушения клеток тканей.

Сложность в отслеживании последовательности процессов, вызванных облучением, объясняется тем, что последствия облучения, особенно при небольших дозах, могут проявиться не сразу, и зачастую для развития болезни требуются годы или даже десятилетия. Кроме того, вследствие различной проникающей способности разных видов радиоактивных излучений они оказывают неодинаковое воздействие на организм:

- альфа-частицы наиболее опасны, однако для альфа-излучения даже лист бумаги является непреодолимой преградой;

- бета-излучение способно проходить в ткани организма на глубину один - два сантиметра;

- гамма-излучение характеризуется наибольшей проникающей способностью: его может задержать лишь толстая плита из материалов, имеющих высокий коэффициент поглощения, например, из бетона или свинца. Также различается чувствительность отдельных органов к радиоактивному излучению.

Поэтому, чтобы получить наиболее достоверную информацию о степени риска, необходимо учитывать соответствующие коэффициенты чувствительности тканей при расчете эквивалентной дозы облучения:

- 0,03 - костная ткань;

- 0,03 - щитовидная железа;

- 0,12 - красный костный мозг;

- 0,12 - легкие;

- 0,15 - молочная железа;

- 0,25 - яичники или семенники;

- 0,30 - другие ткани;

- 1,00 - организм в целом.

Вероятность повреждения тканей зависит от суммарной дозы и от величины дозировки, так как благодаря репарационным способностям большинство органов имеют возможность восстановиться после серии мелких доз. Тем не менее, существуют дозы, при которых летальный исход практически неизбежен.

Так, например, дозы порядка 100 Гр приводят к смерти через несколько дней или даже часов вследствие повреждения центральной нервной системы, от кровоизлияния в результате дозы облучения в 10-50 Гр смерть наступает через одну - две недели, а доза в 3-5 Гр грозит обернуться летальным исходом примерно половине облученных. Знания конкретной реакции организма на те или иные дозы необходимы для оценки последствий действия больших доз облучения при авариях ядерных установок и устройств или опасности облучения при длительном нахождении в районах повышенного радиационного излучения, как от естественных источников, так и в случае радиоактивного загрязнения.

Следует более подробно рассмотреть наиболее распространенные и серьезные повреждения, вызванные облучением, а именно рак и генетические нарушения. В случае рака трудно оценить вероятность заболевания как следствия облучения. Любая, даже самая малая доза, может привести к необратимым последствиям, но это не предопределено. Тем не менее, установлено, что вероятность заболевания возрастает прямо пропорционально дозе облучения.

Среди наиболее распространенных раковых заболеваний, вызванных облучением, выделяются лейкозы. Оценка вероятности летального исхода при лейкозе более надежна, чем аналогичные оценки для других видов раковых заболеваний. Это можно объяснить тем, что лейкозы первыми проявляют себя, вызывая смерть в среднем через 10 лет после момента облучения. За лейкозами «по популярности» следуют: рак молочной железы, рак щитовидной железы и рак легких. Менее чувствительны желудок, печень, кишечник и другие органы и ткани.

Воздействие радиологического излучения резко усиливается другими неблагоприятными экологическими факторами (явление синергизма). Так, смертность от радиации у курильщиков заметно выше. Что касается генетических последствий радиации, то они проявляются в виде хромосомных аберраций (в том числе изменения числа или структуры хромосом) и генных мутаций. Генные мутации проявляются сразу в первом поколении (доминантные мутации) или только при условии, если у обоих родителей мутантным является один и тот же ген (рецессивные мутации), что является маловероятным.

Изучение генетических последствий облучения еще более затруднено, чем в случае рака. Неизвестно, каковы генетические повреждения при облучении, проявляться они могут на протяжении многих поколений, невозможно отличить их от тех, что вызваны другими причинами. Приходится оценивать появление наследственных дефектов у человека по результатам экспериментов на животных.

При оценке риска НКДАР использует два подхода: при одном определяют непосредственный эффект данной дозы, при другом - дозу, при которой удваивается частота появления потомков с той или иной аномалией по сравнению с нормальными радиационными условиями.

Так, при первом подходе установлено, что доза в 1 Гр, полученная при низком радиационном фоне особями мужского пола (для женщин оценки менее определенны), вызывает появление от 1000 до 2000 мутаций, приводящих к серьезным последствиям, и от 30 до 1000 хромосомных аберраций на каждый миллион живых новорожденных.

При втором подходе получены следующие результаты: хроническое облучение при мощности дозы в 1 Гр на одно поколение приведет к появлению около 2000 серьезных генетических заболеваний на каждый миллион живых новорожденных среди детей тех, кто подвергся такому облучению. Оценки эти ненадежны, но необходимы. Генетические последствия облучения выражаются такими количественными параметрами, как сокращение продолжительности жизни и периода нетрудоспособности, хотя при этом признается, что эти оценки не более чем первая грубая прикидка. Так, хроническое облучение населения с мощностью дозы в 1 Гр на поколение сокращает период трудоспособности на 50000 лет, а продолжительность жизни - также на 50000 лет на каждый миллион живых новорожденных среди детей первого облученного поколения; при постоянном облучении многих поколений выходят на следующие оценки: соответственно 340000 лет и 286000 лет.

7 ПОРАЖАЮЩЕЕ ВОЗДЕЙСТВИЕ РВ НА РАСТЕНИЯ

Излучение, поглощаемое отдельными растениями, испускается радиоактивными частицами, лежащими на этом растении, а также находящимися на поверхности почвы или соседних растениях. В зависимости от размеров частиц, густоты травостоя или плотности насаждений, формы листа и характера его поверхности (гладкая или опушенная) на растениях задерживается от 8 до 25% оседающей на землю радиоактивной пыли. В радиационном поражении растений в отличие от людей и животных главную роль играет бета-, а не гамма-излучение. Это объясняется тем, что бета-частицы, обладая определенной массой и меньшей скоростью, сильнее поглощаются растениями, имеющими за счет листьев очень большую поверхность непосредственного контакта с частицами, препятствовать чему практически невозможно. Вклад бета-излучения в общую поглощенную растениями дозу излучения в первые часы после выпадения может в 10 раз и более превышать вклад гамма-облучения, а это значит, что доза облучения, получаемая растениями, в 10 раз выше экспозиционной дозы гамма-излучения, измеренной дозиметрическим прибором. Радиоактивные вещества, выпадающие на растения, не только загрязняют поверхность, но и всасываются через листья внутрь (йод, цезий), а оказавшись в почве (особенно долго они задерживаются в ее верхнем слое (5-7 см), начинают поступать в растения через корневую систему. Поскольку для этого нужно некоторое время, в течение которого короткоживущие изотопы распадаются, то из почвы поступают долгоживущие радионуклиды, и в первую очередь стронций-90. Эти изотопы депонируются в листьях, стеблях и значительно меньше (до 2%) в зерне. Растения наиболее чувствительны к облучению в ранние фазы развития, когда страдают зоны активного роста, т. е. молодые делящиеся клетки. Существует также видовая и сортовая радиочувствительность.

Лучевое поражение растений проявляется в замедлении роста и развития, снижении урожайности, понижении репродуктивности семян. Пищевое качество урожая также снижается. Тяжелое поражение приводит к полной остановке роста и гибели растений через несколько дней или недель после облучения (табл. 5). Степень радиоактивного поражения зависит в основном от величины получаемой дозы облучения и радиочувствительности растения во время облучения.

Радиочувствительность растений сильно зависит от фазы развития их во время облучения. Посевные качества семян в наибольшей степени снижаются при облучении в фазе колошения у зерновых и цветения у бобовых.

При выпадении радиоактивных веществ на лесные массивы продукты деления задерживаются преимущественно кронами деревьев (40-90%), причем лиственных пород лучше, чем хвойных.

Атмосферные осадки и ветер перемещают радиоизотопы под полог леса. Часть их проникает внутрь древесных пород и распространяется либо равномерно по всему стволу (береза), либо преимущественно в наружных слоях ствола (сосна). Значительное количество радиоактивных веществ в лесах будет поглощено грибами и ягодами и содержаться в мясе диких зверей и птиц.

8 ОПРЕДЕЛЕНИЕ ДОЗ ОБЛУЧЕНИЯ

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 1 дан перечень единиц измерения радиологических величин и проведено сравнение единиц системы СИ и внесистемных единиц.

Таблица 1 - Основные радиологические величины и единицы

Величина	Наименование и обозначение единицы измерения	Соотношения между единицами
	Внесистемные	Си
Активность нуклида, А	Кюри (Ки, Ci)	Беккерель (Бк, Bq)	1Ки = 3.7 * 1010Бк
			1 Бк = 1 расп / с
			1 Бк = 2.7 * 10-11Ки
Экспозиционная доза, X	Рентген (Р, R)	Кулон / кг (Кл / кг, C / kg)	1 Р = 2.58 * 10-4 Кл / кг
			1 Кл / кг = 3.88 * 103 Р
Поглощенная доза, D	Рад (рад, rad)	Грей (Гр, Gy)	1 рад-10-2 Гр
			1 Гр = 1 Дж / кг
Эквивалентная доза, Н	Бэр (бэр, rem)	Зиверт (Зв, Sv)	1 бэр = 10-2 Зв
			1 Зв = 100 бэр
Интегральная доза излучения	Рад-грамм (рад * г, rad * g)	Грей- кг (Гр * кг, Gy * kg)	1 рад * г = 10-5 Гр * кг
			1 Гр * кг = 105 рад * г

Для описания влияния ионизирующих излучений на вещество используются следующие понятия и единицы измерения:

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):

A = dN / dt

Единица активности в системе СИ - Беккерель (Бк).

Внесистемная единица - Кюри (Ки).

Число радиоактивных ядер N(t) данного изотопа уменьшается со временем по закону:

N(t) = N0 exp(-tln2 / T1 / 2) = N0 exp(-0.693t / T1 / 2)

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:

X = dQ / dm

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 эрu.

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:

D = dE / dm

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 D_r, созданной облучением - r и усредненной по анализируемому органу или по всему организму, на весовой множитель w_r (называемый еще - коэффициент качества излучения)

Единицей измерения эквивалентной дозы является Джоуль на килограмм. Она имеет специальное наименование Зиверт (Зв).

Коллективная эффективная эквивалентная доза. Для оценки ущерба здоровью персонала и населения от стохастических эффектов, вызванных действием ионизирующих излучений, используют коллективную эффективную эквивалентную дозу S, определяемую как:

где N(E) - число лиц, получивших индивидуальную эффективную эквивалентную дозу Е. Единицей S является человеко-Зиверт (чел-Зв).

Радионуклиды - радиоактивные атомы с данным массовым числом и атомным номером, а для изомерных атомов - и с данным определенным энергетическим состоянием атомного ядра. Радионуклиды (и нерадиоактивные нуклиды) элемента иначе называют его изотопами.

Помимо названных выше величин для сравнения степени радиационного повреждения вещества при воздействии на него различных ионизирующих частиц с разной энергией используется также величина линейной передачи энергии (ЛПЭ), определяемая соотношением:

где - средняя энергия, локально переданная среде ионизирующей частицей вследствие столкновений на элементарном пути dl.

Пороговая энергия обычно относится к энергии электрона. Если в акте столкновения первичная заряженная частица образует -электрон с энергией больше , то эта энергия не включается в значение dE, и -электроны с энергией больше рассматриваются как самостоятельные первичные частицы. Выбор пороговой энергии является произвольным и зависит от конкретных условий. Из определения следует, что линейная передача энергии является некоторым аналогом тормозной способности вещества. Однако между этими величинами есть различие. Заключается оно в следующем:

- ЛПЭ не включает энергию, преобразованную в фотоны, т.е. радиационные потери;

- при заданном пороге ЛПЭ не включает в себя кинетическую энергию частиц, превышающую . Величины ЛПЭ и тормозной способности совпадают, если можно пренебречь потерями на тормозное излучение и 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 2.

Таблица 2 - Дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения (бэр / год)

Категории лиц	Группы критических органов
	1	2	3
Категория А, предельно допустимая доза (ПДД)	5	15	30
Категория Б, предел дозы(ПД)	0.5	1.5	3

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.

Для категории А (персонала) установлены:

- предельно допустимое годовое поступление ПДП радионуклида через органы дыхания;

- допустимое содержание радионуклида в критическом органе ДСА; допустимая мощность дозы излучения ДМДА;

- допустимая плотность потока частиц ДППА;

- допустимая объемная активность (концентрация) радионуклида в воздухе рабочей зоны ДКА;

- допустимое загрязнение кожных покровов, спецодежды и рабочих поверхностей ДЗА.

Для категории Б (ограниченной части населения) установлены:

- предел годового поступления ПГП радионуклида через органы дыхания или пищеварения;

- допустимая объемная активность (концентрация) радионуклида ДКБ в атмосферном воздухе и воде;

- допустимая мощность дозы ДМДБ; допустимая плотность потока частиц ДППБ;

- допустимое загрязнение кожных покровов, одежды и поверхностей ДЗБ.

Задача №2. Рассчитать величину эквивалентной дозы, которую получают люди на радиационно загрязненной местности в течении определенного времени. Вследствие аварии на АС. Сделать вывод.

Дано: Ро = 90; t = 4,5 ч.; б = 30%, Я = 70%. Д(эквив) - ?

Д эксп. = Ро + Рt * t Pt = P₀ / t = 90 / 4 / 5^0.5 = 90 / 2.12 = 43мр / ч

Д эксп. = 90 + 43 / 2 * 4.5 = 299.25 мР

Д эксп. = 0,877 * Дпоглащ.

Дпогл = 0.877 * Дпогл

Дпогл = Дэксп / 0.877

Д = 299.25 / 0,877 = 341.2м Рад - 100%

341,2 Рад - 100% = 341,2 * 30 / 100 = 102,36

a 30%

341,2 * 70% / 100 = 238,8 + 102,36 = 341,2

Дэкв = 102,36 * 20 + 1 * 238.8 = 2047.2 + 238.8 = 2286 мБэр = 0.02 Зв

Вывод. Данная доза превышает нормативы и представляет опасность лучевой болезни.

Задача №3. Рассчитать величину эквивалентной дозы, которую получают люди на радиационно загрязненной местности в течении определенного времени. Вследствие ядерного взрыва. Сделать вывод.

Дано: Ро = 90; t = 4,5 ч.; б = 30%, Я = 70%. Д(эквив) - ?

Д эксп. = Ро + Рt * t Pt = P₀ / t = 90 / 4 / 5^1,2 = 90 / 6.07 = 14,28мр / ч

Д эксп. = 90 + 6.07 / 2 * 4.5 = 216.15 мР

Д эксп. = 0,877 * Дпоглащ.

Дпогл = 0.877 * Дпогл

Дпогл = Дэксп / 0.877

Дпогл = 216.15 / 0,877 = 246.46м Рад - 100%

246,2 Рад - 100% = 246,46 * 30 / 100 = 73,93

a 30%

246,46 * 70% / 100 = 172,52

Дэвив = ? Q * Дпогл

Дэкв = 73,93 * 20 + 1 * 172.52 = 1478,6 + 172.52 = 1651,12 мБэр = 1,65 = 0,01 Зв

Вывод. Данная доза превышает нормативы и представляет опасность лучевой болезни.

9 ПРИБОРЫ ДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ

Дозиметрические приборы измеряют мощность ионизирующих излучений на радиоактивной зараженной местности и степень заражения предметов. Работа этих приборов основана на свойстве РВ расщеплять нейтральные молекулы или атомы на пары - положительные (ионы) и отрицательные (электроны).

Дозиметрические приборы предназначаются для:

- контроля облучения - получения данных о поглощенных или экспозиционных дозах излучения людьми и сельскохозяйственными животными;

- контроля радиоактивного заражения радиоактивными веществами людей, сельскохозяйственных животных, а также техники, транспорта, оборудования, средств индивидуальной защиты, одежды, продовольствия, воды, фуража и других объектов;

- радиационной разведки - определения уровня радиации на местности. Кроме того, с помощью дозиметрических приборов может быть определена наведенная радиоактивность облученных нейтронными потоками различных технических средствах, предметах и грунте. Для радиационной (химической) разведки и дозиметрического контроля на объекте используют дозиметры и измерители мощности экспозиционной дозы.

Дозиметрические приборы подразделяются на следующие основные группы.

1. Дозиметры - приборы для измерения дозы ионизирующего излучения (экспозиционной, поглощенной, эквивалентной), а также коэффициента качества

2. Радиометры - приборы для измерения плотности потока ионизирующего излучения.

3. Универсальные приборы - устройства, совмещающие функции дозиметра и радиометра, радиометра и спектрометра и пр.

4. Спектрометры ионизирующих излучений - приборы, измеряющие распределение (спектр) величин, характеризующих поле ионизирующих излучений.

В соответствии с проверочной схемой по методологическому назначению приборы и установки для регистрации ионизирующих излучений подразделяются на образцовые и рабочие.

Образцовые приборы и установки предназначены для поверки по ним других средств измерений, как рабочих, так и образцовых, менее высокой точности. Заметим, что образцовые приборы запрещается использовать в качестве рабочих.

Рабочие приборы и установки - средства для регистрации и исследования ионизирующих излучений в экспериментальной и прикладной ядерной физике и многих других областях народного хозяйства.

Приборы для регистрации ионизирующего излучения разделяются также по виду измеряемого излучения, по эффекту взаимодействия излучения с веществом (ионизационные, сцинтилляционные, фотографические и т. д.) и другим признакам.

По оформлению приборы для регистрации ионизирующего излучения подразделяют на стационарные, переносные и носимые, а также на приборы с автономным питанием, питанием от электрической сети и не требующие затрат энергии.

В зависимости от измеряемых физических величин, вида ионизирующего излучения и области применения принято устанавливать типы дозиметрических приборов и их обозначения. Тип детектора определяют по измеряемой величине (первая цифра), виду ионизирующего излучения (вторая цифра), области применения (третья цифра).

Дозиметрические приборы подразделяются на:

- измерители дозы (дозиметры);

- измерители мощности дозы;

- интенсиметры.

Измерителями дозы называют дозиметры, измеряющие экспозиционную или поглощенную дозу ионизирующего излучения.

Измерители мощности дозы - дозиметры, измеряющие мощность экспозиционной или поглощенной дозы ионизирующего излучения.

Интенсиметры - дозиметры, измеряющие интенсивность ионизирующего излучения.

Дозиметры применяются для дозиметрического контроля людей, измерения дозы облучения при контроле различных радиохимических процессов, при воздействии ионизирующих излучений на растительность, живые объекты, различные вещества и материалы, измерения дозы в биологических тканях человека и животных с учетом биологической эффективности ионизирующих излучений и различного состава объекта облучения (ткань, кости и др.). Для выполнения перечисленных задач отечественная промышленность выпускает широкий ассортимент дозиметров.

Стационарные дозиметры применяются чаще всего для осуществления контроля над процессом облучения объектов до заранее заданных доз. Для дозиметрического контроля персонала стационарные дозиметры практически не применяются.

В практической деятельности для измерения доз наибольшее распространение получили индивидуальные дозиметры. Рассмотрим устройство, работу и основные технические данные некоторых наиболее широко применяемых дозиметров.

Войсковой дозиметрический прибор ДП-5В. Назначение: ДП-5В используется для измерения мощности дозы гамма-излучения на местности; для измерения зараженности поверхности по гамма-излучению; для обнаружения бета-заражения. 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. Характеристики: Метод определения ионизационный. Диапазон измерения от 0,05 мР / ч до 200 р / ч, в диапазоне температур от - 40 до +50° С. относительная погрешность 30%. Герметичен, виброударопрочен, пылеводостоек, время непрерывной работы 40 часов, масса 2,5 кг. Масса полного комплекта 7,6 кг.