Защита населения и хозяйственных объектов от чрезвычайных ситуаций. Радиационная безопасность

быстрых частиц с атомными ядрами и процессов распада нестабильных частиц.

Ионизационные детекторы измеряют индуцированную излучением ионизацию. Типичными детекторами такого типа являются газонаполненная ионизационная камера и газоразрядный счетчик. Метод положен в основу работы таких дозиметрических приборов, как ДП-5А (Б, В), ДП-ЗБ, ДП-22В

иИД-1. К ионизационным детекторам относятся:

1)Ионизационная камера – помещённый в герметическую камеру заряженный электрический конденсатор, заполненный газом. Внутри камеры находятся два изолированных друг от друга электрода. К электродам прила-

гается напряжение от источника постоянного тока. При отсутствии ионизирующего излучения в цепи камеры тока не будет, поскольку воздух является изолятором. При воздействии же излучений в ионизационной камере моле-

кулы газа ионизируются. В цепи камеры возникает ионизационный ток, который регистрируется микроамперметром. По ионизационному току судят о мощности дозы излучений, воздействующей на камеру.

2)Газоразрядные счетчики Гейгера–Мюллера используют в своей работе принцип газового усиления (рис. 1.3.1). Они представляют собой полые герметичные металлические или стеклянные цилиндры, заполненные разрежен-

ной смесью инертных газов (аргон, неон) с некоторыми добавками, улучшающими работу счётчика (пары спирта).

Внутри цилиндра, вдоль его оси, натянута тонкая металлическая нить (анод). Катодом служит металлический корпус или тонкий слой металла, нанесенный на внутреннюю поверхность стеклянного корпуса счётчика. К металлической нити и токопроводящему слою (катоду) подают напряжение электрического тока.

Рис. 1.3.1. Схема работы газоразрядной камеры Гейгера-Мюллера

При отсутствии радиоактивного излучения свободных ионов в объеме счетчика нет и в цепи электрического тока также нет.

Одна частица радиоактивного излучения, попавшая в объем смеси газового счетчика, вызывает образование лавины, свободных электронов. Регистрируя количество импульсов тока, возникающих в единицу времени, судят об интенсивности радиоактивных излучений.

Сцинтилляционные детекторы. Многие химические вещества (сернистый цинк, йодистый натрий, вольфрамат кальция и др.) при прохождении через них заряженных частиц переходят в основное состояние и испускают световое излучение (сцинтилляции – вспышки). Такими веществами покрывают

31

сцинтилляторы. Количество вспышек света на них пропорционально мощности дозы излучения (рис. 1.3.2).

Рис. 1.3.2. Принцип работы сцинтилляционного детектора

Для регистрации световых вспышек, усиления сигнала и превращения световых импульсов в электрические используют фотоэлектронные умножители

(ФЭУ).

Приборы дозиметрического контроля предназначены для обнаружения и измерения радиоактивных излучений:

Индикаторы – приборы, позволяющие обнаружить факт наличия излучения и ориентировочно оценить некоторые характеристики излучений.

Радиометры – приборы, предназначенные для измерения активности радиоактивных препаратов и источников излучения, определения плотности потока или интенсивности ионизирующих частиц и квантов, поверхностей, радиоактивности предметов, удельной активности аэрозолей, газов и жидкостей (рис. 1.2.6, «Сосна»).

Спектрометры – приборы и установки, предназначенные для определения энергии частиц, энергетического спектра, типа радионуклида. Существуют α- спектрометры, γ-спектрометры, β-спектрометры и комбинированные приборы.

Дозиметры – приборы, измеряющие эквивалентную и поглощенную дозы излучения или соответствующие мощности доз (рис. 1.3.3).

Среди них выделяют бытовые дозиметры (типа ДРГ-0,1-Т «Белла»). Диапазон их измерения колеблется от 10 до 10000 мкЗв/ч. В качестве детекторов используют от одного-двух до четырех газоразрядных счетчиков. Они пред-

назначены для оценки населением радиационной обстановки на местности, в жилых и рабочих помещениях и других местах.

Для характеристики радиоактивных излучений и их воздействия на облучаемый объект введены дозиметрические величины (табл. 1.3.1).

Различают две группы дозиметрических величин. Одни величины характе-

ризуют преобразование энергии в веществе, другие – величины, характери-

зуют вклад энергии. Остановимся на наиболее употребляемых величинах.

1) Величины, определяемые преобразованием энергии. Экспозиционная до-

за, X – это отношение суммарного заряда всех ионов одного знака, возникающих при полном торможении электронов и позитронов, образованных фотонами в элементарном объеме воздуха, к массе воздуха в этом объеме, т.е.

отношение:

32

Таблица 1.3.1.

Основные физические величины, используемые в радиационной безопасности, и их единицы

33

Рис. 1.3.3. Схема устройства дозиметрических приборов 1 – регистрирующее устройство; 2 – усилитель ионизационного тока; 3 – измерительный

прибор; 4 – преобразователь напряжения; 5 – источник питания.

1) Величины, определяемые преобразованием энергии. Экспозиционная до-

за, X – это отношение суммарного заряда всех ионов одного знака, возникающих при полном торможении электронов и позитронов, образованных фотонами в элементарном объеме воздуха, к массе воздуха в этом объеме, т.е.

отношение:

X = dQ/dm, Единица: Кл кг-1

где dQ – абсолютное значение полного заряда ионов одного знака, образованных в воздухе при условии, что все электроны и позитроны, образованные

вобъеме воздуха с массой dm, полностью тормозятся в воздухе.

Всистеме СИ единицей измерения экспозиционной дозы является кулон, деленный на килограмм (Кл/кг). Внесистемная единица – рентген (Р). Один

рентген (1 Р) – это такая доза фотонного излучения, под действием которой в 1 см3 сухого воздуха при нормальных условиях (0 °С и 760 мм рт. ст.)

образуются 2,083•109 пар ионов или 1,61•1012 пар ионов в 1 г воздуха, несу-

щих одну электростатическую единицу количества электричества каждого

знака.

Если учесть, что заряд электрона равен 1,6•10-19 кулона, а масса 1 см3 воз-

духа = 1,29•10-6 кг, то

1Р = 2, 57976•10-4 Кл кг-1 .

Всвою очередь

1 Кл/кг = 3876 Р.

На создание такого количества ионов необходимо затратить энергию, равную 0,114 эрг/см3 или 88 эрг/г, т. е., 88 эрг/г есть энергетический эквивалент рентгена.

Соотношения между единицами измерения экспозиционной и поглощенной дозами составляют: для воздуха 1 Р = 0,88 сГр, для биологической ткани 1 Р = 0,93 сГр, 1 сГр равен в среднем 1,44 Р.

Мощность экспозиционной дозы, – это отношение dX к dt, где dX – приращение экспозиционной дозы за время dt:

̇= dX/dt. Единица: Кл кг-1 с-1.

Внесистемная единица мощности экспозиционной дозы – рентген в секун-

ду (Р с-1). 1 Р/с = 2,58•10-4 А/кг.

Согласно принятому ГОСТу, после 1 января 1990 г. не рекомендуется во-

обще пользоваться понятием экспозиционная доза и её мощность. Во время

34

переходного периода эти величины следует указывать не в единицах СИ, а во внесистемных единицах – рентгенах и рентгенах в секунду (Р/с).

γ-Постоянная (Г) – мощность экспозиционной дозы (Р/ч), создаваемая нефильтрованным γ-излучением точечного источника данного радиоактивного изотопа активностью в 1 мКи на расстоянии 1 см от него [табл. 1.3.2, Р см2/(ч мКu)].

2) Доза ионизирующего излучения – энергия ионизирующего излучения, поглощённая в единице массы облучаемого вещества. Её величиной, определяемой вкладом средней энергии излучения8, поглощенное в единице массы облучаемого вещества, является поглощенная доза, D. Определяется отношением

D = d /dm Единица: Дж кг-1(Гр)

где d – средняя энергия, переданная ионизирующим излучением массе dm.

В качестве единицы поглощенной дозы излучения в системе СИ использует-

ся единица – грей (Гр). Названа в честь Луиса Гарольда Грея (1905-1965 гг.) – крупного английского ученого, специалиста в области дозиметрии ионизирующего излучения.

1 грей – это такая единица поглощенной дозы, при которой 1 кг облучаемого вещества поглощает энергию в 1 джоуль (Дж). Внесистемной едини-

цей поглощенной дозы является рад.

1Гр = 1 Дж/кг = 2,388•10-4 ккал/кг = 6,242•1015 эВ/г = 104 эрг/г

=100 рад.

Кратные единицы поглощённой дозы – килогрей (1 кГр = 1 Гр•103), миллигрей (1 мГр = 1 Гр•10-3).

Мощность поглощенной дозы есть отношение dD к dt, где dD – приращение поглощенной дозы за время dt:

8, Rin, всех тех заряженных и незаряженных ионизирующих частиц. Средняя переданная энергия,, веществу в данном объеме равна энергии излучения которые входят в объем, минус энергию излучения, Rout, всех тех заряженных и незаряженных ионизирующих частиц, которые выходят из объема, плюс сумму, Q, всех изменений энергии покоя ядер и элементарных частиц, которые происходят в данном объеме (Q 0 – уменьшение энергии покоя; Q 0 – увеличение энергии по-

коя): = Rin – Rout + Q.

35

̇= dD/dt. Единица: Дж кг-1 с-1 (Гр с-1).

3) Две группы величин, в основе которых лежит поглощенная доза, используют для контроля над радиационной безопасностью. Они являются:

расчётными величинами – мерой ущерба от воздействия ионизирующего излучения на человека и его потомков, используют для ограничения облучения людей (нормируемые величины);

величинами для измерений и расчетов.

Величины доз делят также на нормируемые и операционные:

1. Нормируемая величина является мерой ущерба (вреда) от воздействия ионизирующего излучения на человека и его потомков. К нормируемым величинам относят:

а) Эквивалент дозы (Н). Рассчитывают путем умножения значения поглощенной дозы на взвешивающий радиационный коэффициент WR

Таблица 1.3.3.

Взвешивающие радиационные коэффициенты для отдельных видов излучения (WR)

(табл. 1.3.3), т.е. он является произведением WR на D в точке ткани: H = WR•D. Единица: Дж кг-1

где D – поглощенная доза, а WR – взвешивающий коэффициент для отдельных видов излучения в той же точке:

Значения WR учитывает относительную эффективность различных видов излучения в индуцировании биологических эффектов. В случае же внутренних источников – к излучению, испущенному при ядерном превращении.

Единицей измерения эквивалентной дозы в СИ является Зиверт (Зв). Вели-

чина 1 Зв равна эквивалентной дозе излучения, поглощенной в 1 кг биологической ткани и создающей такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1 Гр фотонного излучения. Внесистемной единицей измерения эквивалентной дозы является бэр (до 1963 г. – биологический эквивалент рентгена, после 1963 г. – биологический эквивалент рада). 1 Зв = 100 бэр.

б) Эффективную дозу (E). Сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие тканевые весовые множители, WT (табл.

1.3.4):

36

Е=∑Т WТ∙НТ,

где WT – тканевой весовой множитель.

Таблица 1.3.4.

Тканевые весовые множители для тканей и органов при расчете эффективной дозы, WT9

Тканевые весовые множители для тканей и органов, WT, являются множителями эквивалентной дозы в органах и тканях, используемым в радиационной защите для учета неодинаковой чувствительности разных органов и тканей в возникновении стохастических эффектов радиации. Сумма взвешивающих коэффициентов для тканей и органов всего организма составляла единицу. WT используется для расчета эффективной дозы.

Единицей эффективной дозы является Зиверт (Зв).

в) Мощность дозы (интенсивность облучения) – приращение соответствующей дозы под воздействием данного излучения за единицу времени. Имеет размерность соответствующей дозы (поглощенной, экспозиционной и т.п.), делённую на единицу времени. Допускается использование различных специальных единиц (например, Зв/час, бэр/мин, сЗв/год и др.).

2. Операционные величины.

Источник ионизирующего излучения (ИИИ, радионуклидный источник) –

объект, содержащий радиоактивный материал или техническое устройство, испускающее или способное в определенных условиях испускать ионизирующее излучение. По происхождению источники излучения бывают есте-

ственными и антропогенными.

Естественные (природные) источники излучения – источники, содержащие природные радионуклиды, возникшие естественным путем и содержащиеся в

9Рекомендованы Международной комиссией по радиологической защите для расчета эффективной дозы в «Международных основных нормах безопасности для защиты от ионизирующих излучений и безопасного обращения с источниками излучения», Серия изданий по безопасности, № 115, МАГАТЭ, Вена (1997).

10Это значение распределяется поровну между оставшимися органами и тканями (надпочечники, головной мозг, экстраторакальный отдел органов дыхания, тонкий кишечник, почки, мышечная ткань, поджелудочная железа, селезенка, вилочковая железа и матка).

37

Земной коре, скалах, почве, строительных материалах, воздухе, пище, воде и др. Их делят на космические и Земные. Они создают радиационный фон.

Радиационный фон – это уровень радиационной ситуации, вызванной рассеянной радиоактивностью земной коры и проникающим космическим излучением. Естественный радиационный фон – мощность экспозиционной дозы ионизирующего излучения, создаваемая всеми природными источниками ионизирующего излучения.

Уровень радиационного фона позволяет оценить радиационную обстановку во время измерения ионизации за определенный интервал времени, т.е. мощность экспозиционной дозы, выражающуюся в микрорентгенах/час

(мкР/ч).

Космическое излучение – электромагнитное или корпускулярное излучение высокой энергии (1020–1021 эВ и выше). Оно представлено элементарными частицами и ядрами атомов, родившимися, ускоренными до высоких энергий во Вселенной и приходящими к нам на Землю. Космические лучи делят на первичные и вторичные. Первичное космическое излучение бывает Метагалактическим, Галактическим, Солнечным и межпланетным. Различают первичное и вторичное космические излучения.

Первичное космическое излучение изотропно в пространстве и неизменно во времени. Оно состоит на 90% из протонов, на 7% из α-частиц и на 3% – из других атомных ядер, вплоть до самых тяжелых, электронов, позитронов и фотонов большой энергии. Поток нейтронов и рентгеновского излучения космических тел имеет диапазон энергий фотонов от 100 эВ до 105 эВ.

Вторичное космическое излучение является результатом взаимодействия на высотах порядка нескольких десятков километров (104 м) от поверхности Земли первичного космического излучения с ядрами элементов, входящими в состав атмосферы. Образуются π- и К-мезоны различных зарядов, протоны, нейтроны, γ-кванты, радионуклиды 3H (Т½ = 12,3 года), 7Ве (Т½ = 53,3 суток), 22Na(Т½ = 2,6 года), 14C (Т½ = 5730 лет). У поверхности Земли поток космических лучей равен ~ 1 частице/см2 в одну секунду.

Земная радиация создается содержащимися в почве 40 α-радиоактивных

изотопов объединены в три радиоактивных ряда, которые начинаются с тория (232Th) и урана (238U и 235U). К ним можно отнести также и четвертый ряд

– ряд нептуния, начинающийся c 237Np (многие радионуклиды из этого семейства уже распались). Отдельно от этих семейств находится калий-40 (40К) и рубидий-87 (87Rb).40К, уранового и ториевого радиоактивных рядов и др. Они создают, в основном, β- и γ-облучение человека.

Ионизирующие излучения земного и космического происхождения создают естественный радиационный фон. Значения фона на улице в г. Минске – 8–12 мкР/час, в помещении – 15–20 мкР/час. Чернобыльская авария добавила к этому значению еще 0,2 мЗв. Нормальный радиационный фон, обеспечивающий облучение 1мЗв в год, равен: 1 мЗв/365 (дней) = 0,0027 мЗв/в сутки, 0,0027 мЗв/24 = 0,0001125 мЗв/в час = 0,1125 мкЗв/в час = 12,9 мкР/час.

Антропогенные источники излучения – ИИИ, специально созданные для полезного применения или являющиеся побочными продуктами этой дея-

38

тельности. Они созданы в связи с увеличивающимся использованием ядерных технологий в медицине, промышленности и энергетике. Медицинские источники ионизирующего излучения являются одним из наиболее значимых факторов облучения человека. К ним относят рентгеновскую аппаратуру, лучевую терапию и радиоизотопную диагностику.

Промышленные радиоактивные источники используют для облучательных установок, промышленной дефектоскопии, стерилизации, дезинфицирования продуктов, обеззараживания отходов и др. Многое производственное оборудование имеет радиоактивные изотопы или генераторы рентгеновского излучения. Это датчики толщины, уровня, вискозиметры, приборы γ-графии. Важную роль играют также рентгеновские установки для проверки пассажиров и их багажа в аэропортах, установки для контроля качества и структуры сплавов, установки для исследования смазочных материалов, установки для холодной стерилизации перевязочного материала и медицинского инструмента, установки для облучения автомобильных шин с целью увеличения срока их пробега, установки для снятия статического электричества и др.

И ядерное оружие, и атомная энергетика представляют опасность как источники облучения человека и загрязнения окружающей среды радионукли-

дами. Атомная электрическая станция (АЭС) – комплекс сооружений, пред-

назначенных для выработки электрической энергии путем использования энергии, выделяемой при контролируемой реакции деления ядер атомов ура- на-235. в ядерном реакторе (рис. 1.3.4).

На АЭС разогретый в ядерном реакторе теплоноситель перекачивают насосами в теплообменник. Проходя через теплообменник, либо парогенератор, разогретый теплоноситель отдает тепло теплоносителю внешнего контура. Перенос тепла и движение его носителей происходит по схеме: ре-

актор → теплообменник → парогенератор → паротурбинная установка → генератор → конденсатор → насос. Образовавшийся пар приводит в действие паровую турбину и турбогенератор (рис. 1.3.5).

Основные используемые типы ядерных реакторов. 1) Графито-водяные реакторы – реакторы с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем. Пароводная смесь кипящего теплоносителя проходит через сепаратор. Вода возвращается на вход реактора. Пар попадает непосредственно на турбину. Представителем такого типа ректоров является реактор большой мощности канальный (РБМК) мощностью 1000 МВт. 2) Водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР) - с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя. В качестве топлива используют обогащенный до 4,5% 235U. Реактор имеет два контура. Энергетическая мощность большинства реакторов типа ВВЭР 1000 МВт. 3) Тяжеловодные реакторы - с водяным теплоносителем и тяжёлой водой (иногда - легкой воды) в качестве замедлителя. Контуры

39

циркуляции теплоносителя и замедлителя разделены. Реакторы работают на необогащенном топливе. 4) Графитогазовые реакторы – реакторы с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем.

Радиационная безопасность населения при их эксплуатации АЭС обеспечивается глубоко эшелонированной защитой: 1) созданием ряда последовательных барьеров на пути выхода в окружающую среду накопленных при эксплуатации радиоактивных продуктов; 2) высоким уровнем надежности за счет реализации

специальных требований Рис. 1.3.5. Схема АЭС к обеспечению и кон-

тролю качества при конструировании, изготовлении и монтаже, поддержании достигнутого уровня при эксплуатации за счёт проведения контроля и диагностики (непрерывных или периодических) состояния физических барьеров и устранения обнаруженных дефектов, повреждений и отказов; 3) создания защитных и локализующих систем, предназначенных для предотвращения повреждений физических барьеров, ограничения или снижения размеров радиационных последствий, при возможных нарушениях пределов и условий нормальной эксплуатации и аварийных ситуаций.

Атомная энергетика связана с повышенной опасностью ее объектов для людей, которая проявляется в крайне неблагоприятных последствиях аварий с разрушением атомных реакторов. Всего в мире на сегодняшний день работает 440 атомных реакторов. Разрушений и аварий таких ректоров в истории развития ядерной энергетики было много. Некоторые даже с человеческими жертвами. Только в СССР за 50 лет (начиная с 1954 г.) в результате 176 радиационных аварий и инцидентов11 от поражения радиацией пострадало 568 человек, в том числе погиб 71 человек. Чернобыльская авария затронула жизнь более 7 млн. человек и коснется многих, в том числе и не родившихся детей. Средства же на ликвидацию последствий катастрофы могут превысить экономическую прибыль от работы всех АЭС.

11 Радиационная авария – выход из строя энергетической установки, сопровождающийся выбросом радиоактивных веществ или излучения за пределы допустимой территории в количестве, превышающем предельное значение. Радиационный инцидент – событие, при котором происходит облучение в дозах, превышающих установленные пределы для соответствующих категорий лиц.

40