- •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
2.6.2 Острые поражения и отдаленные последствия облучения ионизирующим излучением
Действие ионизирующего излучения вызывает вредные эффекты, которые проявляются в организме облученного человека (табл. 2.1).
К соматическим эффектам могут относиться следующие: те, вероятность возникновения которых рассматривают как функцию дозы без порогового значения (стохастические эффекты), или те, при которых тяжесть поражения изменяется в зависимости от дозы и при которых может существовать порог (нестохастические эффекты).
Таблица 2.1 – Зависимость соматического эффекта от условий облучения и
поглощённой дозы D
При однократном облучении всего тела, дозой до 0,25 Зв не обнаруживаются какие-либо изменения в состоянии здоровья человека. Потенциально опасными дозами облучения считаются однократные дозы свыше 0,25 Зв, а также разовые поступления радионуклидов внутрь организма сверх пятикратного предельно допустимого годового поступления (ПДП) для профессиональных работников.
Ущерб от эффектов отдаленных последствий облучения в настоящее время принято определять на основе беспороговой линейной зависимости доза—эффект. Для оценки ущерба, наносимого при облучении средней индивидуальной дозой Н группы лиц численностью N за счет проявления таких последствий, вводится понятие коллективной дозы S, равной произведению HN и измеряемой в СИ в человеко-зивертах (чел-Зв). Коэффициенты пропорциональности в линейной зависимости доза-эффект устанавливают 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. Эти коэффициенты выражают числом п случаев смерти в год от указанных причин, деленным на коллективную дозу S = 104 чел•Зв.
Так, в случае внешнего облучения всего тела коэффициент пропорциональности для отдаленного соматико-стохастического эффекта равен 125 • 10-4 (чел-Зв • год)-1, а для генетического эффекта — 40 • 10-4 (чел-Зв • год)-1.
Эти коэффициенты представляют интерес в том отношении, что позволяют сравнить условия работы и ущерб, связанный с облучением в атомной энергетике, с условиями работы и ущербом в других отраслях промышленности, где облучение отсутствует, а также с частотой смертности от заболеваний раком, не связанных с профессиональной деятельностью.
Для такого сравнения вводятся дополнительные понятия — индивидуальный риск смерти R и параметр риска r.
Например, индивидуальный годовой риск раковых заболеваний, не связанных с облучением, дня возрастной группы 40—45 лет по данным статистики составляет 10-2 (чел • год)-1. Другими словами, один человек из ста в этом возрасте умирает в год от раковых заболеваний.
Каков же в сравнении с этим индивидуальный риск смерти для той же возрастной группы в атомной энергетике?
Средняя индивидуальная доза персонала возрастной группы 40— 45 лет, проработавшего в среднем в течение 20 лет после начала облучения, полученная по данным эксплуатации, усредненным по всем АЭС, составляет 0,7 сЗв • год. При таком значении дозы среднее значение индивидуального риска возникновения злокачественных новообразований в результате облучения в этой возрастной группе равно R = 1,0 • 10-4 (чел • год)-1.
Как видим, это значение в 100 раз меньше риска раковых заболеваний, не связанных с облучением. Другими словами, риск для персонала АЭС составляет не более 1% показателя смертности от раковых заболеваний населения, т.е. находится в пределах статистической погрешности определения этого показателя и поэтому последствия профессионального облучения даже не могут быть непосредственно обнаружены.
