- •Оглавление
- •Предисловие
- •Раздел 1
- •Дозиметрия ионизирующего излучения введение
- •1. Виды и свойства ионизирующего излучения Взаимодействие альфа-излучения с веществом
- •Взаимодействие бета-излучения с веществом
- •Средние линейные пробеги альфа- и бета-частиц в воздухе, воде (мягкой биологической ткани), алюминии
- •Взаимодействие нейтронов с веществом
- •Преобразование энергии гамма-излучения в веществе
- •Фотоэлектрическое поглощение – фотоэффект
- •Эффект Комптона
- •Эффект образования электронно-позитронных пар
- •2. Единицы измерения ионизирующего излучения
- •Величины, характеризующие источники излучений
- •Величины, характеризующие поле излучений
- •Величины, характеризующие взаимодействие излучения со средой
- •Связь между величинами
- •Эффективная доза
- •Физические величины и соотношения между единицами измерения в дозиметрии
- •3. Методы регистрации ионизирующего излучения
- •Ионизационный метод регистрации ионизирующих излучений
- •Сцинтилляционный метод дозиметрии
- •Радиотермо- и радиофотолюминесцентный методы регистрации
- •Сравнительные характеристики детекторов ионизирующего излучения
- •4. Средства измерительной техники для измерения ионизирующего излучения
- •Применяемые на аэс средства измерения ионизирующих излучений
- •Основные стационарные приборы, установки радиационного контроля аэс
- •Основные переносные и носимые приборы радиационного контроля на аэс
- •Основные приборы для измерения дозы облучения персонала на аэс
- •Метрологические характеристики дозиметров комплекта кдт-02м
- •Стационарные установки и комплексы рк
- •Сравнительные технические характеристики крк-1 и fht 770s
- •Раздел 2
- •Радиационные эффекты облучения людей
- •Радиационные эффекты облучения людей
- •Биологические эффекты малых доз
- •. Требования норм и правил к обеспечению работ с источниками ионизирующих излучений Законодательная база
- •Дозовые пределы облучения, регламентируемые документами
- •Основные регламентированные величины нрбу-97
- •Пределы доз облучения различных категорий облучаемых (мЗвгод-1)
- •Облучение персонала категории а
- •Облучение персонала категории б
- •Медицинское облучение населения
- •Вмешательства в условиях радиационной аварии
- •Население в условиях радиационной аварии
- •Регламенты при техногенно-усиленных источниках
- •7. Организация работ с источниками ионизирующего излучения
- •Проектная мощность дозы в помещениях для разных категорий работающих
- •Классы работ с открытыми источниками ионизирующих излучений
- •Допустимые уровни загрязнения различных поверхностей, част·мин-1·см-1
- •Квоты предела дозы, используемые для установления допустимых сбросов и допустимых выбросов
- •Допустимые среднесуточные выбросы газов и аэрозолей
- •Среднемесячный допустимый выброс (дв) радионуклидов
- •Классы работ при действии ионизирующих излучений
- •Классификация рао по мощности дозы на расстоянии 0,1 м от поверхности источника
- •Классификация рао в зависимости от удельной активности
- •8. Основные источники радиационной опасности и факторы радиационного воздействия на аэс
- •Характеристика радиоактивных продуктов коррозии, входящих в состав отложений ядерного реактора
- •9. Организация обеспечения радиационной безопасности при эксплуатации аэс
- •Требования по организации санитарно-пропускного режима при работах с источниками ионизирующего излучения на аэс
- •Правила поведения и личной гигиены. Меры индивидуальной защиты
- •Требования к санитарным пропускникам
- •Радиационная безопасность при обслуживании оборудования в контролируемой зоне
- •Организация ремонтной зоны
- •Локализация, сбор и удаление твердых радиоактивных отходов
- •. Система дозиметрического и радиационно-технологического контроля на аэс
- •Дозиметрический контроль внешнего и внутреннего облучения персонала аэс
- •Автоматизированная система контроля радиационной обстановки аэс
- •. Особенности обеспечения радиационной безопасности при производстве особо радиационно-опасных работ
- •Дозиметрический наряд №____ на работы в условиях радиационной опасности
- •12. Обеспечение радиационной безопасности при снятии с эксплуатации блока аэс. Дезактивация
- •13. Расчет защиты от ионизирующего излучения
- •Защита от гамма-излучения.
- •Значения энергетического Вэ и дозового Вd факторов
- •Защита от нейтронов.
- •Сечение выведения для некоторых атомов, молекул
- •Защита от альфа-, бета- и тормозного излучений.
- •Защитные материалы.
- •Сравнительная стоимость защитных экранов из различных материалов
- •14. Вопросы и задачи для оценки знаний по дисциплине «дозиметрия и защита от ионизирующего излучения»
- •Раздел 1. Дозиметрия ионизирующего излучения
- •1. Виды ионизирующего излучения и их взаимодействие
- •Взаимосвязь между дозиметрическими величинами.
- •2. Методы дозиметрии
- •2.1. Ионизационный метод.
- •2.2. Использование ионизационной камеры для измерения мощности дозы - излучения.
- •2.9. Люминесцентные методы дозиметрии.
- •2.10. Фотографические и химические методы дозиметрии.
- •3. Задачи для проверки уровня
- •15. Вопросы и задачи для оценки знаний по дисциплине «Обеспечение радиационной безопасности на аэс »
- •Раздел 2. Обеспечение радиационной безопасности на аэс
- •2.1. Требования норм и правил к обеспечению работ с рв и ии.
- •2.2. Обеспечение рб на аэс.
- •Задачи для проверки уровня практических навыков по разделу «обеспечение радиационной безопасности на аэс»
- •Предметный указатель
- •Знак радиационной опасности
Биологические эффекты малых доз
Особенность соматико-стохастических эффектов, проявляющихся через 10 - 20 лет (лейкозы, злокачественные опухоли различных органов и тканей, преждевременное старение), и генетических эффектов заключается в стохастической (вероятностной) природе проявления этих эффектов. Вероятность их появления зависит от дозы облучения и не исключается при малых дозах. При облучении всего тела до 250 мЗв не обнаруживаются какие-либо изменения в состоянии здоровья человека.
Принято, что биологические эффекты при малых дозах облучения определяются коллективной дозой, а выявление эффекта у конкретного облученного индивидуума практически непредсказуемо.
Коллективная доза оценивает ущерб, который проявляется в тех или иных последствиях, наносимый при облучении средней индивидуальной дозой Hср (или Dср) группы лиц численностью N и равна S = N*Hср (или S=N*Dср) чел.-Зв.
Так, при дозе облучения 1 сЗв (1 бэр) контингента в 100000 человек (коллективная доза 10+3 чел·Зв) можно ожидать n эффектов (например, 10 случаев рака), однако, нельзя предсказать, у кого именно они выявятся.
Поскольку обнаружение стохастических эффектов малых доз практически невозможно, исходя из теоретических представлений о процессах возникновения рака и генетических заболеваний, принята концепция беспороговой линейной зависимости доза-эффект. Согласно этой концепции соматико-стохастические и генетические эффекты не имеют порога. Соответствующие коэффициенты связи между дозой облучения и различными стохастическими эффектами устанавливаются на основе известных данных о случаях смерти от раковых заболеваний и генетических дефектов при больших дозах и переносят их в область малых доз. Рассматривают именно раковые заболевания потому, что они могут быть обусловлены воздействием ионизирующего излучения.
Для оценки линейной зависимости доза-эффект устанавливают коэффициенты пропорциональности r по имеющимся данным о смертности в результате злокачественных новообразований, а также генетических дефектов в первых двух поколениях потомства тех лиц, которые получили дозу облучения более 1 Зв (100 бэр). Эти коэффициенты выражают числом n случаев смерти в 1 год от указанных причин, делением на коллективную дозу
S = 104чел·Зв, т.е. r = n/S = n·10-4 =n*104 1/чел·Зв в год.
Эти коэффициенты представляют интерес потому, что позволяют сравнить ущерб, связанный с облучением в атомной энергетике, с условиями работы и ущербом в других отраслях промышленности, где облучение отсутствует или с частотой смертельных случаев не связанных вообще с профессиональной деятельностью.
Для такого сравнения применяют понятия об индивидуальном риске смерти R и параметре риска r. По данным статистики, для возрастной группы 40 - 45 лет, не связанной с облучением, значение индивидуального риска смерти R составляет 10-2 1/(чел·год). Для такой же возрастной группы, но проработавшей в среднем 20 лет в атомной энергетике, средняя индивидуальная доза Hср (Dср) составляет 0,7 сЗв·год (0,7 бэр·год).
Среднее значение индивидуального риска составляет R =1,0·10-4 1/(чел·год). Как видим, это значение в 100 раз меньше риска раковых заболеваний, не связанных с облучением. Другими словами, риск для персонала АЭС составляет не долее 1 % смертности от раковых заболеваний населения, т.е. находится в пределах погрешности определения этого показателя и не может быть обнаружен на общем фоне непрофессиональных заболеваний.
Если известна эквивалентная доза облучения Hср, то индивидуальная вероятность смерти (или риск смерти) R в соответствии с беспороговой линейной концепцией определяется следующей формулой R = r·Hср, где r - параметр риска, равный средней индивидуальной вероятности смерти в результате облучения, отнесенной к дозе 1Зв (100бэр).
Аналогично, если известна коллективная доза облучения S, ожидаемое число случаев смерти N в коллективе облученных людей определяется по формуле N = n·S·10-4.
Реально регистрировались соматико-стохастические и генетические эффекты лишь при воздействии больших доз, более 0,5Зв. Накопленная в течение всей жизни человека доза от естественных источников излучения, как правило, не превышает 0,2Зв, а доза профессионального облучения персонала АЭС за 25 лет работы составляет в среднем 0,25Зв.
Важно, что согласно современным представлениям стохастические эффекты в диапазоне доз, реально встречающихся в обычных условиях, мало зависят от мощности дозы. Это означает, что эффект определяется прежде всего суммарной дозой, вне зависимости от того, получена она за одни сутки или за несколько лет. Таким образом, оценивая соматико-стохастические и генетические эффекты хронического облучения, следует иметь в виду, что эти эффекты накапливаются в течение длительного времени.
