Файловый архив студентов. Файловый архив студентов.
1328 вузов, 5501 предметов.
/ Регистрация
FAQ Обратная связь Вопросы и предложения
Добавил:
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Башкирский Государственный Аграрный Университет
Предмет:
[НЕСОРТИРОВАННОЕ]
Файл:

Основы радиационного контроля. Практика отбора и подготовки проб. Учебное пособие

.pdf
Скачиваний:
0
Добавлен:
07.09.2026
Размер:
2 Мб
Скачать
☆
причинно-следственных связей между состоянием здоровья населения и воздействием факторов среды обитания.
В соответствии с Методическими указаниями МУ 2.6.1.1868-04 "Внедрение показателей радиационной безопасности о состоянии объектов окружающей среды, в т.ч. продовольственного сырья и пищевых продуктов, в систему социально-гигиенического мониторинга" определяются основные показатели радиационной безопасности о состоянии объектов окружающей среды и среды обитания людей, в т.ч. продовольственного сырья и пищевых продуктов в общей системе социально-гигиенического мониторинга на территории субъектов РФ, а также устанавливаются требования к сбору, хранению, обработке и оценке информации о показателях радиационной безопасности населения и состояния объектов окружающей среды.
Показателями радиационной безопасности в системе социально­гигиенического мониторинга признаются контролируемые параметры среды обитания, характеризующие радиационную обстановку и состояние радиационной безопасности населения.
Мониторинг за радиационной обстановкой в рамках социально­гигиенического мониторинга осуществляется с целью оценки уровней облучения населения, выявления изменений и прогноза состояния радиационной обстановки в целом или отдельных ее параметров (показателей), установления причин неблагоприятного изменения радиационных факторов среды обитания и устранения или уменьшения их вредного воздействия на человека и (или) среду обитания и проводится на федеральном уровне, на уровне субъектов РФ и уровне муниципальных образований в соответствии с порядком, утвержденным Постановлением Правительства РФ от 2 февраля 2006 г. № 60 "Об утверждении Положения о проведении социально­гигиенического мониторинга".
Формирование федерального информационного фонда данных социально-гигиенического мониторинга о показателях радиационной безопасности населения и состояния объектов окружающей среды осуществляется на уровне субъектов РФ (на базе центров Госсанэпиднадзора в субъектах РФ и на транспорте) и федеральном уровне.
Основными задачами социально-гигиенического мониторинга указанной разновидности являются установление перечня показателей, необходимых для оценки состояния радиационной безопасности объектов окружающей среды и среды обитания людей, в т.ч. продовольственного сырья и пищевых продуктов, унификация
21
системы сбора, хранения, обработки и оценки информации о показателях радиационной безопасности населения и состояния объектов окружающей среды на федеральном уровне, уровне субъектов РФ и уровне муниципальных образований, а также обеспечение единых требований к проведению радиационного контроля показателей радиационной безопасности населения и состояния объектов окружающей среды.
Объектами контроля за показателями радиационной безопасности населения и состояния объектов окружающей среды являются атмосферный воздух на территории населенных пунктов (районов и т.п.), почва населенных пунктов и их ареалов, вода открытых водоемов, питьевая вода, а также продовольственное сырье и пищевые продукты.
Основными контролируемыми параметрами, характеризующими радиационную безопасность населения и радиоактивное загрязнение объектов окружающей среды на наблюдаемых территориях, являются:
- мощность дозы гамма-излучения в жилых и общественных
зданиях и на открытой местности на территории населенных пунктов (районов и т.п.);
- содержание радиоактивных веществ в атмосферном воздухе,
включая среднегодовые значения эквивалентной равновесной объемной активности (ЭРОА) изотопов радона, и радиоактивных выпадений из атмосферы на территории населенных пунктов (районов и т.п.);
- плотность радиоактивного загрязнения почв и содержание
радионуклидов в почве населенных пунктов и их ареалов;
- среднегодовые значения эквивалентной равновесной объемной
активности (ЭРОА) изотопов радона в воздухе жилых и общественных помещений на территории населенного пункта (района и т.п.);
- суммарная альфа- и бета-активность, содержание природных и
техногенных радионуклидов в воде открытых водоемов и питьевой воде;
- содержание цезия-137 и стронция-90 в продовольственном сырье
и пищевых продуктах.
Численные значения перечисленных параметров являются основой для проведения расчетов доз внешнего и внутреннего облучения населения.
Проведение мониторинга на всех уровнях осуществляется путем выполнения измерений, сбора, хранения, обработки и анализа численных значений показателей радиационной безопасности населения и состояния объектов окружающей среды.
22
Для целей социально-гигиенического мониторинга на территории субъектов РФ используются данные радиационного контроля, получаемые при осуществлении производственного радиационного контроля, осуществляемого аккредитованными в соответствующих областях измерений лабораториями радиационного контроля, государственного санитарно-эпидемиологического надзора, выполнения санитарно-эпидемиологических экспертиз, расследований, обследований, а также сертификационных и иных измерений, выполненных аккредитованными в соответствующих областях измерений лабораториями радиационного контроля.
3. Среди внешних мероприятий в области обеспечения радиационной безопасности комментируемой статьей также выделяется обучение в сфере существующих мер по обеспечению радиационной безопасности и информирование населения о радиационной обстановке в государстве.
Сфера правового регулирования отношений в области
информирования населения по вопросам обеспечения радиационной безопасности весьма обширна.
В соответствии с Основами государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности РФ предусматривается, что для повышения образовательного уровня субъектов, вовлеченных в процесс подготовки, принятия и реализации решений, касающихся радиационной безопасности государства и общества, необходимо совершенствовать систему отбора, подготовки и аттестации высококвалифицированных кадров, в том числе руководящего звена, в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности, а также осуществлять обучение населения способам защиты от воздействия негативных факторов при обращении с ядерными материалами, радиоактивными веществами, радиоактивными отходами и источниками ионизирующего излучения при угрозах чрезвычайных ситуаций и ликвидации их последствий.
Соглашением о сотрудничестве в области подготовки специалистов по радиоэкологии, радиационной безопасности, радиобиологии и смежным наукам (Минск, 30 ноября 2000 г.) отмечается, что в связи с тем, что радиационные факторы стали неотъемлемой составной частью среды обитания современной цивилизации, принимая во внимание важность и особую остроту радиоэкологических проблем, общих для большинства государств - участников Содружества Независимых Государств (далее - Содружество), пострадавших от Чернобыльской и других радиационных аварий, последствий ядерных взрывов, размещения ядерных и накопления других радиоактивных
23
отходов, сознавая, что крупные экологические аварии и скопление радиоактивных отходов неизбежно затрагивают большие территории и их минимизация невозможна без согласованного тесного сотрудничества государств, учитывая, что научное сопровождение ядерных программ в государствах - участниках Содружества осуществлялось неравномерно и не во всех государствах - участниках Содружества создана сеть подготовки специалистов по радиоэкологии, радиационной безопасности, радиобиологии и смежным наукам, стороны, подписавшие указанное Соглашение, будут сотрудничать в области подготовки специалистов по радиоэкологии, радиационной безопасности, радиобиологии и смежным наукам для решения научных, социальных и экономических проблем, связанных с радиационным воздействием, а также обмена информацией и новыми технологиями по этим проблемам.
Данное сотрудничество сторон в области подготовки специалистов по радиоэкологии, радиационной безопасности, радиобиологии и смежным наукам должно осуществляться с учетом накопленного опыта в Республике Беларусь, Российской Федерации, Украине и в других государствах - участниках Содружества на базе учебных заведений (центров) этих государств, а также учебных заведений (центров) других сторон.
Стороны, подписавшие Соглашение, будут оказывать содействие развитию сети поэтапного образования по согласованным программам подготовки специалистов по радиоэкологии, радиационной безопасности, радиобиологии и смежным наукам.
В соответствии с Основами государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности РФ предусматривается, что для решения задач по подготовке и повышению квалификации кадров необходимо совершенствовать систему отбора, подготовки и аттестации высококвалифицированных кадров, в том числе руководящего звена, в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности, а также осуществлять обучение населения способам защиты от воздействия негативных факторов при обращении с ядерными материалами, радиоактивными веществами, радиоактивными отходами и источниками ионизирующего излучения, при угрозах чрезвычайных ситуаций и ликвидации их последствий.
24
2. МЕТОДЫ РЕГИСТРАЦИИ
ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
Целями и задачами усвоения студентом данного тематического раздела является изучение разновидностей методов регистрации ионизирующих излучений.
В настоящее время существуют различные методы регистрации ионизирующих излучений. Выбор того или иного метода производится с учетом вида излучения и той информации, которую необходимо получать: простое обнаружение излучения, измерение энергии частиц, определение активности и т. д. В соответствии с поставленными задачами выбирают тип измерительных приборов. Для измерения активности и плотности потоков ионизирующих излучений используют радиометры, для определения дозы излучений – дозиметры, для нахождения распределения излучения по определенным параметрам (энергии, заряду, массе) – спектрометры.
Любой такой прибор для регистрации ионизирующих излучений состоит из двух основных частей –детектора (датчика) и измерительного устройства. В детектор входит вещество, с которым взаимодействуют частицы, и преобразователь эффектов взаимодействия в регистрируемые величины (электрические импульсы, ток и др.), которые фиксируются измерительным устройством. Измерительное устройство усиливает импульсы, а затем обрабатывает поток импульсов и в соответствии с заложенным в него алгоритмом выдает нужную информацию – считает число импульсов в секунду, измеряет их длительность, измеряет амплитуду импульсов, определяет мощность дозы, определяет спектральную характеристику излучения и т.п.
К основным и наиболее часто применяемым методам регистрации ионизирующих излучений относятся следующие: ионизационные, оптические (сцинтилляционные), химические и фотографические.
Ионизационный метод основан на регистрации эффекта ионизации, т. е. на измерении величины заряда ионов, возникающих под действием ионизирующего излучения. В качестве детекторов используют ионизационные камеры, пропорциональные счетчики, счетчики Гейгера–Мюллера, полупроводниковые детекторы и др. Такие детекторы, кроме полупроводниковых, представляют собой наполненные газом баллоны с двумя вмонтированными электродами. К электродам подведено напряжение постоянного тока. Детектор включается в электрическую цепь. При прохождении ионизирующей частицы через газовую среду образуются ионы, которые собираются
25
на электродах. Положительные ионы движутся к катоду, отрицательные – к аноду. В электрической цепи образуется ионизационный ток, который регистрируется измерителем тока. По значению этого тока можно судить об интенсивности излучения или отсчитывать число зарегистрированных частиц. Протекание тока наблюдается до тех пор, пока на газ действует излучение. В противном случае ток в цепи не протекает, так как газ является изолятором.
Взаимодействуя с веществом, ядерное излучение наряду с ионизацией производит возбуждение атомов и молекул. Через некоторое время (в зависимости от вещества) возбужденные атомы и молекулы переходят в невозбужденное состояние с выделением энергии во внешнюю среду. У некоторых веществ (сернистый цинк, йодистый натрий, антрацен, стильбен, нафталин и др.) такой переход сопровождается испусканием энергии возбуждения в виде квантов видимого инфракрасного и ультрафиолетового света. Внешне это про­является в виде вспышек света – сцинтилляций, которые можно зарегистрировать с помощью соответствующих приборов. На регистрации сцинтилляций, возникающих в определенных веществах при облучении их ионизирующими излучениями, и основаны
оптические методы.
Принцип работы сцинтилляционного детектора следующий: под действием излучений происходит ионизация и возбуждение атомов. При переходе атомов из ионизированных и возбужденных состояний в основное высвечивается энергия в виде вспышки света (сцинтилляции), которая может быть зарегистрирована различными способами. Лучший из них состоит в преобразовании энергии света в электрический сигнал с помощью оптически связанного со сцинтиллятором фотоэлектронного умножителя. В настоящее время известно очень много различных сцинтилляторов – жидких, твердых, газообразных и в виде порошков различной плотности. Это позволяет подобрать необходимый детектор для наиболее эффективной регистрации любого ионизирующего излучения в широком диапазоне энергий.
Химические методы основаны на том, что часть поглощенной энергии излучения переходит в химическую, что вызывает цепь химических превращений. Определение наличия излучения, его интенсивности производится по выходу химических реакций. При использовании химических методов следует подбирать в качестве детекторов такие вещества, химические изменения в которых пропорциональны дозе или интенсивности ионизирующего излучения
26
Фотографические методы основаны на способности излучения разлагать галогениды серебра (AgCl или AgBr), входящие в состав чувствительных фотоэмульсий, до металлического серебра. В результате такого взаимодействия вдоль трека (следа прохождения) альфа- и бета-частиц выделяются зерна серебра и при проявлении фотопластинки виден след пробега ядерных частиц – почернение. По характеру трека можно определить вид, интенсивность и энергию излучения.
При регистрации ионизирующих излучений необходимо помнить о требованиях к измеряемым образцам. Особых требований не существует в случае гамма-излучающих образцов. В образцах, которые испускают бета-частицы, регистрация будет происходить только с верхнего тонкого слоя; все остальное бета-излучение поглощается в самом образце, не достигая детектора. Поэтому бета­излучающие образцы должны быть или очень тонкие или бесконечно толстые. Радиометрия альфа-радионуклидов возможна только с очень тонкой пленки. В этом случае перед измерением необходимо провести радиохимическую обработку образца; его предварительно сжигают, растворяют, выделяют альфа-излучающий радионуклид, который осаждают на подложку тонким слоем.
Иногда регистрация излучения сводится к регистрации следов прохождения отдельных ионизирующих частиц через вещество. По длине следа обычно определяют энергию зарегистрированных частиц, а по виду следа – вид частиц. Такие детекторы принято называть следовыми камерами, а также это могут быть толстослойные фотоэмульсии.
27
3. НОРМИРУЕМЫЕ И ОПЕРАЦИОННЫЕ ВЕЛИЧИНЫ ИЗЛУЧЕНИЙ РАЗЛИЧНОЙ ПРИРОДЫ
Целями и задачами усвоения студентом данного тематического
раздела является изучение системы дозиметрических величин; нормируемых и операционных величин фотонного и нейтронного излучения; а также информацию о нормируемых величинах радона.
На сегодняшний день в области радиационного контроля и
мониторинга сформирована система дозиметрических величин, которые применяются при проведении радиационного контроля и оценке вредного действия ионизирующих излучений различной природы на живые организмы и окружающую человека среду. Основу такой системы составляют физические, нормируемые и операционные величины.
Физические величины являются характеристиками источников и
полей ионизирующих излучений и их взаимодействия с веществом. К ним относятся активность, поглощенная доза, плотность потока частиц и др. Эти величины возможно измерить с помощью приборов радиационного контроля.
Нормируемые величины характеризуют меру ущерба от
воздействия излучения на живой организм. Эти величины используются для радиационного нормирования облучения живого организма и опираются на гипотезу беспорогового действия ионизирующего излучения различной природы. В качестве таких величин используются эффективная и эквивалентная дозы облучения. Нормируемые величины экспериментально не измеряются и определяются в основном расчетным путем.
Операционные величины определяются через физические
характеристики поля излучения в точке. Эти величины измеряются с помощью приборов радиационного контроля при служат для консервативной оценки нормируемых величин. К таким величинам относятся эквивалент дозы H(d) (индивидуальный и амбиентный) на глубине ткани d для внешнего облучения. Амбиентный эквивалент дозы был создан в шаровом фантоме МКРЕ (международной комиссии
по радиационным единицам) на глубине d (мм) от поверхности по диаметру, параллельному направлению излучения, в поле излучения, идентичном рассматриваемому по составу, флюенсу и энергетическому распределению, но мононаправленном и однородном. Амбиентный эквивалент дозы Н(d)
28
— это доза, которую получил бы человек, если бы он находился на месте, где проводится измерение. Параметр d характеризует
соответствие операционной и нормируемой величины. При d равном 10 мм, операционная величина соответствует эффективной дозе
(обозначается Нр(10)); при d равной 3 и 0,07 мм - она соответствует
эквивалентной дозе облучения хрусталика и кожного покрова соответственно (обозначается Нр(3) и Нр(0,07) соответственно).
Для оценки доз внутреннего облучения введены специальные дозиметрические величины:
- ожидаемая эквивалентная доза в органе или ткани, которая
является аналогом одноименной величины для внешнего облучения и представляет собой дозу за время, прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм;
- ожидаемая эффективная доза — аналог эффективной дозы для
внешнего облучения, используется как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела и отдельных органов и тканей.
Термин «ожидаемая» характеризует специфику формирования дозы при внутреннем облучении, которая связана с длительным процессом облучения органов после поступления радиоактивного вещества в организм. Непосредственно измерить дозу внутреннего облучения затруднительно; она оценивается по результатам измерения поступления радиоактивных веществ в организм человека с последующим расчетом доз внутреннего облучения с использованием дозиметрических моделей поведения радиоактивных веществ в теле человека.
3.1. Нормируемые и операционные величины фотонного излучения
Операционные величины служат для оценки нормируемых величин
с той или иной степенью консервативности. Консервативность оценок нормируемых величин с помощью операционных состоит в том, что оценка нормируемой величины с их помощью должна быть не меньше истинного значения нормируемых величин в данных условиях облучения. При этом за значение эффективной дозы внешнего облучения принимается величина Е
, которая определяется по
внеш
формуле:
Е
= F.Нр(10), (3.1)
внеш
где F – коэффициент перехода от индивидуального эквивалента дозы к эффективной дозе.
29
Значения коэффициента F определяют степенью консервативности
оценок эффективной дозы с помощью операционных величин, например, для разных энергий фотонов. Для фотонов с энергией более 20 кэВ при равномерном облучении человека этот коэффициент принимается равным единице. При этом эффективная доза будет завышена в среднем на 20 %. При энергии фотонов ниже 20 кэВ использование коэффициента перехода, равного 1, приведет к большей переоценке эффективной дозы. Например, при энергии 15 кэВ эта переоценка происходит с коэффициентом 6,6. Однако уже при энергии фотонов выше 60 кэВ эта переоценка не превышает 30 %. Примерно такие же оценки распространяются и на амбиентный эквивалент дозы, так как он незначительно отличается от индивидуального эквивалента дозы в этих диапазонах энергии.
Экспозиционная доза может служить оценкой эффективной дозы
при энергии фотонов выше 40 кэВ с погрешностью, не превышающей 30 %. При этом в диапазоне энергий от 300 кэВ до 10 МэВ экспозиционная доза недооценивает эффективную дозу с погрешностью, не превышающей 15 %.
Во всех случаях измерения доз фотонного излучения при энергии
ниже 20 кэВ значения коэффициента перехода от индивидуального эквивалента дозы к эффективной дозе обычно устанавливаются в специальных моделях дозиметрического контроля.
3.2. Нормируемые и операционные величины нейтронного излучения
Значение коэффициента коэффициента перехода от
индивидуального эквивалента дозы к эффективной дозе при равномерном облучении нейтронами (для всех энергий нейтронов), за исключением диапазона от 1 эВ до 30 кэВ, принимается равным единице. Если же облучение не равномерное, а вклад в дозу нейтронов указанного диапазона энергий более 50 %, то значения коэффициента перехода устанавливается в специальных моделях дозиметрического контроля. Использование коэффициента перехода равного единице, приводит к значительной степени консерватизма при оценке эффективной дозы с помощью операционных величин. Степень консерватизма зависит от энергетического диапазона регистрируемого нейтронного излучения, углового распределения излучения (мононаправленное, изотропное) и моделей облучения персонала (передне-задняя геометрия, задне-передняя геометрия, в горизонтальной плоскости и пр.).
30
Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]
Помощь Обратная связь Вопросы и предложения Пользовательское соглашение Политика конфиденциальности