Добавил:
ivanov666
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Основы радиационной безопасности. Пособие для студентов инженерно-технических специальностей
.pdf
прекращаются на срок от одних до трех-четырех суток, а люди укрываются в защитных сооружениях ГО.
На внешней границе зоны Г D
= 40,0 Гр и P1 = 8,0 Гр/ч, внутри
∞
зоны – до 100 Гр. Доля зоны от площади следа составляет 7 %. Работы на объектах внутри зоны прекращаются на четверо и более суток,
люди укрываются в убежищах.
На схемах и на картах внешние границы зон радиоактивного заражения наносятся разными цветами: зона А – синим, Б – зеленым,
В – коричневым, Г – черным.
Местность считается зараженной и требуется применять средства
защиты, если уровень радиации, измеренный на высоте 0,7–1 м от поверхности земли, составляет 0,005 Гр/ч и более.
При ядерном взрыве радиоактивными веществами заражается не
только местность, но и находящиеся на ней предметы, техника, имущество и одежда людей, а также приземный слой воздуха, вода и продукты питания. Степень заражения местности и различных объектов
характеризуется количеством радиоактивных веществ, приходящихся на единицу поверхности, т. е. поверхностной активностью, измеря-
2
емой в Ки/км
, или по мощности экспозиционной дозы сопровожда-
ющего γ-излучения в мР/ч, а воздуха, воды и продуктов питания – в
Бк/л, Бк/кг.
Заражение может быть первичным (во время выпадения радиоактивных веществ из облака взрыва) и вторичным (при движении техники по зараженной местности в результате пылеобразования). При
движении техники по грунтовым дорогам в сухую погоду средняя поверхностная активность машин и одежды личного состава, находящегося на открытых машинах, через 30–40 км марша будет составлять
≈0,05 % средней поверхностной активности дорог.
Изменение мощности поглощенной дозы внешнего облучения непосредственно после взрыва или аварии на радиоактивно загрязненной местности в зависимости от времени в общем виде характеризуется зависимостью
PP
=
t
−
n
⎛
⎞
t
, (9.1)
⎜
⎟
0
t
⎝
⎠
0
где P0 – мощности поглощенной дозы в момент времени t0 после аварии (взрыва); Pt – мощности поглощенной дозы в рассматриваемый
момент времени t после аварии (взрыва); п – показатель степени, характеризующий величину спада радиации во времени и зависящий
от изотопного состава радионуклидов (при ядерном взрыве, как известно, n = 1,2).
Как правило, Р0 – это мощности поглощенной дозы через t0 = 1 ч
после аварии. С учетом этого формула (9.1) принимает вид
n
−
PPt
t
. (9.2)
=
1
131
Обозначим К
= t–n. Тогда (9.2) преобразуется в
t
PPK
tt
. (9.3)
=
1
Для использования этой формулы в полевых условиях построены
таблицы (см. приложение В), в которых приведены величины К
для
t
различных значений времени t.
Поглощенная доза излучения за время от t
tt
кк
==
DPtdtP dt
() .
∫∫
tt
нн
⎛⎞
⎜⎟
0
t
⎝⎠
н
−
n
t
0
до tк составит
(9.4)
После интегрирования получим
n
Pt
−+ −+
11
nn
00
=−
Dtt
().
кн
−
1
n
(9.4a)
Подставив в формулу (9.4, а) значения из выражения (9.1):
⎛⎞
=
PP
⎜⎟
í
0
⎝⎠
n
t
í
и
=
PP
t
0
0
t
⎛⎞
ê
⎜⎟
ê
t
⎝⎠
0
n
,
найдем
1
=−
DPtPt
()
кк нн
−
1
n
. (9.5)
Формула (9.5) позволяет рассчитать поглощенную дозу внешнего
излучения при условии, что облучаемый объект находится на открытой местности. Все укрытия (дом, вагон, убежище и т. д.) ослабляют
эту дозу. Для характеристики укрытия используется коэффициент
ослабления К
уменьшает дозу облучения. Значения К
, который показывает, во сколько раз данное укрытие
осл
для некоторых укрытий
осл
приведены в приложении Г.
Если в формулу (9.4а) вместо Р0 подставить Р1 при t0 = 1 ч, то с
учетом коэффициента ослабления получим
Обозначив
P
=−
Dtt
nn−+ −+
11
tt
−
()
na
−
1
1
−
1
nK
()
1
=
DaK=
−+ −+
11
nn
()
осл
. (9.6)
, получим выражение (9.6) в виде
P
1
, (9.6а)
осл
где а – коэффициент, учитывающий время начала и конца облучения. Его значения рассчитываются и приводятся в виде таблиц (приложение Д).
В формуле (9.5) неизвестен параметр n, который можно найти из
выражения (9.1)
132
P
t
1
2
, (9.7)
t
1
где
n
= lg lg
P
2
– отношение мощности поглощенной дозы при первом
PP
12
измерении к мощности поглощенной дозы при втором измерении;
– отношение времени после аварии при втором измерении к вре-
tt
21
мени после аварии при первом измерении.
Для ядерного взрыва n = 1,2 и формула (9.6) приобретает вид
5.Pt Pt
−
()
=
нн кк
K
осл
D
(9.8)
Здесь Рн и Рк – мощности поглощенной дозы соответственно в начале (tн) и конце (tк) пребывания в зоне заражения.
Величина спада радиации при аварии (разрушении) АЭС, где,
как известно, другой изотопный состав радионуклидов, чем при
ядерном взрыве, должна, по-видимому, в каждом конкретном случае
определяться по данным радиационной разведки.
Применительно к аварии на ЧАЭС величину п можно ориентировочно определить на основе данных, опубликованных вскоре после
аварии. По этим данным величина n ≈ 0,4.
При таком законе спада мощности поглощенной дозы за 7-кратный промежуток времени она уменьшается примерно в 2 раза, а не в
10 раз, как при ядерном взрыве. В этом заключается одна из основных особенностей радиоактивного загрязнения местности при аварии (разрушении) АЭС.
Таким образом, при оценке радиационной обстановки при аварии
(разрушении) АЭС можно ориентировочно принять, что
−
04,
PPtt
t
1
DPtPtPtPt=−≈−
()()
10,4
−
кк нн кк нн
или окончательно с учетом K
1, 7.Pt P t
D
=
=
()
00
осл
()
кк нн
K
; (9.9)
(9.10)
осл
1, 7
−
(9.11)
В этом случае оценка радиационной обстановки по данным разведки проводится по той же методике, как и при ядерном взрыве, но с
использованием аналогичных таблиц, характеризующих закон спада
радиации при аварии (разрушении) на АЭС.
Отметим, что формула (9.11), строго говоря, справедлива для суммарного воздействия всех радионуклидов аварийного выброса до момента практически полного распада основной их массы. После этого доза радиации в основном будет определяться «вкладом» обычно
133
одного, наиболее долгоживущего гамма-активного радионуклида с
периодом полураспада, на порядок и более отличающегося от основной массы и обладающего при этом довольно высокой средней
энергией гамма-излучения. Спад активности этого радионуклида во
времени, естественно, будет отличаться от спада всей суммы радионуклидов.
Применительно к Чернобыльской аварии большинство радионуклидов, имея небольшой период полураспада (несколько минут, часов,
дней), распались уже в течение нескольких месяцев. Из относительно
долгоживущих гамма- и бета-активных радионуклидов остались: церий-144 с Т
гоживущий цезий-137 с Т
лидов наиболее долгоживущим является стронций-90 с Т
= 284 суток, цезий-134 с Т
1/2
= 30 лет. Из бета-активных радионук-
1/2
= 2 года и наиболее дол-
1/2
= 29 лет.
1/2
Правда, при радиоактивном распаде стронций-90, прежде чем превратиться в стабильный элемент цирконий-90, вначале превращается
в радиоактивный иттрий-90 с Т
= 64 ч, являющийся гамма- и бета-
1/2
активным. Однако средняя энергия гамма-излучения его ничтожно
мала и составляет 1,7·10–6 МэВ (у цезия-134 и цезия-137 она равна
приблизительно 0,7 МэВ).
Исходя из этого можно ориентировочно оценить время суммарного воздействия основной массы радионуклидов до их практически
полного распада, взяв в качестве определяющего критерия спад активности наиболее долгоживущего (после цезия-137) радионуклида, т. е. цезия-134.
Известно, что уже через 5 периодов полураспада активность радионуклида уменьшается в 32 (в 25) раза и составляет примерно 0,03
от его первоначальной активности. Таким образом, можно ориентировочно принять, что практически суммарное воздействие основной массы
короткоживущих (Т
≤ 2 года) радионуклидов аварийного выброса
1/2
будет иметь место в течение примерно 10 лет, после чего доза внешнего облучения будет в основном определяться наиболее долгоживущим гамма-активным цезием-137 с Т
= 30, имеющим относительно
1/2
высокую среднюю энергию гамма-излучения.
Поэтому представляет практический интерес оценка возможной
дозы излучения, которую может получить население при длительном
проживании (в том числе в течение жизни) на загрязненной территории от наиболее долгоживущего гамма-активного радионуклида в
аварийном выбросе (для Чернобыля – цезий-137), и определение,
при необходимости, его вклада в суммарную дозу излучения.
С этой целью воспользуемся законом радиоактивного распада, в
соответствии с которым изменение активности радионуклида (или
уровня загрязнения) может быть представлено зависимостью
134
А
0
А =
t
– первоначальная (исходная) активность (исходный уровень
где А
0
, (9.12)
t
T
2
загрязнения) радионуклида; Аt – активность в рассматриваемый момент времени t; t – время, отсчитываемое от исходной активности
(исходного уровня загрязнения); Т – период полураспада радионуклида.
Заменяя активность соответствующей ей мощностью поглощенной дозы сопровождающего гамма-излучения, получим
P
0
P
t
, (9.13)
=
t
T
2
где Рt – уровень мощности поглощенной дозы в рассматриваемый момент времени t; Р0 – первоначальный (исходный) уровень мощности
поглощенной дозы.
Тогда доза излучения за время от t1 до t2 составит
t
t
2
DPtdtP dt
=
∫∫
t
1
= ⋅ =− =− −
()
t
−
T
2
0
или окончательно, с учетом К
1, 4 4 2 2
TP
D
=
осл
⎛⎞
0
⎜⎟
⎝⎠
−
T
TP TP
2
t
00
2
t
1
22
ln ln
tt
12
−−
TT
−
K
осл
⎛
22
⎜
⎝
. (9.14)
t
t
21
−−
T
⎞
TT
⎟
⎠
Для проведения практических расчетов по формуле (9.14) необходимо узнать величину Р0, соответствующую данному уровню загрязнения радионуклидом. Для решения этой задачи воспользуемся
зависимостью
Р0 = 0,02μEJ, (9.15)
где μ – линейный коэффициент ослабления гамма-лучей воздухом,
можно определить по таблице 9.1; Е – энергия гамма-квантов, МэВ;
J – поток гамма-квантов через 1 м2 за 1 с.
Значения линейного коэффициента ослабления гамма-лучей воздухом
в зависимости от их энергии
E, МэВ 0,1 0,25 0,5 1,0 2,0 3,0
μ, 1/м 1,98⋅10
–6
1,46 ⋅ 10–61,1 ·10–60,81 ·10–60,57 ·10–60,46 ·10
Таблица 9.1
–6
При постоянной интенсивности γ-излучения поверхностная активность
J
Аn=
пов
,
135
откуда
ïîâ.
.
JA n=
Здесь п – число γ-квантов, приходящихся на один распад.
Подставляя J в формулу (9.15), получим:
0, 02 .РЕАп=μ
0
(9.16)
ïîâ
Если территория загрязнена и другими γ-излучающими радионуклидами, аналогичным образом проводится расчет доз для них и
результаты, полученные для каждого радионуклида, суммируются. В
итоге получается доза внешнего облучения от всех радионуклидов,
загрязняющих рассматриваемую территорию.
Доза внутреннего излучения людей обусловлена поступлением
радионуклидов в организм человека при вдыхании загрязненного воздуха и потреблением загрязненных продуктов питания и воды и поэтому
наиболее трудна для оценки.
Ориентировочно можно принять, что при длительном проживании населения на загрязненной территории при условии выполнения
им соответствующих рекомендаций и проведении необходимых агрохимических мер возможная доза внутреннего облучения не превысит
в среднем 15 мЗв/год (при А
При другом уровне загрязнения доза пропорциональна А
= 5 Ки/км2), а за 70 лет – 100 мЗв.
пов
пов
/5.
Приведенная схема расчета является в значительной степени
приблизительной. Более детальный подход к расчету доз внешнего и
внутреннего излучения предлагает использовать коэффициенты переходов. Расчет индивидуальной дозы в этом случае делают исходя
из схемы, приведенной на рисунке 9.2.
На каждом этапе долю радиоизотопов, включающихся в дальнейшее преобразование, или величину удельной дозы на каждый беккерель описывают соответствующие коэффициенты перехода (КП).
Например, КП
– эквивалентная доза, созданная данным радиоизо-
3,4
топом, на каждый беккерель активности, поступившей в организм с
пищей; КП
– эффективная эквивалентная доза внешнего облуче-
2,5
ния на единицу поверхностной активности.
Коэффициенты перехода получают экспериментально для каждого вида радионуклидов, почвы и производимых на данной местности
пищевых продуктов. Они различные в разных регионах. Среднеевропейские коэффициенты КП
для Сs
2,5
137
приблизительно равны:
− для мощности экспозиционной дозы – 0,0004 мкР/ч на 1 Бк/м2
(15 мкР/ч на 1 Ки/км2);
− для эквивалентной дозы внешнего облучения – 0,022 мкЗв/год
на 1 Бк/м2 (0,8 мЗв/год на 1 Ки/км2).
Еще один полезный производный коэффициент – переход от
мощности экспозиционной дозы, измеренной рентгенометром, к эк-
136
Рис. 9.2. Схема для расчета дозы с использованием коэффициентов перехода
вивалентной дозе: каждый мкР/ч создает дозу 0,05 мЗв/год (при постоянном облучении).
Если воспользоваться приведенными коэффициентами перехода, то можно приблизительно подсчитать дозу внешнего облучения,
которую получит человек, проживающий в загрязненной местности
(табл. 9.2).
Доза внутреннего облучения зависит от рациона питания, т.к.
продукты содержат разное количество радиоактивных веществ. В
таблице 9.2 приведены оценки доз для местности, загрязненной цезием-137. В расчете использованы среднеевропейские коэффициенты
перехода и средние нормы питания в год.
Для того чтобы определить всю дозу, получаемую на загрязненной
местности, к значениям последней колонки необходимо добавить
дозы, получаемые при дыхании и с водой, и выполнить суммирование по всем выпавшим радионуклидам.
Использовать данные этой таблицы для непосредственного определения полученной дозы, исходя из карт загрязнения местности,
было бы очень опрометчиво. Во-первых, опубликованные карты выпадения радиоактивности сильно усреднены. Во-вторых, в каждой
137
Таблица 9.2
Зависимость эффективной дозы от уровня загрязненности почвы
Уровень загрязненности
2
Ки/км
1,0 0,037 15 0,8 0,67 1,47
5,0 0,185 75 4 3,35 7,35
15,0 0,555 225 12 10 22,0
30,0 1,110 450 24 20 44,0
40,0 1,480 600 32 26,5 58,5
60,0 2,220 900 48 40 88,0
146,5* 5,420 2200 117 98,5 215,5
* Деревня Чудяны Могилевской обл.
МБк/м
местности свои коэффициенты перехода. Так, установлено, что КП
Мощность
экспозици-
онной дозы,
2
мкР/ч
Внешнее
облучение,
мЗв/год
Внутреннее
облучение,
мЗв/год
Эффектив-
ная доза,
мЗв/год
2,3
для легких почв Беларуси аномально высоки, особенно в Полесье. По
этой причине содержание радиоактивности в растениях выше, и доля
внутреннего облучения может намного превышать дозы внешнего
облучения. Кроме того, в Западную Европу проникли только легкие,
летучие аэрозоли; изотопы цезия, стронция и тем более плутония выпали в ближней к ЧАЭС зоне. Следовательно, их вклад в дозу других
изотопов значительно больше, чем в Европе, не говоря уже об абсолютном количестве выпавших радионуклидов, которые отличаются
в тысячи раз.
Дозы, соответствующие определенному уровню загрязнения, рассчитывались из общей дозиметрической модели, разработанной в
Институте биофизики МЗ СССР. Модель основывается на простых
выражениях, которые используются для получения значения внутренней и внешней доз за определенный год (t) в зависимости от поверхностной активности, обусловленной цезием-137 при отсутствии
каких-либо ограничений.
Внутренняя и внешняя эффективные дозы облучения (в мЗв/год)
за определенный год выводятся с помощью формул
tt
−−
0 3 0 024
,,
()
H
H
внешн
внутр
Ce e
028 07 03
,, ,
()
t
=
Ce e
++
0 28 11232 0 4
,,( ,)
()t
=
+
K
tt
−−
005 03
,,
K
;
,
где t = 0 для 1988 г.; С – уровень загрязнения местности цезием-137
(Ки/км2); К = 1,7 – поправочный коэффициент для учета консерватизма исходной модели.
138
25
20
15
10
5
1
2
3
Годовая суммарная доза, мЗв
Рис. 9.3. Изменение годовой дозы с течением времени для различных уровней за-
4
0 2000 2020 2040 Год
грязненности:
1–80; 2–40; 3–15; 4–5 Ки/км
2
Используя две вышеприведенные формулы, можно дать оценку
эффективной эквивалентной дозы в течение жизни за период 1990
пo 2060 гг.:
Н
общая
= Н
внешн
+ Н
=++=
внутр
K
C
K
C
.
K
+3 18 21 5 24 21 8 42,, ,C
Для территории с уровнем загрязнения 40 Ки/км3 средняя индивидуальная доза за эти годы составит
H
= (21 + 8,42 · 40)/1,7 = 210,47 мЗв.
общая
На рисунке 9.3 показано изменение годовой дозы с течением времени на период с 1990 по 2060 гг. для различных уровней загрязнения местности цезием-137 (оценка дается при условии, что защитные
меры не принимались).
Эта доза будет неравномерно распределена по годам, что иллюстрирует таблица 9.3.
Процент эффективной дозы за всю жизнь, полученный за определенный
период времени
Таблица 9.3
Период (годы)
% от дозы за всю
жизнь
Период (годы)
% от дозы за
всю жизнь
1990–1994 20 2015–2019 6
1995–1999 16 2020–2024 6
2000–2004 12 2025–2029 6
2005–2009 10 2030–2039 7
2010–2014 8 2040–2060 7
139
Однако приведенные расчеты можно принимать как очень приближенные. На самом деле полученные населением к настоящему
времени дозы оказались значительно выше расчетных доз.
Вопросы для самоконтроля
1. Какие существуют приемы снижения концентрации радионуклидов в сель-
скохозяйственных растениях?
2. Какие мероприятия приводят к снижению содержания радионуклидов в
продуктах животноводства?
3. Какие кулинарные приемы приводят к уменьшению содержания радионук-
лидов в продуктах питания?
4. Что безопаснее употреблять в пищу: молоко, произведенное на загрязненной
радионуклидами территории, или полученные из него творог, сливки, масло?
5. На какие группы по уровню накопления радионуклидов цезия-137 разделя-
ют лесные грибы?
6. Какие лесные ягоды накапливают больше других радионуклиды цезия-137,
а какие меньше?
10. НОРМАТИВНЫЕ И ГОСУДАРСТВЕННЫЕ
ДОКУМЕНТЫ ПО РАДИАЦИОННОЙ
БЕЗОПАСНОСТИ
Радиобиология не располагает сведениями о существовании некоторого порога, ниже которого облучение никак не влияет на организм
человека и безопасно. Однако установление пределов облучения необходимо для планирования защитных мероприятий в тех случаях,
когда надфоновое облучение неизбежно.
Практически все страны, использующие атомную энергию на
производстве, в медицине и науке, имеют национальные нормы и
правила радиационной безопасности, основанные на рекомендациях Международной комиссии по радиационной защите (МКРЗ). Их
цель – предупредить неблагоприятные последствия облучения людей
в процессе применения, хранения и транспортировки радиоактивных
веществ и источников ионизирующих излучений.
В нашей стране действуют «Нормы радиационной безопасности
НРБ-2000», «Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений
ОСП-2002», разработанные в соответствии с Законом Республики
Беларусь «О радиационной безопасности населения» и «Концепцией
защиты населения Республики Беларусь при радиационных авариях
на АЭС».
140
Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]