Добавил:
ivanov666
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Практические работы по курсу «Радиоэкология». Учебное пособие
.pdf
Принято:
– Начальные значения всех переменных состояния рав-
ны 10.
– Функции переноса линейные, имеют следующий вид:
* X или f = ai * Yi.
f = a
i
– Прогноз производится на 15 лет с шагом 1 год.
– Загрязнение происходит в 1-й и 5-й годы (на почву в
эти годы выпадает 200 условных единиц, на растения – 10).
– Все параметры a
равны 0,02.
i
81
Практическая работа 6
ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ
ИЗЛУЧЕНИЙ С ВЕЩЕСТВОМ.
РАСЧЁТ ТОЛЩИНЫ ЗАЩИТЫ
ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
Влияние ионизирующих излучений на окружающую
среду долгое время оставалось загадкой. У человека нет органов чувств, которые могли бы его воспринимать и сигнализировать об опасности, даже если речь идёт о смертельных
дозах. Оно не имеет запаха, не издаёт звуков, не излучает
света, видимого невооружённым глазом, не причиняет боль.
том, что оно вообще есть, говорит результат воздействия
О
ионизирующего излучения на вещество. Специфика этого
воздействия заключена в названии.
Ионизирующим называ-
ется любое излучение, взаимодействие которого со средой
приводит к образованию электрических зарядов разных знаков, т.е. ионов. Не будем называть его
радиацией, так как
радиация – это любое излучение, идущее от какого-либо тела
(тепловое, световое, электромагнитное, др.), совсем не обязательно ионизирующее (от лат
radio – излучаю).
Различают ионизирующее излучение двух видов: корпускулярное и электромагнитное. Потоки частиц с ненулевой
массой покоя (электроны, протоны, ядра гелия (альфачастицы), нейтроны и многие другие) относятся к первому
виду, а потоки частиц с нулевой массой покоя (фотоны) – ко
82
второму. К ионизирующему излучению не относятся ультрафиолетовое излучение и видимый свет.
Большая часть частиц (корпускул) обладает электрическим зарядом. Их удобно подразделить на две группы –
«легкие» и «тяжёлые». К первой относятся электроны и позитроны, их масса на три порядка меньше массы протона.
Вторую образуют протоны, нейтроны, дейтроны и
более тя-
жёлые частицы. Нейтрон электрически нейтрален.
Электромагнитное ионизирующее излучение представлено гамма- и рентгеновским излучениями. Гамма-излучение
состоит из фотонов с относительно большой энергией (обычно больше 500 кэВ). Оно испускается при ядерных превращениях и при аннигиляции частиц. Рентгеновское излучение состоит из фотонов с энергиями до 500 кэВ.
Перечислим основные
процессы взаимодействия заря-
женных частиц с веществом.
Движущиеся в веществе заряженные частицы теряют
1.
свою энергию главным образом в результате кулоновских
столкновений с атомами вещества. Благодаря большой разнице масс атомных электронов и ядер можно провести чёткое различие между столкновением заряженной частицы с
атомным электроном и соударением заряженной частицы с
атомным ядром. При столкновении заряженной частицы с
атомным
электроном последнему передаётся часть энергии
падающей частицы, в результате чего атом возбуждается или
ионизируется (неупругое столкновение). При соударении заряженной частицы с атомным ядром часть её кинетической
энергии переходит в поступательное движение атома как целого (упругое столкновение).
Для электронов (бета-частиц) существенное значе-
2.
ние имеет неупругое взаимодействие с атомными ядрами,
приводящее к испусканию жёсткого электромагнитного излучения. Падающий электрон может испытать также упругое
рассеяние на электронах.
83
3. Тяжёлая частица, обладающая энергией, достаточ-
ной для преодоления кулоновских сил отталкивания ядра,
может испытать рассеяние на ядерных силах или вызвать
ядерную реакцию, приводящую к испусканию различных
частиц, γ-квантов и т.д.
Движение заряженной частицы в веществе со скоро-
4.
стью, большей скорости света в данной среде, сопровождается
излучением, называемым излучением Вавилова-Черенкова.
Альфа-частицы распространяются от своего источника
прямолинейно, отклоняясь только в сильных электрических
и магнитных полях. В процессе прохождения α-частиц через
вещество они теряют свою энергию главным образом при
взаимодействии с
электронами атомов. При этом наблюдаются следующие явления: ионизация атомов или молекул,
возбуждение атомов или молекул, выбивание атомов.
Между пробегом α-частиц в воздухе L см и начальной
энергией Е существует эмпирическое соотношение:
3
[см],LKE=
где постоянная К равна 0,318, если энергия выражена в мегаэлектронвольтах [МэВ], и 4,95·10
18
, если энергия выражена в
джоулях [Дж].
Пробег α-частиц в любом веществе рассчитывают по
формуле
1.1 10
=
L АЕ
4
−
⋅
ρ
.
вещ
вещ
3
[см],
.
где А
ва, г/см
– атомная масса вещества, ρ
вещ.
3
.
– плотность вещест-
вещ.
Движение электронов в среде резко отличается по своему характеру от движения в ней тяжёлых частиц. Особенности движения электронов обусловлены малостью электрон-
84
ной массы и определяются тем, что электроны, сталкивающиеся с атомными электронами и ядрами, сильно отклоняются от своего первоначального движения.
Проходящие через вещество γ-кванты теряют свою
энергию в основном за счёт следующих процессов:
а) фотоэлектрического поглощения (фотоэффекта);
б) рассеяния на свободных электронах (комптоновского
рассеяния);
в) образования электронно-позитронных пар
.
Так как фотоны электрически нейтральны, то они способны ионизировать среду лишь опосредованно. По пути
своего перемещения γ-кванты передают часть своей энергии
заряженным частицам; последние ионизируют при своем
движении вещество (рис. 6.1).
Рис. 6.1. Ослабление интенсивности гамма-излучения в веществе
85
Закономерности поведения нейтронов в среде совершенно иные, нежели заряженных частиц и γ-квантов. Кулоновское поле ядра или орбитальных электронов атома не
оказывает воздействия на нейтрон, лишенный электрического заряда. Поэтому нейтрон может беспрепятственно приблизиться к ядру и либо рассеяться на нём, либо, поглотившись ядром, вызвать ядерную реакцию
. В зависимости от
энергии нейтроны делят на холодные, тепловые, медленные
и быстрые.
Остановимся на защите от γ-излучения, так как закрытые γ-источники нашли наиболее широкое применение в
науке и технике.
Ослабление интенсивности γ-излучения (узкого пучка) в
веществе происходит по экспоненциальному закону:
d
eII
⋅=
0
d
μ
−
,
где I0 – интенсивность γ-излучения, измеренная прибором
при отсутствии защитного экрана, квант/с; I
ность
d см,
γ-излучения при наличии защитного экрана толщиной
μ – линейный коэффициент ослабления γ-лучей, см
– интенсив-
d
-1
который характеризует относительное изменение интенсивности излучения на единицу толщины защитного экрана.
Логарифмируя это выражение, получаем формулу для
определения линейного коэффициента ослабления:
I
0
)(ln
I
d
=
μ
.
d
I
Отношение
0
= называют кратностью ослабле-
K
I
d
ния, которая в данном случае показывает, во сколько раз ос-
лабляется интенсивность потока γ-излучения защитным материалом толщиной d.
,
86
Часто в справочниках приводятся значения массовых
μ
коэффициентов ослабления различных веществ. Линейный
коэффициент ослабления μ связан с массовым коэффициентом ослабления μ
соотношением
т
μ
= ,
Т
ρ
2
см / г
где ρ – плотность вещества, г/см3.
Примечание:
Радиационная гигиена – отрасль гигиены, изучающая влияние ионизирующей радиации на здоровье человека и разрабатывающая меры
радиационной защиты.
Основные принципы
защиты от ионизирующих излучений
Безопасность работающих с радиоактивными веществами, а также людей, находящихся в смежных помещениях, и
населения обеспечивается путём установления дозовых пределов облучения и осуществления системы технических и
санитарно-гигиенических мероприятий, гарантирующих соблюдение установленных норм. В настоящее время требования радиационной безопасности регламентируются документом «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)».
Все
вновь создаваемые устройства и объекты, использующие ядерную энергию, должны быть разработаны с учётом требований НРБ-99/2009, а уже существующие должны
быть приведены в соответствие с ними.
Согласно НРБ-99/2009 установлены две категории об-
лучаемых лиц:
1)
персонал – лица, работающие с техногенными источ-
никами ионизирующих излучений (группа А) или находящие-
ся по условиям работы в зоне их воздействия (группа Б);
87
2) все население (включая лиц из персонала, находящихся
вне сферы и условий их производственной деятельности).
Действие НРБ-99/2009 распространяется на следующие
виды и условия воздействия ионизирующего излучения на
человека:
1)
облучение персонала и населения техногенными ис-
точниками ионизирующего излучения в условиях их нормального функционирования;
2)
облучение персонала и населения в условиях радиа-
ционной аварии;
3)
облучение работников промышленных предприятий
и населения природными источниками ионизирующего излучения;
4)
медицинское облучение населения.
В условиях облучения нормально функционирующими
техногенными источниками ионизирующего излучения основными устанавливаемыми нормативами являются так называемые «основные дозовые пределы» (или пределы дозы).
Примечания:
Предел дозы (ПД) – величина годовой эффективной или эквива-
лентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы
предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.
Регламентируемые значения основных дозовых пределов не включают в себя дозы, которые могут быть получены
в результате радиационных аварий, а также от природных
источников и медицинских процедур.
Основные дозовые пределы облучения включают дозы,
полученные как при внешнем, так и при внутреннем облучении.
Пределы годового поступления (
ПГП) и допустимые
среднегодовые объёмные активности радионуклидов во вды-
88
хаемом воздухе (ДОА) являются производными от основных
дозовых пределов и рассчитываются исходя из них.
Примечание:
Предел годового поступления (ПГП) – допустимый уровень по-
ступления данного радионуклида в организм в течение года, который при
монофакторном воздействии приводит к облучению условного человека
ожидаемой дозой, равной соответствующему пределу годовой дозы.
Для женщин в возрасте до 45 лет (из категории «персонал») вводятся дополнительные ограничения (в целях значительного уменьшения дозы облучения плода при невыявленной беременности): эквивалентная доза в коже на поверхности нижней части живота не должна превышать
1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в организм не
должно превышать 5% от
ПГП для персонала. Беременные
женщины должны переводиться на работу, не связанную с
излучением, на весь период беременности и весь период
грудного вскармливания ребёнка.
При оценке условий радиационной безопасности для
студентов и учащихся в возрасте до 21 года, использующих в
процессе обучения источники ионизирующего излучения,
исходят из дозовых пределов, установленных для лиц
из на-
селения.
При ликвидации радиационных аварий для лиц, привлекаемых к проведению аварийных и спасательных работ
(приравниваемых к персоналу группы А), может быть разрешено так называемое планируемое повышенное облучение. К планируемому повышенному облучению допускаются только мужчины старше 30 лет (не имеющие медицинских противопоказаний) при их добровольном
письменном
согласии после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья. Планируемое повышенное облучение в дозах до 100 мЗв в год допускается с разрешения
территориальных органов Роспотребнадзора, а в дозах до
200 мЗв в год – только с разрешения Роспотребнадзора Рос-
89
сии. Лица, подвергшиеся однократному облучению в дозах
более 200 мЗв, должны немедленно выводиться из зоны облучения.
Для персонала категории А нормативное значение предела дозы облучения составляет 20 мЗв в год. При нормированном времени работы персонала за год t
соответствует 0,012 мЗв/ч или 0,43 мЗв/нед. (при 36-часовой
рабочей неделе).
Для обеспечения безопасности работы выбирают источник с минимальной активностью А, при которой возможно
проведение эксперимента или обеспечение требуемых параметров технологического процесса («защита количеством»),
производят эксперимент за минимальное время или ограничивают время нахождения персонала в зоне
щита временем») и располагают людей на максимальном
расстоянии от источника («защита расстоянием»).
Если перечисленные мероприятия не обеспечивают достаточной безопасности, используют защитные экраны и средства индивидуальной защиты.
= 1700 ч это
перс
облучения («за-
Расчёт толщины защиты и защитные материалы
Выбор материала и толщины защитного экрана зависит
от вида излучения, его энергии и активности источника.
Активность источников γ-излучения на практике оценивают по величине создаваемой ими мощности дозы. Для
этого введено понятие гамма-эквивалента. Единицей гамма-эквивалента является миллиграмм-эквивалент радия (мгэкв Ra). 1 мг радия создает на расстоянии 1 см мощность
экспозиционной дозы 8,4 Р/ч (после фильтрации излучения
через 0,5 мм платины). Соответственно 1 мг-экв Ra – это
гамма-активность любого
ма-излучение которого создаёт на расстоянии 1 см такую же
мощность экспозиционной дозы, как и 1 мг Ra, т.е. 8,4 Р/ч.
радиоактивного источника, гам-
90
Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]