Безпека життєдіяльності - Купчик
.pdfгазом — 3 кБк/добу, з водою — 4, з повітрям — 10, із будматеріалів і ґрунту під будівлею — 60 кБк/добу.
На сьогодні відомо, що середня доза опромінення від усіх природних джерел іонізуючого випромінювання становить 200...260 мбер за рік, але вона може коливатися в різних регіонах земної кулі від 50 до 1000 мбер за рік і більше (табл. 4.12).
Крім природних джерел випромінювання, у формуванні фонового опромінення значне місце займають штучні джерела радіації. За останні кілька десятиліть людина створила сотні штучних радіонуклідів і навчилася використовувати енергію атома в медицині, на створення ядерної зброї, на виробництво електричної енергії та виявлення пожеж, на виготовлення світ-
лових циферблатів годинників та пошук корисних копалин, що врешті призвело до збільшення дози опромінення як окремих людей, так і населення Землі в цілому.
Таблиця 4.12. Середня доза опромінення від природних джерел
Джерело |
Середня річна доза |
|
|
|
|
|
мбер |
мЗв |
|
|
|
Космос (випромінювання на рівні моря) |
30 |
0,3 |
Випромінювання ґрунту, води, будівельних |
50... 130 |
0,5...1,3 |
матеріалів |
|
|
Радіоактивні елементи, що містяться в тка- |
30 |
0,3 |
нинах тіла людини: 40К, 14С та ін. |
|
|
Інші джерела |
2 |
0,02 |
Разом |
До 200 |
До 2,0 |
|
|
|
Дози, які одержують люди від штучних джерел радіації, значно різняться.
Здебільшого такі дози зовсім незначні, але інколи опромінення від техногенних джерел виявляється у кілька тисяч разів інтенсивнішим, ніж від природних джерел. Як правило, для техногенних джерел радіації така варіабельність значно сильніша, ніж для природних. Крім того, випромінювання техногенних джерел легше контролювати, але контроль випромінювання від радіоактивних опадів після ядерного вибуху майже такий же складний, як і від космічних або земних джерел. Основна доза, яку одержує людина від техногенних джерел радіації, —
це рентгенодіагностичне опромінення в медицині (табл. 4.13).
110
Таблиця 4.13. Середня доза опромінення від штучних джерел
Джерело випромінювання |
Середня річна доза |
|
|
|
|
|
мбер |
мЗв |
|
|
|
Медичні джерела (флюорографія — 370 мбер, |
100...150 |
1,0...1,5 |
рентгенографія зуба — 3 бера, рентгеноскопія |
|
|
легенів — 2...8 бер) |
|
|
Політ у літаку (відстань 2000 км, висота 12 км) |
2,5...5,0 |
0,02...0,05 |
пя'ять разів за рік |
|
|
Телевізор (перегляд програм по 4 год у день) |
1,0 |
0,01 |
АЕС |
0,1 |
0,01 |
ТЕС (на вугіллі) на відстані 20 км |
0,6...6,0 |
0,006...0,06 |
Глобальні опади після випробувань ядерної зброї |
2,5 |
0,02 |
Інші джерела |
40 |
4,0 |
Разом |
150...200 |
0,5...2,0 |
|
|
|
У цілому кожний житель Землі протягом усього свого життя щорічно опромінюється дозою в середньому 250...400 мбер. За цих умов фонового опромінення ризик появи злоякісних пухлин з летальним кінцем дорівнює 48,8
смертей за рік на 1 млн жителів, а також 7,07 спадкових порушень у перших двох поколіннях.
Основними штучними джерелами радіоактивного забруднення навколишнього середовища є: уранова промисловість; ядерні реактори різних типів; радіохімічна промисловість; місця перероблення та поховання радіоактивних відходів; використання радіонуклідів у народному господарстві;
ядерні вибухи; великі радіаційні аварії.
У такій складній системі, як ядерний реактор, досягти повної безпеки неможливо. Радіаційні аварії на АЕС можливі через неполадки у технічних системах, помилки операторів, а також внаслідок недоліків систем безпеки. У
воєнний час можливі руйнування АЕС противником у ході бойових дій.
Найсерйознішою за всю історію використання ядерної енергії для виробництва електроенергії була катастрофа на ЧАЕС: 26 квітня 1986 р. о
першій годині 23 хв на четвертому блоці ЧАЕС (з реактором РБМК-1000)
сталась аварія з тяжкими наслідками. Під час аварії зруйновано реактор і приміщення, в якому він розміщувався. В атмосферу протягом 10 днів були викинуті радіонукліди загальною активністю до 50 МКі,
111
не враховуючи інертних газів. Ізотопний склад викиду основних
дозоутворювальних радіонуклідів подано в табл. 4.14.
Таблиця 4.14. Ізотопний склад викиду радіонуклідів на ЧАЕС
Нуклід |
Активність, МКі |
|
Нуклід |
Активність, МКі |
|
Нуклід |
Активність, МКі |
|
|
|
|
|
|
|
|
133Хе |
5,0 |
|
103Ru |
3,2 |
|
238Pu |
7-10-4 |
85Кr |
0,9 |
|
106Ru |
1,6 |
|
239Pu |
8-10-4 |
131I |
7,3 |
|
140Ва |
4,3 |
|
240Pu |
1,0...3,0 |
132Те |
1,3 |
|
141Се |
2,8 |
|
241Pu |
0,14 |
134Сs |
0,5 |
|
144Се |
2,4 |
|
239Np |
1,2 |
137Сs |
1,0 |
|
89Sr |
2,2 |
|
99Mo |
3,0 |
96Zr |
3,8 |
|
90Sr |
0,22 |
|
242Cm |
0,021 |
Уперший період після аварії (1...2 місяці) основними дозо-
утворювальними радіонуклідами зовнішнього опромінення були суміші ізотопів Кr, Хе і І в атмосфері та на поверхні ґрунту. Внутрішнє опромінення за цей період визначилось ізотопами йоду, що потрапляли в організм під час дихання і
зпродуктами (молоко, овочі).
Уподальшому основна роль у зовнішньому опроміненні належить
сумішам середніх і довгоіснуючих радіонуклідів, що потрапили на поверхню землі: 134Сs, 137Сs, 95Zr, 95Nb, 99Мо, 103Ru, 106Ru, 144Се, 90Sr. Найнебезпечнішими з них є 137Сs — хімічний аналог калію, і 90Sr — аналог кальцію. Ці нукліди через
1,5...2,0 роки після аварії майже повністю визначають радіаційну обстановку.
Вони активно мігрують по харчових та біологічних ланцюжках і через це вносять певний вклад у дозу внутрішнього опромінення (в основному по
"молочному" та "м'ясному" ланцюжках).
Крім цезію і стронцію, радіаційну обстановку в післяаварійний період визначають також трансуранові радіонукліди. Такі з них, як 238Рu, 239Рu, 240Рu,
24ІРu, 241Аm привертають до себе особливу увагу завдяки великому періоду напіврозпаду. Розсіяні в навколишньому середовищі, напрацьовані АЕС,
заховані в боєголовках та сховищах, ці радіонукліди переживуть сучасну цивілізацію.
112
Навколо аварійної АЕС утворюються зони радіоактивного забруднення.
Площі зон забруднення внаслідок аварії на ЧАЕС становлять близько 50 тис.
км2. На території в 640 км2 через келику забрудненість життєдіяльність людей неможлива.
Під час ліквідації та мінімізації наслідків аварії використовували відповідні заходи захисту: дозиметричний контроль; захист органів дихання;
профілактичне вживання препаратів йоду; санітарну обробку людей; відселення;
дезактивацію території, одягу, техніки, транспорту тощо; надання медичної,
матеріальної допомоги потерпілим.
Вимірювання активності радіонуклідів та енергії іонізуючих
випромінювань. Виявити та оцінити небезпеку іонізуючих випромінювань можна лише інструментальними засобами — за допомогою дозиметричних приладів різного призначення: контролю опромінення людей і забрудненості різних середовищ, об'єктів, предметів і речовин.
За призначенням ці прилади умовно можна поділити на чотири групи:
спектрометри, радіометри, рентгенометри (вимірники потужності дози) і
дозиметри.
Спектрометри і радіометри вимірюють активність радіонуклідів у харчових продуктах, воді, будівельних матеріалах та інших предметах.
Виражають її у бекерелях на кілограм чи літр або в похідних одиницях.
Рентгенометри вимірюють потужність дози рентгенівського, гамма- і бета-
випромінювань (рівень радіації на місцевості). Виражають її у рентгенах, радах,
берах, греях, зівертах за годину та їх похідних.
У табл. 4.15 наведено основні технічні характеристики приладів,
рекомендованих до використання в радіологічних лабораторіях України.
Вибираючи ті чи інші прилади для дозиметричного контролю, треба враховувати рівень забрудненості об'єктів і рівень радіації на місцевості та завдання щодо радіаційного контролю.
Виявлення та вимірювання іонізуючих випромінювань грунтуються на здатності їх іонізувати середовище, в якому вони поширюються. Внаслідок іонізації змінюються фізико-хімічні властивості опроміненого середовища.
Наприклад: засвічуються фотоплівки, фотопапір; змінюються колір, прозорість,
опір
113
Таблиця 4.15. Основні технічні характеристики дозиметричних приладів
Технічна |
Гамма-спектрометри |
|
||
характеристика |
|
|
|
|
АМ-А-02Ф1 |
|
АМ-А-ОЗФ |
АІ-1024-95 |
|
|
|
|
|
|
Робочий діапазон вхідних |
0,1...10,0 В |
|
0,1...10,0 В |
1,25*104 мВ |
сигналів |
|
|
|
|
Ширина каналу, мВ |
1,25; 2,5; 5,0 |
|
1,25; 2,5; 5,0 |
5, 10, 20, 40, 80 |
Кількість каналів |
8192 |
|
8192 |
1024 |
Місткість каналу, імп. |
224... 1 |
|
224... 1 |
216... 1 |
Основна похибка ширини |
±5 |
|
±5 |
±10 |
каналу (не більше), % |
|
|
|
|
Спектрометричний тракт |
Напівпровідниковий |
|
детектор типу ДГДК- |
NaI(ТІ) типу |
|
||||
(загальний для всіх |
100 В |
БДЕГ2-23 |
||
аналізаторів) |
|
|
|
|
Діапазон енергій гамма- |
0,05…10,0 |
|
|
0,05...3,0 |
випромінювання, МеВ |
|
|
|
|
Мінімальна активність, що |
10 |
20 |
||
детектується за 1000 с |
|
|
|
|
вимірювання, Бк/кг |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Технічна |
|
|
Гамма-радіометри |
|
характеристика |
|
|
|
|
РУБ-01П6 |
|
РУГ-91 |
РУГ-91М |
|
|
|
|
|
|
Тип детектора |
БДКГ-ОЗП |
|
СsI(ТІ) 40x40 мм |
СsІ(ТІ) 40x40 мм |
|
NaI(ТІ) 63x63 мм |
|
|
|
Діапазони вимірюваної |
20 ...2*105 |
|
20...50 000 |
3,7... 10 000 |
питомої активності (ПА), |
|
|
200...5000 |
20.0...10 000 |
БК/кг: |
|
|
|
3,0...10 000 |
137Сs |
|
|
|
3.0...10 000 |
40K |
|
|
|
|
226Ra |
|
|
|
|
232Тn |
|
|
|
|
Допустима основна |
±50 (при ПА 20... 100 |
|
±30 (при ПА 20...30 |
±50 (при ПА |
похибка вимірювання |
Бк/кг) ±25 (при ПА > |
|
Бк/кг) ±50 (при ПА > |
3,7...10 Бк/кг) ±25 |
137Сs, % |
100 Бк/кг) |
|
30 Бк/кг) |
(при ПА 10...30 |
|
|
|
|
Бк/кг) ±10 (при |
|
|
|
|
ПА > 30 Бк/кг) |
Тривалість вимірювання, с |
До 300 |
|
120 і 1200 |
До 3600 |
Густина зразків, що |
0,2...1,5 |
|
0,2...1,5 |
0,2...1,5 |
вимірюються, г/см2 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
114
Продовження табл. 4.15
Технічна |
|
Бета-радіометри |
|
|
характеристика |
|
|
|
|
РКБ4-1 еМ |
КРК-1-01А |
|
"Бета" |
|
|
|
|
|
|
Тип детектора |
БДЖБ-02 |
БДІБ-01А |
|
СБТ-10 |
|
БДЖБ-07 |
Два газорозрядних |
|
Газорозрядний |
|
Сцинтиляційна |
лічильники |
|
лічильник |
|
пластмаса |
|
|
|
Діапазон питомої бета- |
1,9...3,7*107 |
330 ...3,7*104 |
|
1,85...3,7*104 |
активності, що вимі- |
|
|
|
|
рюється, Бк/кг (л) |
|
|
|
|
Діапазон швидкості |
— |
2...1000 |
|
— |
рахунку,імп/с |
|
|
|
|
Діапазон поверхневої |
— |
— |
|
10... 1500 |
пета-активності, |
|
|
|
|
част/(см2*хв) |
|
|
|
|
Основна похибка ви- |
±90 (рідкі) |
±25 |
|
±25 |
мірювання за зразковими |
±60 (сипучі) |
|
|
|
джерелами 90Sr + 90Y, % |
|
|
|
|
Тривалість вимірювання, с |
Не більше ніж 2100 |
1000 |
|
2000 |
Чутливість за зразковими |
0,05 (БДЖБ-02) |
|
|
1,2...10-3 |
джерелами 90Sr + 90Y, |
5*10-5 (БДЖБ-07) |
— |
|
|
кг/(с*Бк) |
|
|
|
|
Технічна характеристика |
Вимірники потужності дози |
|
||
|
|
|
|
|
|
СРП-68-01 |
ДРГ-01Т |
|
РКС-20.03 |
|
|
|
|
"Прип'ять" |
|
|
|
|
|
Тип детектора |
БДПГ-23Н |
Газорозрядні |
|
|
|
NaI(ТI) |
лічильники СБМ-20 i |
|
— |
|
25x40 мм |
С134Г |
|
|
Діапазон енергій, кеВ |
15...3000 |
50...3000 |
|
50 ...3000 |
Діапазон вимірювання: |
0...3000 |
100...9,9*107 в режимі |
|
10... 19 990 |
потужності експозиційної |
|
"Пошук", 10...9,9*106 |
|
|
дози, мкР/год |
|
в режимі "Вимірю- |
|
|
|
|
вання" |
|
|
потужності еквівалентної |
— |
— |
|
0,1...199,9 |
дози, мкЗв/год |
|
|
|
|
щільність потоку бета- |
— |
— |
|
10...19 990 |
випромінювання, см-2-хв-1 |
|
|
|
|
Основна похибка ви- |
±(0,1Аx +0,015Аk) |
±(15Аk + 0,5/Аx) % |
|
±25 % |
мірювання |
мкР/год |
±(30Аk + 1,0/Аx) % |
|
|
|
|
|
|
|
115
|
|
|
|
|
Закінчення табл. 4.15 |
||
Тривалість вимірювання, с |
|
2,5 і 5,0 |
|
Не більше |
|
|
— |
|
|
|
|||||
|
|
|
|
ніж 2 і 20 |
|
|
— |
Кількість режимів роботи |
|
5 піддіапазонів |
|
2 режими |
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
або піддіапазонів |
|
|
|
|
|
|
|
Примітки: Ах — величина, що вимірюється в одиницях відповідного піддіапазону; Ак
— кінцеве значення шкали піддіапазону.
деяких хімічних розчинів, електропровідність речовин (газів, рідин, твердих матеріалів), виникає люмінесценція (світіння) деяких речовин. Залежно від того,
яке фізико-хімічне явище реєструється, розрізняють фотографічний, хімічний,
калориметричний, нейтронно-активаційний, біологічний, іонізаційний,
сцинтиляційний методи індикації. Крім цього, ефективність дії іонізуючих випромінювань можна визначити за допомогою біологічного і розрахункового методів.
Фотографічний метод заснований на властивостях іонізуючих випромінювань діяти на чутливий шар фотоматеріалів подібно до видимого світла. За ступенем почорніння фотоплівки або паперу можна визначити інтенсивність іонізуючого випромінювання.
Детектори, що побудовані на фотографічному методі, мають такі суттєві недоліки: мала чутливість плівок, низька точність, залежність показників від умов оброблення плівки, неможливість повторного використання опромінених плівок.
Хімічний метод заснований на властивостях деяких хімічних речовин під впливом радіоактивних випромінювань внаслідок окисних чи відновних реакцій змінювати свою структуру або колір. Так, хлороформ у воді внаслідок опромінення розкладається з утворенням соляної кислоти, яка вступає в кольорову реакцію з барвником, доданим до хлороформу. У кислому сере-
довищі двовалентне залізо окиснюється в тривалентне під впливом вільних радикалів Н02 і ОН, що утворюються у воді при її опроміненні. Тривалентне залізо з барвником дає кольорову реакцію. Інтенсивність змінення кольору індикатора залежить від кількості соляної кислоти, що утворилася під впливом радіоактивного випромінювання, а її кількість пропорційна дозі радіоактивного випромінювання. За інтенсивністю утвореного забарвлення
116
яке порівнюють з еталоном, визначають дозу радіоактивних випромінювань. На цьому методі побудовано хімічні дозиметри ДП-20 і ДП-70М.
Калориметричний метод базується на вимірюванні кількості теплоти, що виділяється в детекторі при поглиненні енергії іонізуючих випромінювань.
Нейтронно-активаційний метод використовують, коли треба виміряти наведену активність слабкими нейтронними потоками, а також щоб оцінити дози в аварійних ситуаціях у разі опромінення великими дозами за короткий час.
У біологічних методах дозиметрії використовують здатність випромінювань впливати на біологічні об'єкти і змінювати їх. Величину дози оцінюють за рівнем летальності тварин, ступенем лейкопенії, кількістю хромосомних аберацій, зміною кольору і гіперемії шкіри, випадінням шерсті і т.
ін. Біологічні методи мають низькі точність і чутливість.
Найпоширенішими методами індикації, на яких будують дозиметричні прилади, є іонізаційний та сцинтиляційний методи.
Іонізаційний метод полягає в тому, що під впливом радіоактивних випромінювань іонізуються молекули газу, внаслідок чого збільшується його електропровідність. Якщо об'єм газу замкнути між двома електродами, до яких підведена електрична напруга, то між ними виникне іонізаційний струм, який можна виміряти. Сила цього струму буде залежати від інтенсивності іонізуючого випромінювання. Прилад, в якому під дією цих випромінювань виникає іонізаційний струм, називають детектором випромінювань. В
дозиметричних приладах, в яких використовують іонізаційний метод, як детектори використовують іонізаційні камери та газорозрядні лічильники.
Сцинтиляційний метод полягає в тому, що під впливом іонізуючих випромінювань деякі речовини (сірчистий цинк, активований сріблом, — ZnS(Аg), йодистий натрій, активований талієм, — NаІ(ТІ) та ін.) здатні світитися. Енергія світлових спалахів (сцинтиляцій) у фотоелектронному помножувачі завдяки фотоефекту перетворюється в імпульси електричного струму. Величина імпульсу буде пропорційна рівням радіації. На цьому принципі діє сцинтиляційний лічильник.
117
На сьогодні завдяки ряду переваг порівняно з іншими детекторами сцинтиляційні лічильники широко використовуються для реєстрації іонізуючих випромінювань. До таких переваг належать:
1)універсальність з погляду можливості реєстрації іонізуючих випромінювань практично всіх видів;
2)можливість вимірювання енергії досліджуваних частинок або квантів;
3)велика роздільна здатність;
4)висока ефективність реєстрації гамма-випромінювань.
Удетекторах іонізуючих випромінювань використовують також
люмінесцентний метод індикації, що базується на ефектах радіофотолюмінесценцїї (фотолюмінісцентні детектори ФЛД) і
радіотермолюмінесценції (термолюмінісцентні детектори ТЛД). У ФЛД під дією іонізуючих випромінювань у люмінофорі утворюються центри фотолюмінісценції з іонів срібла, які під дією ультрафіолетового випромінювання зумовлюють видиму люмінесценцію (світіння), пропорційну рівням радіації. Термолюмінесцентні детектори під дією теплоти (нагрівання)
перетворюють поглинуту енергію іонізуючих випромінювань у люмінесцентну,
значення якої пропорційне дозі цих випромінювань.
Типову схему побудови дозиметричних приладів показано на рис. 4.9.
Рис. 4.9. Схема побудови дозиметричних приладів:
1 — детектор; 2 — підсилювач; 3 — блок реєстрації; 4 — блок живлення; 5 — свинцевий
захист для радіометра
118
Конструктивно радіометр від дозиметра або рентгенометра (вимірника потужності дози) може відрізнятися тим, що часто джерело іонізуючих випромінювань (проби ґрунту, води, продуктів, будівельних матеріалів) і
детектор (лічильник) розміщують у свинцевій камері, яка захищає ці елементи від зовнішнього радіаційного фону. Це дає змогу визначити малі значення випромінювань, що надходять від проб. Внаслідок цього підвищується чутливість і діапазон вимірювання приладу. У спрощеному варіанті радіометра свинцевого захисту може і не бути.
4.1.3. Електричний струм
Дія електричного струму на організм людини. Проходячи через організм, електричний струм чинить термічну, електролітичну, біологічну і механічну дії.
Термічна дія струму проявляється в опіках окремих ділянок тіла,
нагріванні кровоносних судин, нервів, крові тощо.
Електролітична дія струму проявляється в розпаді крові та інших органічних рідин організму і спричинює значне порушення їх фізико-хімічного складу.
Біологічна дія електричного струму проявляється в подразненні та збудженні живих тканин організму. Ця дія супроводжується невимушеними судомними скороченнями м'язів, у тому числі легенів і серця. Внаслідок цього виникають різні порушення і навіть повне припинення дії органів кровообігу та дихання.
Механічна дія супроводжується розриванням м'язових та інших тканин,
кровоносних судин внаслідок електродинамічного ефекту.
Ці дії струму можуть спричиняти електричні травми: електричні опіки,
електричні знаки, металізацію шкіри, електроофтальмію і механічні пошкодження та електричні удари.
Електричні опіки виникають у місцях контакту поверхні тіла із струмопровідною частиною (контактний або струмовий опік) або при дії електричної дуги (дуговий опік), коли при більш високих напругах між струмопровідною частиною і тілом людини утворюється електрична дуга
(температура дуги вище ніж 3500 °С). При виділенні великої кількості теплоти опіки можуть
119