- •Содержание
- •Введение
- •Глава I. Общие сведения о радиоактивности и ионизирующем излучении
- •1. Понятие об ионизирующем излучении
- •2. Радиоактивный (ядерный) распад
- •3. Закон радиоактивного распада
- •Радиоактивных атомов от времени для изотопа с периодом полураспада т1/2
- •4. Ядерные превращения
- •5. Торможение заряженных частиц в веществе
- •6. Характеристика ионизирующих излучений
- •Глава II. Дозы ионизирующих излучений и их измерение
- •1. Дозы ионизирующего излучения
- •2. Принципы работы детекторов ионизирующих излучений
- •3. Классификация и назначение дозиметрических приборов
- •Классификация и назначение дозиметрических приборов
- •Глава III. Действие радиации на организм
- •1. Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом
- •В результате различных процессов взаимодействия, %
- •2. Биологическое действие ионизирующих излучений
- •3. Последствия воздействия радиации на организм
- •Глава IV. Источники ионизирующих излучений
- •1. Классификация источников ионизирующих излучений
- •2. Космическое излучение
- •3. Земное (терригенное) излучение
- •4. Радиация в медицине
- •5. Атомная энергетика
- •5.1. Предприятия атомной энергетики
- •5.1.2. Ядерный топливный цикл
- •5.2. Радиационная нагрузка предприятий атомной
- •6. Радиоактивные осадки и другие источники
- •7. Характеристика радиоактивных загрязнений
- •Глава V. Защита от ионизирующего излучения в условиях повседневной деятельности
- •1. Принципы обеспечения радиационной безопасности
- •2. Методы защиты при работе
- •3. Средства защиты от действия ионизирующих излучений
- •4. Службы радиационной безопасности
- •Глава VI. Радиационные аварии
- •1. Общая характеристика аварий на радиационно опасных
- •2. Аварии на атомных электростанциях
- •2.1. Типовые и нетиповые нарушения работы на аэс
- •2.2. Крупные и сверхкрупные аварии на аэс
- •2.3. Вероятность аварий на аэс и их последствия
- •3. Радиоактивное заражение местности вследствие аварии
- •4. Расчет параметров зоны радиационного загрязнения
- •5. Прогнозирование количества пораженного персонала и
- •6. Катастрофа на Чернобыльской аэс
- •Физико-математического моделирования
- •7. Что сейчас происходит на Чернобыльской аэс?
- •Глава VII. Защита населения и территорий в случае радиационной аварии
- •1. Принципы обеспечения безопасности
- •2. Методы защиты населения в случае радиационной аварии
- •3. Средства защиты населения в случае аварии
- •3.1. Средства коллективной защиты
- •3.1.1. Назначение и классификация
- •3.1.2. Убежища
- •3.1.3. Противорадиационные укрытия (пру)
- •3.1.4. Простейшие укрытия
- •3.2. Средства индивидуальной защиты (сиз)
- •3.2.1. Сущность индивидуальной защиты
- •3.2.2. Средства индивидуальной защиты органов дыхания
- •3.2.3. Средства индивидуальной защиты кожи
- •3.3. Средства фармакологической защиты
- •3.3.1. Йодная профилактика
- •3.3.2. Применение радиопротекторов
- •3.3.3. Применение неспецифических препаратов
- •4. Мероприятия по защите населения и территорий
- •4.1. Критерии противорадиационных мероприятий на
- •4.2. Экстренная эвакуация населения
- •4.3. Оказание медицинской помощи облученным
- •4.3.1. Первичные признаки радиационных поражений
- •4.3.2. Само- и взаимопомощь при радиационном поражении
- •4.4. Режимы радиационной защиты населения
- •4.5. Герметизация помещений
- •4.6. Санитарная обработка кожных покровов
- •4.7. Санитарно-пропускной режим
- •4.8. Дезактивация
- •4.8.1. Специальная обработка
- •4.8.2. Показатели эффективности дезактивационных работ
- •4.8.3. Способы дезактивации
- •4.8.4. Стадии процесса дезактивации
- •4.8.5. Незамкнутый и замкнутый циклы дезактивации
- •Дезактивации с незамкнутым (а) и замкнутым (б) циклом
- •4.8.6. Особенности проведения дезактивационных
- •4.8.7. Особенности дезактивации различных объектов
- •4.8.8. Дезактивация воды и продуктов питания
- •4.8.9. Меры безопасности при проведении работ по
- •Глава VII. Действия населения в случае радиационной аварии
- •1. Оповещение
- •2. Действия населения по сигналу оповещения
- •3. Подготовка к эвакуации и эвакуация
- •4. Проживание на загрязненной местности
- •5. Особенности использования продуктов питания
- •Глава VIII. Проблемы изучения раздела «Радиационная безопасность» в школе
- •2. Чернобыльские уроки
- •3. Использование воспоминаний свидетелей катастрофы
- •4. Примеры обсуждения воспоминаний очевидцев
- •Библиографический список
- •Глава I. Общие положения
- •Глава II. Полномочия рф и субъектов рф в области обеспечения радиационной безопасности
- •Глава III. Государственное управление в области обеспечения радиационной безопасности, государственные надзор и контроль за ее обеспечением
- •Глава IV. Общие требования к обеспечению радиационнной безопасности
- •Глава V. Обеспечение радиационной безопасности при радиационной аварии
- •Глава VI. Права и обязанности граждан и общественных объединений в области обеспечения радиационной безопасности
- •Глава VII. Ответственность за невыполнение требований к обеспечению радиационной безопасности
- •Глава VIII. Заключительные положения
- •Инструкция «Действия после получения информации о радиационной аварии»
Глава II. Дозы ионизирующих излучений и их измерение
1. Дозы ионизирующего излучения
Дозиметрия – область прикладной ядерной физики, в которой изучают физические величины, характеризующие действие ионизирующих излучений на различные объекты.
Количественной
характеристикой взаимодействия
ионизирующего излучения и вещества
является поглощенная
доза излучения
(D),
равная
отношению средней энергии dE,
переданной
ионизирующим излучением веществу в
элементарном объеме, к массе облученного
вещества в этом объеме dm:
Поглощенная доза является основной дозиметрической величиной. В системе СИ в качестве единицы поглощенной дозы принят грей (Гр). 1 Гр соответствует поглощению в среднем 1 Дж энергии ионизирующего излучения в массе вещества, равной 1 кг, то есть 1 Гр = 1 Дж/кг. Ранее в качестве единицы поглощенной дозы использовался рад (от англ. radiation absorber dose); 1 Гр = 100 рад.
До
недавнего времени за количественную
характеристику только рентгеновского
и γ-излучения, основанную на их ионизирующем
действии, принималась экспозиционная
доза
X
–
отношение
полного электрического заряда dQ
ионов
одного знака, возникающих в малом объеме
сухого воздуха, к массе воздуха dm
в
этом объеме, т.е.
Единицей экспозиционной дозы в системе СИ является кулон на килограмм (Кл/кг). Внесистемной единицей дозы рентгеновского и γ-излучения является рентген (Р) – доза излучения, при которой суммарный заряд положительных или отрицательных ионов, образующихся в 1,293∙10-6 кг воздуха, равен 0,33∙10-9 кулонов. Это соответствует образованию 2,08∙109 пар одновалентных ионов в 1 см3 воздуха при нормальных условиях (Т = 273 °К, Р = 1,01325×105 Па) и связано с затратой энергии около 87,7×10-7 Дж/кг; 1 P = 2,58×10-4 Кл/кг.
Между экспозиционной дозой, измеряемой в рентгенах, и поглощенной дозой, измеряемой в радах, существует следующая связь: для воздуха 1 Р = 0,83 рад, для биотканей 1 Р = 0,93 рад.
Табл.
5. Значения
для различных видов излучения
Вид излучения |
|
Рентгеновское и γ излучение |
1 |
Электроны и позитроны (β-излучение), в зависимости от энергии |
1-1,5 |
Протоны с энергией более 2 МэВ, кроме протонов отдачи |
5 |
Протоны с энергией около 10 МэВ |
10 |
α-излучение с энергией меньше 10 МэВ |
20 |
Тяжелые ядра отдачи, осколки деления |
20 |
Тепловые нейтроны (нейтроны с энергией 5·10-3-0,2 эВ) |
2 |
Нейтроны с энергией от 0,2 эВ до 10 кэВ |
5 |
Нейтроны с энергией от 10 кэВ до 100 кэВ |
10 |
Нейтроны с энергией от 100 кэВ до 2 МэВ |
20 |
Нейтроны с энергией от 2 МэВ до 20 МэВ |
10 |
Нейтроны с энергией более 20 МэВ |
5 |
Для оценки возможного ущерба здоровью при воздействии ионизирующего излучения произвольного состава введено понятие эквивалентной дозы (Н). Эта величина определяется как поглощенная доза в органе или ткани D, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения (безразмерный), т.е.: H=D· .
Оценочные коэффициенты качества излучения представляют собой числовые величины, с помощью которых пытаются на практике описать неодинаковую опасность различных видов ионизирующего излучения для организма человека. Оперируя понятиями эквивалентная доза и оценочные коэффициенты, следует иметь в виду, что в обоих этих случаях речь идет не о единицах измерения физических величин, а лишь о чисто оценочных критериях. Эти критерии получены на основе опытов на животных и изучения воздействия на организм ионизирующих излучений с тем, чтобы как-то охарактеризовать приближенным расчетным способом радиационную опасность, практически не поддающуюся строгому количественному выражению. Сведения о величинах коэффициента представлены в табл. 5.
Единицей эквивалентной дозы в системе СИ является зиверт (Зв). Существует специальная единица эквивалентной дозы – биологический эквивалент рада (бэр). А 1 бэр – это количество энергии любого вида излучения, поглощенного в биологической ткани, биологическое действие которого эквивалентно действию 1 рад рентгеновского или γ-излучения; 1 Зв = 100 бэр.
Табл. 6. Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной дозы
Гонады |
0,20 |
Печень |
0,05 |
Костный мозг (красный) |
0,12 |
Пищевод |
0,05 |
Толстый кишечник |
0,12 |
Щитовидная железа |
0,05 |
Легкие |
0,12 |
Кожа |
0,01 |
Желудок |
0,12 |
Клетки костных поверхностей |
0,01 |
Мочевой пузырь |
0,05 |
Остальное* |
0,05 |
Грудная железа |
0,05 |
|
|
* Примечание. При расчетах учитывать, что "Остальное" включает надпочечники, головной мозг, экстраторокальный отдел органов дыхания, тонкий кишечник, почки, мышечную ткань, поджелудочную железу, селезенку, вилочковую железу и матку. В тех исключительных случаях, когда один из перечисленных органов или тканей получает эквивалентную дозу, превышающую самую большую дозу, полученную любым из двенадцати органов или тканей, для которых определены взвешивающие коэффициенты, следует приписать этому органу или ткани взвешивающий коэффициент, равный 0,025, а оставшимся органам или тканям из рубрики "Остальное" приписать суммарный коэффициент, равный 0,025.
Существует
еще одна характеристика ионизирующего
излучения –
мощность
дозы W
(соответственно
поглощенной, экспозиционной или
эквивалентной), представляющая собой
приращение дозы за малый промежуток
времени dx,
деленное
на этот промежуток dt.
Так,
мощность экспозиционной дозы (W,
Кл/кг·с)
составит:
Аналогично рассчитывают мощность
поглощенной (Гр/с) или эквивалентной
(Зв/с) доз.
Мерой
риска возникновения отдаленных
последствий облучения всего тела
человека и отдельных его органов и
тканей с учетом их радиочувствительности
является
эффективная
доза Е.
Она
представляет сумму произведений
эквивалентной дозы в органах и тканях
НτТ
на соответствующий взыешивающий
коэффициент для данного органа или
ткани:
,
где НτТ
– эквивалентная доза в ткани Т
за
время
τ, a WT
–
взвешивающий
коэффициент для ткани Т,
приведенный в табл. 6.
Единица
измерения –
зиверт
(Зв). Если принять, что облучение организма
происходит равномерно, эффективная
доза будет равна эквивалентной.
Сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год, называется эффективной (эквивалентной) годовой дозой.
Мерой
коллективного риска возникновения
стохастических эффектов облучения
является доза
эффективная коллективная
S;
она равна сумме индивидуальных эффективных
доз и рассчитывается по формуле:
,
где Ei
– средняя эффективная доза i-й
подгруппы группы людей, Ni
– число людей в подгруппе. Единица
измерения эффективной коллективной
дозы – человеко-зиверт (чел-Зв).
