- •Г.Димитровград
- •Содержание
- •1. Основы ядерной физики 7
- •2. Основы дозиметрии 17
- •3. Методы регистрации ионизирующего излучения 33
- •4. Основные понятия об атомных станциях 40
- •5. Радиационная безопасность и радиационный контроль 54
- •6. Методики выполнения измерений переносными приборами 75
- •7. Защита от ионизирующих излучений 89
- •Термины и определения
- •Основы ядерной физики
- •Строение атома и атомного ядра
- •Радиоактивный распад элементов
- •1.2.1 Радиоактивность
- •1.2.2 Превращения атомных ядер
- •Ядерные реакции
- •1.3.1 Деление ядер и управляемая цепная ядерная реакция
- •2. Основы дозиметрии 17
- •3. Методы регистрации ионизирующего излучения 33
- •4. Основные понятия об атомных станциях 40
- •5. Радиационная безопасность и радиационный контроль 54
- •6. Методики выполнения измерений переносными приборами 75
- •7. Защита от ионизирующих излучений 89
- •1.3.2 Термоядерные реакции
- •Основы дозиметрии
- •Виды ионизирующих излучений
- •Основные понятия радиоактивности
- •2.2.1 Закон радиоактивного распада
- •2.2.2 Активность
- •Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом
- •2.3.1 Взаимодействие гамма-излучения с веществом
- •2.3.2 Взаимодействие нейтронов с веществом
- •2.3.3 Взаимодействие альфа-частиц с веществом
- •2.3.4 Взаимодействие бета-частиц с веществом
- •Выбор защитных материалов
- •Понятия о дозах внешнего и внутреннего облучения
- •Основные пределы доз
- •Биологическое действие ионизирующих излучений
- •2.6.1 Радиационная опасность излучений и их источников
- •2.6.2 Острые поражения и отдаленные последствия облучения ионизирующим излучением
- •Методы регистрации ионизирующего излучения
- •Ионизационный метод
- •2.2.1 Ионизационные камеры
- •2.2.2 Газоразрадные счетчики
- •2.2.3 Полупроводниковые детекторы
- •Сцинтилляционный метод
- •Люминесцентный метод
- •Основные понятия об атомных станциях
- •4.1 Классификация атомных станций по назначению
- •4.2 Классификация аэс по числу контуров
- •4.3 Классификация аэс по типу реактора
- •4.4 Основное оборудование отечественных аэс
- •4.4.1 Основное оборудование аэс с реакторами ввэр
- •4.4.2 Основное оборудование аэс с реакторами рбмк
- •4.4.3. Основное оборудование аэс с реакторами бн
- •4.5 Обеспечение безопасной работы аэс
- •Радиационная безопасность и радиационный контроль Федеральный закон “Об использовании атомной энергии”
- •5.1 Нормы радиационной безопасности – нрб-99/2009
- •5.2 Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности – оспорб-99/2010
- •5.3 Основы дозиметрического контроля
- •5.3.1 Автоматизированный комплекс индивидуального дозиметрического контроля акидк-301
- •5.3.2 Индивидуальные электронные дозиметры гамма- и рентгеновского излучения дкг-ат2503/2503а
- •5.4 Оборудование радиационного контроля на аэс
- •5.4.1 Стационарная система контроля радиационной безопасности
- •5.4.1.1 Блоки и устройства детектирования акрб
- •5.4.2 Автоматизированная система радиационного контроля ниц сниип
- •5.5 Радиационный технологический контроль
- •5.6 Сбор, транспортировка и захоронение радиоактивных отходов
- •5.7 Дезактивация
- •5.7.1 Дезактивация оборудования и помещений
- •5.7.2 Дезактивация спецодежды
- •5.7.3 Дезактивация кожных покровов тела
- •Методики выполнения измерений переносными приборами
- •6.1 Контроль мощности дозы и плотности потоков излучений
- •6.1.1 Дозиметр-радиометр мкс-ат1117м
- •6.2 Контроль радиоактивного загрязнения поверхностей
- •6.2.1 Контроль радиоактивного загрязнения методом мазков
- •6.2.2 Контроль радиоактивного загрязнения приборами
- •6.3 Контроль загрязнения спецодежды и кожных покровов
- •6.4 Измерения радиоактивных газов и аэрозолей
- •6.5 Контроль радиоактивных газов
- •6.6 Контроль радиоактивных аэрозолей
- •6.6.1 Аэрозольно-газовый радиометр рв-4 "Дымка"
- •6.7 Измерение активности жидкости радиометром ржб-11п
- •Защита от ионизирующих излучений
- •7.1 Средства индивидуальной защиты
- •7.2 Элементы расчетов радиационной защиты
- •7.2.1 Расчет защиты от альфа- и бета-излучения
- •7.2.2 Расчет защиты от фотонного излучения
- •7.2.3 Расчет защиты от нейтронов
- •Список литературы
2.6.1 Радиационная опасность излучений и их источников
Для количественной характеристики биологических эффектов различных видов излучений используется эквивалентная доза Н, определяемая как произведение поглощенной дозы D на коэффициент качества WR излучения. Коэффициент качества характеризует степень относительной радиационной опасности различных видов излучений. На первом месте по степени радиационной опасности стоит альфа-излучение и тяжелые ядра отдачи (WR = 20). Но aльфа-излучение опасно только при внутреннем облучении, а внешним облучением организма а-частицами можно пренебречь, так как они задерживаются кожным покровом и не достигают чувствительных к излучению клеток. Опасность попадания внутрь альфа-лучающих радионуклидов при нормальной эксплуатации АЭС может возникнуть только при работах со свежим и отработанным топливом и на остановленном реакторе во время ППР.
На втором месте по степени опасности находятся быстрые нейтроны и протоны отдачи (WR = 10). Быстрые нейтроны испытывают упругие соударения с легкими ядрами ткани, прежде всего с атомами водорода, образуя протоны отдачи, которые на своем пути дают большую плотность ионизации.
Тепловые нейтроны обычно захватываются ядрами водорода и азота, находящимися в ткани. При захвате теплового нейтрона ядром водорода происходит реакция 1Н (n,γ) 2Н и излучается гамма-квант с энергией 2,23 МэВ, а при захвате нейтрона ядром азота — реакция 14N(n, р)14С с образованием протона с энергией 0,62 МэВ и бета-активного изотопа углерода 14С, испускающего бета-излучение с максимальной энергией 0,155 МэВ и периодом полураспада 5600 лет.
Одним и тем же биологическим действием обладает бета- и гамма-излучение (к = 1). Несколько большая плотность ионизации при бета-излучении компенсируется меньшим объемом облученной ткани, так как проникающая способность бета-частиц в ткани обычно не превышает 1 см в отличие от гамма-квантов, легко пронизывающих человеческий организм и лишь частично поглощаемых им.
Потоки бета-частиц в основном воздействуют на покровные ткани, вызывая сухость и ожоги кожи, хрупкость и ломкость ногтей, а также на глаза, вызывая помутнение хрусталика. Особенно опасны большие потоки бета-излучения от внутрикорпусных устройств и деталей, извлекаемых из реактора. В этих случаях, особенно при контактном облучении, возможно возникновение медленно заживающих ожогов кожи и язв.
Реакция организма на облучение в значительной степени зависит от продолжительности облучения. Например, поражающее действие дробного облучения несколько меньше, чем однократного при той же дозе. Это объясняется восстановительными процессами в организме, мешающими развиваться лучевому поражению.
Чувствительность отдельных органов и тканей к воздействию ионизирующего излучения различна. Максимальной радиочувствительностью обладают органы кроветворения (красный костный мозг) и половые железы (гонады). Степень лучевого поражения организма: уменьшается при сокращении площади облучения. На этом основано облучение организма в медицинских целях для лечения злокачественных опухолей узкими пучками ионизирующего излучения.
Людям также свойственна индивидуальная радиочувствительность. Большую роль при этом играет общее состояние организма, его возраст. Детские организмы более чувствительны к воздействию ионизирующего излучения. Наиболее радиочувствительны организмы в эмбрионном периоде. Доза, абсолютно безвредная для матери, может вызвать серьезные нарушения в развитии плода. Поэтому в соответствии с действующими ’’Нормами радиационной безопасности (НРБ-99)” эквивалентная доза для женщин репродуктивного возраста (до 40 лет) на область таза за любые два месяца не должна превышать 10 мЗв. В течение двух месяцев наличие беременности достоверно определяется, и в дальнейшем женщина освобождается от работы в зоне строгого режима АЭС на весь период беременности и на период кормления ребенка.
Для сравнительной оценки радиационной опасности для человека различных источников ионизирующего излучения, включая действующие АЭС, полезно знать уровни фонового облучения населения за счет таких видов радиационного воздействия, как естественный радиационный фон, техногенный радиационный фон и медицинские рентгенодиагностические процедуры.
Естественный радиационный фон включает внешнее облучение за счет космического излучения и гамма-излучения горных пород и почвы. Естественный фон на территории России создаёт мощность эквивалентной дозы 0,05—0,2 мкЗв/ч, что соответствует эквивалентной годовой дозе 0,4—1,8 мЗв. Кроме того, возникает внутреннее облучение радионуклидами семейства урана и тория, а также 40К, 3Н, 14С, которые поступают в организм с пищей, водой, воздухом и избирательно распределяются по различным органам.
Техногенный радиационный фон связан с деятельностью человека, применяющего в домостроении стройматериалы с повышенным содержанием естественных радионуклидов уранового и ториевого рядов. Наибольшему воздействию этого источника облучения подвергаются легкие в результате вдыхания 222Rn, 228Тn и продуктов их распада (210Рb и 210Ро). Доза на легкие за год равна 6 мЗв. Дополнительный вклад в техногенный радиационный фон дают выбросы естественных радионуклидов (226Ra, 228Ra, 237Th, 210Ро, 210Pb, 40К) при сжигании топлива на тепловых электростанциях. Максимальная концентрация указанных радионуклидов зарегистрирована в выбросах ТЭС, работающих на угле. Облучение населения за счет выбросов АЭС в 5—40 раз меньше, чем облучение от выбросов угольной ТЭС этой же мощности. По прогнозным оценкам вклад АЭС в облучение населения к 2000 г. не превысит 1% естественного радиационного фона.
Рентгеновское облучение населения, используемое для ранней диагностики злокачественных опухолей и туберкулеза, приводит к облучению легких средней дозой 3,3 мЗв в год.
