- •Введение в теорию переноса и физику защиты от ионизирующих излучений
- •Содержание
- •Предисловие
- •Введение
- •Глава 1. Виды ионизирующих излучений
- •2.1.2. Токовые характеристики полей излучений.
- •Глава 3. Взаимодействие излучений с веществом
- •§ 3.1. Типы взаимодействий излучений с веществом.
- •3.1.1. Поглощение.
- •3.1.2. Ионизация и возбуждение.
- •3.1.3. Рассеяние.
- •3.1.4. Ядерные реакции.
- •§ 3.2. Эффективные поперечные сечения взаимодействия.
- •3.2.1.Микроскопические и макроскопические эффективные поперечные сечения взаимодействия.
- •3.2.2. Дифференциальные и интегральные эффективные поперечные сечения взаимодействия
- •§ 3.3. Взаимодействия фотонов с веществом.
- •5. Образование фотонейтронов.
- •3.3.1. Фотоэлектрическое поглощение.
- •3.3.2. Комптоновское рассеяние.
- •3.3.3.Процесс образования электрон-позитронных пар.
- •3.3.4. Характеристическое излучение.
- •3.3.5. Когерентное рассеяние.
- •3.3.6.Аннигиляционное излучение.
- •3.3.7. Тормозное излучение.
- •3.3.8. Образование фотонейтронов.
- •3.3.9. Макроскопичекие эффективные поперечные сечения взаимодействия фотонов с веществом.
- •§ 3.4. Взаимодействие нейтронов с веществом
- •3.4.1. Качественная картина взаимодействия нейтронов.
- •3.4.2. Формула Брейта-Вигнера
- •3.4.3. Радиационный захват.
- •3.4.4. Упругое рассеяние.
- •3.4.5. Неупругое рассеяние.
- •3.4.6. Кинематика рассеяния нейтронов
- •3.4.7. Специфика рассеяния тепловых нейтронов
- •3.4.8. Дифференциальные микроскопические поперечные сечения рассеяния
- •3.4.9. Ядерные реакции.
- •3.4.10. Полные эффективные микроскопические поперечные сечения взаимодействия нейтронов с веществом.
- •§ 3.5. Взаимодействия заряженных частиц с веществом.
- •3.5.1.Взаимодействия тяжелых заряженных частиц с веществом.
- •3.5.2. Взаимодействия электронов с веществом.
- •Глава 4. Дозовые характеристики полей излучений.
- •§ 4.1. Основные базисные дозовые характеристики полей излучений
- •4.1.1 Поглощенная доза
- •4.1.2.Керма.
- •4.1.3. Эквивалентная доза.
- •4.1.4. Эффективная доза.
- •4.1.5. Ожидаемая эффективная (эквивалентная) доза.
- •4.1.6. Доза эффективная (эквивалентная) годовая
- •4.1.7. Коллективная эффективная доза
- •4.1.8.Предотвращаемая эффективная доза
- •§ 4.2. Фантомные дозовые характеристики полей излучений
- •4.2.1. Показатель эквивалентной дозы.
- •4.2.2. Амбиентная эквивалентная доза.
- •§ 4.3. Связь между дифференциальными и дозовыми характеристиками полей излучений при внешнем облучении.
- •4.3.1. Фотонное излучение.
- •4.3.2.Заряженные частицы.
- •4.3.3.Нейтроны.
- •§ 4.4. Удельные дозиметрические характеристики полей излучений при внешнем облучении.
- •§ 4.5. Связь между концентрациями радионуклидов в окружающей среде и дозовыми характеристиками полей излучений при внутреннем облучении.
- •4.5.1. Однокамерная модель оценки дозы.
- •4.5.2. Многокамерные модели оценки дозы.
- •4.5.3. Модель «удельной активности».
- •§ 4.6. Связь между концентрациями радионуклидов в окружающей среде и дозовыми характеристиками полей фотонов при внешнем облучении.
- •Глава 5. Характеристики источников ионизирующих излучений
- •§ 5.1. Радионуклиды, как источники излучений
- •5.1.1. Активность и постоянная распада радионуклида
- •5.1.2. Схемы радиоактивных превращений
- •§ 5.2. Радионуклиды, как источники отдельных видов излучений.
- •5.2.1. Источники α-частиц.
- •5.2.2. Источники β-частиц и электронов.
- •Электронный (β-- распад):
- •5.2.3. Источники γ-излучения.
- •5.2.4. Источники нейтронов.
- •Основные характеристики (α,n)-источников нейтронов.
- •239Pu - α –Be (справа) источниками нейтронов.
- •Характеристики (γ,n)-источников нейтронов.
- •§ 5.3. Дозовые характеристики радионуклидов, как источников γ- излучения.
- •5.3.1. Керма – постоянные радионуклидов.
- •5.3.2. Керма – эквивалент радионуклидов.
- •§ 5.4. Установки для получения излучений.
- •5.4.1.Источники заряженных частиц.
- •5.4.2. Источники фотонного излучения.
- •5.4.3. Источники нейтронного излучения.
- •Значения констант формулы 5.28.
- •Доля запаздывающих нейтронов деления на 1 деление
- •Глава 6. Основные принципы нормирования и нормы радиационной безопасности.
- •§ 6.1. Биологические эффекты радиационного воздействия.
- •6.1.1. Детерминированные соматические поражения.
- •6.1.2. Стохастические соматические и генетические поражения.
- •6.1.3. Действие радиации на окружающую среду.
- •§ 6.2. Уровни фонового облучения человека.
- •6.2.1. Уровни естественного радиационного фона.
- •Концентрация естественных радионуклидов в почвах и создаваемые ими мощности поглощенной дозы на поверхности .
- •Среднемировые данные по рациону питания и скорости дыхания
- •Среднегодовые эффективные дозы радиации от различных источников естественного фона, мкЗв/год
- •6.2.2. Технологически повышенный естественный радиационный фон.
- •Концентрации естественных радионуклидов в различных строительных материалах, Бк/г и мощность поглощенной дозы в воздухе, нГр/ч х10
- •6.2.3. Искусственный радиационный фон.
- •Типичные значения эффективных доз пациентов при различных процедурах, мЗв
- •6.2.3. Дозовые нагрузки от всех источников радиационного фона.
- •§ 6.3. Принципы нормирования дозовых пределов.
- •6.3.1.Основные принципы нормирования радиационного фактора воздействия.
- •6.3.2.Концепция приемлемого риска.
- •1) Концепция нулевого риска;
- •2) Беспороговая концепция;
- •3) Концепция приемлемого риска.
- •Классификация источников риска
- •6.3.3. Экономические подходы к нормированию
- •§ 6.4 . Нормы радиационной безопасности. Основные дозовые пределы.
- •6.4.1. Пределы доз.
- •Коэффициенты риска для разных категорий облучаемых лиц, х10-5 (чел-мЗв)
- •6.4.2.Требования по ограничению облучения в условиях радиационной аварии
- •Критерии для принятия неотложных решений в начальном периоде радиационной аварии
- •6.4.3. Принципы расчетов предельно допустимых уровней и потоков ионизирующих излучений.
- •Параметры, используемые в нрб-99/2009 для оценки доз излучения.
- •Среднегодовые допустимые плотности потоков излучений для лиц из персонала при облучении, см-2 с-1
- •Значенияудельных дозовых коэффициентов, предела годового поступления с воздухом и допустимой среднегодовой объемной активности в воздухе отдельных радионуклидов для персонала.
- •6.4.4. Комбинированное воздействие излучений.
- •Рекомендуемая литература
- •Используемые константы и обозначения.
Классификация источников риска
Источник риска |
Причины смерти |
Уровень риска |
Внутренняя среда обитания |
Заболевания, старение |
10-2 * |
Естественная среда обитания |
Несчастные случаи при стихийных бедствиях |
10-5 |
Искусственная среда обитания |
Несчастные случаи в быту, на транспорте, от загрязнения окружающей среды. |
10-3 ** 2х10-5 *** 5х10-4 **** |
Профессиональная деятельность |
Профзаболевания, несчастные случаи на производстве |
<10-4 **** 10-4 -10-2 |
Непрофессиональная деятельность |
Несчастные случаи в спорте, и других видах деятельности |
10-4 -10-2 |
Социальная среда |
Самоубийства, преступления, войны |
2х10-4 10-2 ***** |
*от болезней среди мужчин
**от транспорта для мужчин
***от загрязнения среды в США при производстве энергии сжиганием органического топлива
****от курения среди мужчин в США
*****безопасные производства
*****для американцев во время войны во Вьетнаме
В основу их положены результаты статистической обработки данных по нежелательным событиям в прошлом и экстраполяции результатов в будущее, экспертной оценки, моделирования процессов или явлений.
Одним из практических примеров реализации вышеперечисленных математических моделей риска может служить программный комплекс RISK ASSISTANT. Этот пакет программ основан на нормативных документах Агенства по охране окружающей среды США и разработан в Хемпширском исследовательском институте (США).
В развитых странах Запада приемлемый уровень риска за жизнь, связанного с воздействием загрязненной окружающей среды на здоровье человека, изменяется в пределах от 10–6 до 10–4. В США и Нидерландах установлены следующие значения индивидуального риска: более 10–6 в год — область чрезмерного риска; менее 10–8 в год — область пренебрежимого риска; диапазон от 10–8 до 10–6 в год — область приемлемого риска.
Уровень приемлемых рисков для населения России, которые необходимо регулировать экономическими методами, находится в пределах от 10–7 в год до 10–5 в год для отдельных загрязняющих веществ или факторов риска и от 10–6 до 10–4 в год для их совместного действия.
Не вдаваясь в подробности общей методологии концепции приемлемого риска, рассмотрим радиационные риски для населения.
В табл. 6.16 приведены значения риска и ущерба для здоровья при хронической годовой эффективной дозе на все тело 1 мЗв за все время жизни для населения всех возрастов по данным МКРЗ.
Таблица 6.16
Риск неблагоприятных последствий хронического облучения населения на протяжении жизни эффективной дозой 1 мЗв/год и воздействия однократной дозой в 70 мЗв на новорожденного
Вид ущерба |
Пожизненный риск 103 |
Годовой риск 105 |
||
МКРЗ |
Россия |
МКРЗ |
Россия |
|
Смертельный исход |
4,0 |
5,0 |
5,7 |
7,1 |
Рак щитовидной железы со смертельным исходом |
0,08 |
|
0,11 |
|
Излечимый рак |
0,8 |
|
1,1 |
|
Генетические эффекты |
1,1 |
|
1,4 |
|
Совокупный ущерб |
5,9 |
|
8,4 |
|
Смертельный исход при воздействии однократной дозой 70 мЗв на новорожденного |
10,2 |
12,50 |
14,6 |
17,9 |
Представленные цифры означают, что при хроническом облучении контингента населения численностью 1 млн. человек ежегодной эффективной дозой 1 мЗв, например, смертность от облучения оценивается в 4000 человек за всю жизнь или 57 человек в течение года (для сравнения: риск смерти в течение года от различного рода заболеваний составляет 10–2, что почти в 200 раз превышает смертность от облучения дозой 1 мЗв/год).
Эти значения приняты МКРЗ в качестве приемлемых значений риска для населения при нормальной работе любых ядерно-технических установок или источников излучения. Считается, что данный уровень облучения не вызывает серьезных отклонений в состоянии здоровья и индуцируемый им годовой риск может быть принят в качестве базового стандарта приемлемого риска. Приведенные данные МКРЗ усреднены по пяти наиболее различающимся популяциям (Япония, США, Пуэрто-Рико, Великобритания, Китай).
При расчетах риска следует учитывать реальные демографические характеристики изучаемого региона, использование для этих целей некоторых усредненных среднемировых показателей может привести к неправильным результатам. В табл. 6.16 в подтверждение этого факта приведены результаты расчетов Ковалева Е. Е. и др. значений риска, соответствующих демографическим условиям России 1990 года. Значения соответствующих показателей риска для населения России получились примерно на 25% больше, чем рекомендуемые МКРЗ величины коэффициентов риска для усредненной популяции.
В случае однократного облучения ребенка после его рождения дозой 70 мЗв риск смертельного исхода возрастает по сравнению с хроническим облучением (70 лет по 1 мЗв/год) примерно в 2,5 раза.