Добавил:
ivanov666
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Радиоэкология и радиационная безопасность. Пособие для студентов вузов
.pdf
воздействием ионизирующих излучений в кристаллах бромистого (хлористого) серебра отдельные атомы серебра становятся
свободными, а дальнейшая химическая обработка (проявление)
фотоэмульсии довершает этот процесс, разлагая весь кристалл
бромистого серебра, в котором возникли свободные атомы серебра. Следовательно, основная масса продуктов химической
реакции образуется только при проявлении, т. е. вторично. При
облучении фотоэмульсии ионизирующими частицами, например
α-частицами, вдоль их траектории возникает след (трек) из таких
свободных (проявленных) зерен серебра. По числу треков в проявленном фотоэмульсионном слое можно судить о числе частиц,
а по длине треков в ряде случаев — об их энергии. Толстослойные
фотоэмульсии нашли применение при различных исследованиях
ядерных процессов и, в частности, элементарных частиц. Регистрацию γ-квантов производят по оптическому эффекту — суммарному почернению фотопленки.
Химические методы применяют для разового измерения поглощенной дозы от мощных источников излучения с активностью, исчисляемой в кКu и даже МКu. Эти методы основаны на
изменении окраски и прозрачности растворов некоторых цветных рН-индикаторов, регистрируемых и измеряемых с помощью
спектрофотометрического анализа.
Калориметрические методы основаны на измерении тепловой
энергии колебания молекул, в которую, в конечном счете, превращается часть поглощенной энергии излучения. Правда, в биологических средах эта часть поглощенной энергии крайне ничтожна. Так, например, вычислено, что тепловая энергия, выделяющаяся при облучении человека смертельной дозой, нагревает
его тело примерно лишь на 0,001 °С. Поэтому калориметрические
методы нашли применение только для измерения мощных потоков излучений.
Таким образом, методы регистрации излучений, основанные
на вторичных эффектах взаимодействия их с веществом, служат
либо узкоспециальным целям, либо для измерения очень больших доз облучения.
19.4. Классификация и общие сведения
об измерительных приборах
Каждый из измерительных приборов состоит из следующих
частей: 1) детектора с источником электрического питания; 2) ус-
191
тройства для преобразования информации, поступающей от детектора; 3) показывающего или регистрирующего устройства.
Дозиметрические и радиометрические приборы характеризуются определенными техническими параметрами: чувствитель-
ностью, разрешающим временем, воспроизводимостью результатов
измерений, электрической, температурной и механической устойчивостью работы прибора.
Все измерительные приборы могут быть классифицированы:
– по способу регистрации излучения в соответствии с физически-
ми методами (ионизационные, сцинтилляционные и др.);
– по типу детектора (электрические или ионизационные,
сцинтилляционные, химические, калориметрические);
– по точности результатов измерений (эталонные с точностью
до ±2%, практические с точностью ±5 – ±10%, индикаторные);
– по источнику питания (полевые и стационарные);
– по виду регистрируемого излучения (α-, β-, γ-измерители, универсальные измерители);
– по назначению.
В соответствии со своим назначением приборы могут быть
подразделены на:
– дозиметры — приборы для определения дозы облучения и
мощности дозы γ- и рентгеновского излучения. Снабжены интегрирующим, регистрирующим устройством, суммирующим
результат измерения за определенный промежуток времени. В
качестве детектора в дозиметрах обычно используются ионизационные камеры, газоразрядные и сцинтилляционные счетчики.
В группу дозиметров относят: индивидуальные (ДКГ-АТ2503 и
ДКГ-АТ2503А), портативные и эталонные дозиметры;
– радиометры — приборы для измерения активности источников излучений. Регистрируют серии электрических импульсов,
каждая из которых возникает в приборе при прохождении отдельной частицы или кванта в чувствительном объеме детектора.
Вследствие этого показания радиометра прямо пропорциональны
количеству (активности) радионуклидов в исследуемом препарате. Детекторами радиометров служат газоразрядные и сцинтилляционные счетчики. В настоящее время используются высокочувствительные, широкодиапазонные избирательные сцинтилляционные радиометры спектрометрического типа (γ-радиометры
РКГ-АТ1320, РКГ-АТ1320А, РКГ-АТ1320В). Их применяют для
измерения объемной и удельной активности Сs
137
в объектах ок-
ружающей среды, определения удельной эффективной активнос-
192
ти естественных радионуклидов К
, Ra
226
, Th
232
, экспресс-ана-
40
лиза металлов на радиационную чистоту, измерения содержания
222
Rn
в воде, в почвенном воздухе, в воздухе помещений;
– спектрометры — приборы и установки, предназначенные
для определения энергии частиц, их энергетического спектра,
типа радионуклида, а также удельной активности естественных
радионуклидов в источнике (гамма-бета спектрометр МКСАТ1315, спектрометры излучения человека (СИЧ) СКГ-АТ1316,
СКГ-АТ1316А, СКГ-АТ1322, СКГ-АТ1322/1);
– комбинированные приборы — приборы и установки, совмеща-
ющие в себе функции нескольких разновидностей регистрирующих приборов. Например, портативные высокочувствительные
дозиметры-радиометры МКС-АТ1125 и МКС-АТ1125А, предназначенные для поиска и обнаружения γ-источников, измерения
мощности амбиентного эквивалента дозы γ-излучения, плотности потока α- и β-частиц с загрязненных поверхностей, а также для
оперативной оценки удельной активности Cs
137
в пробах окружа-
ющей среды.
На современном этапе серийно выпускается и совершенствуется большое число различных измерительных приборов. Расширяется их номенклатура, и сама аппаратура значительно усложняется. Подробную информацию о принципе действия и конструктивном оформлении современной дозиметрической и радиометрической аппаратуры можно найти в специальных справочниках,
а также в технических описаниях, прилагаемых заводом-изготовителем к паспортам приборов.
20. ОСНОВНЫЕ ЗАКОНОДАТЕЛЬНЫЕ
И РЕГЛАМЕНТИРУЮЩИЕ ДОКУМЕНТЫ
В ОБЛАСТИ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
Вопросы защиты от ионизирующих излучений разрабатываются в рамках радиационной безопасности для того, чтобы в законодательном порядке ограничить возможность внешнего и внутреннего облучения, воздействию которого может подвергаться персонал предприятий и учреждений при работе с радиоактивными
веществами и другими источниками ионизирующих излучений, а
также население. При этом имеется в виду не только предотвратить соматические последствия облучения, но и до минимума сократить генетические последствия.
193
По мере углубления знаний о биологическом действии радиации предельно допустимые дозы ионизирующих излучений подвергаются пересмотру и изменениям. В международном масштабе
этим занята Международная комиссия по радиационной защите
(МКРЗ). Рекомендации МКРЗ положены в основу законодательных и регламентирующих документов по радиационной безопасности в Республике Беларусь.
Закон Республики Беларусь «О радиационной безопасности населения» утвержден Национальным собранием РБ 5 января 1998 г.
№122-3 и определяет основы правового регулирования в области
обеспечения радиационной безопасности населения, направлен на
создание условий, обеспечивающих охрану жизни и здоровья людей от вредного воздействия ионизирующего излучения. На основании данного Закона МЗ РБ были утверждены и введены в действие
на территории РБ гигиенические нормативы ГН 2.6.1.8-127-2000
«Нормы радиационной безопасности» (НРБ-2000).
Нормы радиационной безопасности НРБ-2000 применяются для
обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия
на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения. Требования и нормативы, установленные
НРБ-2000, являются обязательными для всех юридических лиц,
независимо от их подчиненности и формы собственности, в результате деятельности которых возможно облучение людей, а
также для местных распорядительных и исполнительных органов, граждан РБ, иностранных граждан и лиц без гражданства,
проживающих на территории РБ. НРБ-2000 являются основополагающим документом, регламентирующим требования Закона
Республики Беларусь «О радиационной безопасности населения»
в форме основных пределов доз, допустимых уровней воздействия
ионизирующего излучения и других требований по ограничению
облучения человека (табл. 8).
Во исполнение Закона Республики Беларусь «О радиационной безопасности населения» и на основании гигиенических
нормативов ГН 2.6.1.8-127-2000 «Нормы радиационной безопасности» (НРБ-2000) утверждены санитарные правила и нормы
ГН 2.6.1.8-8-2002 «Основные санитарные правила обеспечения ра-
диационной безопасности» (ОСП-2002).
При планировании мероприятий по ликвидации последствий
катастрофы на Чернобыльской АЭС (1986 г.) Правительственная
комиссия установила для населения временные нормативы: в первый год эффективная доза не должна была превышать 100 мЗв/год,
194
Основные пределы доз облучения
Таблица 8
Нормируемые
величины*
Эффективная
доза:
Эквивалентная
доза за год:
в хрусталике
глаза** 150 15
коже *** 500 50
кистях и сто-
пах
* Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нор-
мируемым величинам.
** Относится к дозе на глубине 300 мг/см
*** Относится к среднему по площади в 1 см
кожи толщиной 5 мг/см
толщина покровного слоя — 40 мг/см
чение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения
любого 1 см
облучении кожи лица обеспечивает не превышение предела дозы на хрусталик
от β-частиц.
20 мЗв/год в среднем за любые последовательные 5 лет,
но не более 50 мЗв/год
2
площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при
Персонал Население
500 50
2
под покровным слоем толщиной 5 мг/см2. На ладонях
Пределы доз, мЗв
1 мЗв/год в среднем за любые последовательные 5 лет,
но не более 5 мЗв/год
2
.
2
значению в базальном слое
2
. Указанным пределом допускается облу-
последующие три года – соответственно 25, 8 и 3 мЗв/год. Исходя
из данных ограничений и с учетом наличия радионуклидов в продуктах питания, были рассчитаны «Временные допустимые уровни»
(ВДУ-86) активности радионуклидов, содержащихся в пищевых
продуктах.
В 1990 г. были установлены республиканские контрольные
уровни, а позже и республиканские допустимые уровни, которые
периодически уточняются и становятся более жесткими. В процессе их доработки и изменении учитываются естественный спад
уровня радиоактивности на загрязненных радионуклидами территориях, эффективность мероприятий по снижению количества радиоактивных веществ в сельскохозяйственной продукции,
рацион питания населения и другие факторы. С целью дальнейшего снижения доз внутреннего облучения населения РБ, чтобы
эффективная доза не превышала 1 мЗв/год, разработаны «Респуб-
ликанские допустимые уровни» (РДУ-2001). РДУ-2001 фактически
продлевает нормы, предусмотренные РДУ-99 (табл. 9 и 10).
195
РДУ содержания радионуклидов цезия-137 (Cs
137
Таблица 9
)
№
п/п
1 Вода питьевая 10 10
2 Молоко и цельномолочная продукция
3 Молоко сгущенное и концентрированное 200 200
4 Творог и творожные изделия 50 50
5 Сыры сычужные и плавленые 50 50
6 Масло коровье 100
7.1 Говядина, баранина и продуты из них 500 500
7.2 Свинина, птица и продукты из них 180 180
8 Картофель 80 80
9 Хлеб, хлебобулочные и макаронные
изделия
10 Мука, крупы, сахар 60 60
11 Жиры растительные 40 40
12 Жиры животные и маргарин 100 100
13 Овощи и корнеплоды 100 100
14 Фрукты 40 40
15 Садовые ягоды 70 70
16 Консервированные продукты из овощей,
фруктов и ягод садовых
17 Дикорастущие ягоды и консервирован-
ные продукты из них
18 Грибы свежие 370 370
19 Грибы сушеные 2500 2500
20 Продукты детского питания 37 37
21 Прочие продукты питания 370 370
Наименование продукта
РДУ-99
(Бк/кг, Бк/л)
100 100
40 40
74 74
185 185
РДУ-2001
(Бк/кг, Бк/л)
Руководствуясь РДУ-2001, отдавая предпочтение в рационе
питания продуктам с низким содержанием радионуклидов, можно существенно снизить дозовую нагрузку. РДУ регламентируют
содержание радионуклидов цезия и стронция в пищевых продуктах, включая импортные. Действие РДУ распространяется на всю
территорию РБ. Превышение регламентируемых уровней содержания радионуклидов в продуктах питания дает основание для уполномоченных на то органов запретить реализацию населению данных продуктов через торговую сеть в сеть общественного питания.
196
РДУ содержания радионуклидов стронция-90 (Sr
90
)
Таблица 10
№
п/п
1 Вода питьевая 0,37 0,37
2 Молоко и цельномолочная продукция 3,7 3,7
3 Хлеб, хлебобулочные и макаронные
изделия
4 Картофель 3,7 3,7
5 Продукты детского питания 1,85 1,85
* Для продуктов питания, потребление которых составляет менее 5 кг/год
на человека (специи, чай, мед и др.), устанавливаются допустимые уровни в
10 раз более высокие, чем величины для прочих пищевых продуктов.
Наименование продукта
РДУ-99
(Бк/кг, Бк/л)
3,7 3,7
РДУ-2001
(Бк/кг, Бк/л)
Контроль за содержанием радионуклидов в продуктах питания
осуществляется в соответствии с требованиями «Положения о контроле радиоактивного загрязнения от Чернобыльской катастрофы
в Республике Беларусь», утвержденными приказом Министерства
по чрезвычайным ситуациям от 06.02.1995 № 5 (зарегистрированы в реестре Государственной регистрации 28.02.1995 № 767/12), а
также в соответствии с утвержденными министерствами и ведомствами положениями и программами радиационного контроля.
21. ОСНОВНЫЕ ПРИНЦИПЫ ДЕЗАКТИВАЦИИ.
СПОСОБЫ ЗАЩИТЫ ПРИ РАБОТЕ
С ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
21.1. Основные принципы дезактивации
Дезактивация — процесс удаления радиоактивных веществ с раз-
личных поверхностей, жидкостей, продуктов и т. д. до уровня регламентированных норм радиационной безопасности.
Цель дезактивации заключается в обеспечении радиационной
безопасности, прежде всего, населения, а также экологической безопасности в биосфере. Другими словами — в достижении уровня
радиоактивности объектов в пределах допустимых нормативных
значений.
Различают три вида радиоактивного загрязнения:
– поверхностное — характеризуется наличием радиоактивных
веществ на поверхности различных предметов, кожных покровах,
одежде;
197
– объемное — гомогенное распределение радиоактивных веществ в жидких, твердых, газообразных средах;
– структурное — например, наведенная радиоактивность почвы в результате нейтронного излучения ядерного взрыва.
Объектами дезактивации обычно выступают почва, воздух,
водоемы, посевы, пастбища, растения, животные, сооружения,
дороги, транспортные средства, одежда, человек. Способы дезактивации этих объектов имеют ряд специфичных черт и поэтому
различны (рис. 18).
К основным методам дезактивации относятся:
– механический метод — удаление поверхностного слоя радиоактивного загрязнения путем срезания, соскабливания, обработки с помощью струи воздуха под давлением и т.д.;
– физико-химический метод — основан на разбавлении, пере-
гонке (дистилляции), осаждении, ионообменном поглощении
радиоактивных веществ из растворов, использовании специальных фильтрующих материалов для очистки воздуха, применение
дезактивирующих растворов;
МЕТОДЫ ДЕЗАКТИВАЦИИ
Механический
Безжидкостные Комбинированные
Струей воды
Пеной
Дезактивирующими
растворами
Сорбентами
Стиркой
Экстракцией
Рис. 18. Классификация основных методов и способов дезактивации
Физико-
химический
СПОСОБЫ ДЕЗАКТИВАЦИИ
Струей газа и пара
Струей воздуха
Пылеотсасыванием
Механическим снятием
Затвердевающими
Биологический Пассивный
Изоляцией
пленками
Жидкостные
Фильтрацией
Механическим
протиранием
(щетками)
Комбинированными
комплексами ПАВ
и сорбентов
198
– биологический метод — основан на сорбции (поглощении)
радиоактивных веществ биологическими фильтрами: почвой,
«активным илом», планктоном, перифитоном и др.;
– пассивный метод — сводится в выдержке загрязненного объ-
екта без какой-либо обработки в течение определенного времени,
необходимого для естественного распада радиоактивных веществ
до безопасного уровня. Этот метод используется для дезактивации загрязненного воздуха, выдерживая его в специальных емкостях – газгольдерах, а так же некоторых видов оборудования,
сточных вод перед сбросом в канализацию и др.
Используемые в настоящее время способы дезактивации подразделяются на жидкостные, безжидкостные и комбинированные.
Жидкостная обработка используется для дезактивации различных поверхностей и оборудования, СИЗ и кожных покровов.
Основная цель жидкостной дезактивации — разрушение связи
радиоактивных ионов (носителей) с поверхностью загрязненных
предметов и предотвращение повторной сорбции радиоактивных
веществ. Жидкостная дезактивация осуществляется струей воды,
дезактивирующими растворами, пеной, стиркой и экстракцией,
использованием сорбентов. Применение дезактивирующих растворов относится к наиболее эффективным средствам. Принцип
действия дезактивирующих растворов основан на способности
поверхностно-активных веществ (ПАВ) смачивать загрязненную
поверхность, из пор которой радиоактивные вещества переводятся в раствор. Различают:
− простые дезактивирующие средства — состоят из одного ве-
щества (разбавленные кислоты, комплексообразователи, окислители, мыла, ПАВы);
− сложные дезактивирующие средства — представляют собой
многокомпонентные смеси или специально подобранные композиции, механизм действия которых носит комплексный характер
и состоит из особенностей действия каждого вещества (синтетические моющие средства, комплексообразующие агенты в комплексе с твердыми наполнителями и др.).
Безжидкостная обработка («сухая») основана на применении
очистки загрязненной поверхности с помощью струи газа и воздуха, пылеотсасыванием, механическим снятием загрязненного
слоя, изоляцией загрязненной поверхности, связывания радиоактивных веществ быстротвердеющими составами (пленками). В
качестве пленкообразующих составов широкое распространение
199
получили водорастворимый латекс в сочетании с детергентами и
поливинилацетатная эмульсия.
Комбинированная обработка может включать комбинации двух
вышеуказанных способов дезактивации. Для каждого объекта
применимы только свои способы дезактивации.
21.2. Способы защиты при работе
с источниками ионизирующих излучений
Выбор варианта способа защиты при работе с источниками
ионизирующих излучений зависит от вида используемых радиоактивных веществ (открытые, закрытые источники), их физического состояния (твердые, порошкообразные, жидкие, газообразные), вида и энергии излучения, активности, периода полураспада, относительной радиотоксичности вещества, его количества и
характера технологического процесса использования. Наибольшую опасность внешнего облучения представляют γ-излучатели
и, в меньшей степени, β-излучатели. При внутреннем облучении,
напротив, очень опасны α- и β-излучатели.
Защита от источников внешнего облучения может быть достигнута:
− расстоянием;
− временем — достигается максимальным сокращением вре-
мени непосредственного контакта с источником излучения или
использованием времени физического распада радионуклида (Т).
Последнее имеет смысл при контакте с короткоживущими радионуклидами: через 5Т концентрация радионуклида в препарате
снижается в 32 раза, т. е. сохраняется 3% первоначальной его активности, через 8Т — 0,4%, а через 10Т — менее 0,1%;
− разведением — пользуются, учитывая водорастворимость ра-
диоактивных веществ, а также растворимость их в кислотах и щелочах, способность вступать в различные химические соединения
с другими неактивными веществами. Путем разведения удельную
активность радиоактивного вещества снижают в такой мере, чтобы она не более в 100 раз превышала предельно допустимую концентрацию радиоактивных веществ для воды открытых водоемов
при Т радиоактивных веществ до 60 дней и в 10 раз — при Т больше
60 дней. Жидкие радиоактивные вещества в концентрациях, ниже
указанных пределов, могут быть спущены в общую канализацию;
− поглощением или барьерной защитой (экранами) — пользуются
в случаях, когда активность препарата превышает 0,1 мг·экв Rа.
200
Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]