- •21. Характеристика природного світла і його фізіолого-гігієнічне значення для людини.
- •22. Види природного освітлення і його нормування.
- •23. Види електричного освітлення і його нормування.
- •Нормирование искусственного освещения
- •24. Електричні джерела світла, їх характеристика, достоїнства і недоліки.
- •Искусственное освещение. Типы светильников и их выбор
- •25. Методи розрахунку природного освітлення.
- •26. Методи розрахунку електричного освітлення.
- •Метод коэффициента использования светового потока.
- •Точечный метод.
- •27. Фізична характеристика шуму і його дія на людину. Нормування шуму.
- •Восприятие шума человеком и его нормирование.
- •Воздействие шума на человека
- •29. Фізичні характеристики вібрації і її дія на людину. Нормування вібрацій.
- •2. Воздействие вибрации на организм человека.
- •3. Нормирование вибрации.
- •30. Методи боротьби з вібраціями.
- •5. Средства индивидуальной защиты от вибраций. Виброизмерительная аппаратура.
- •31. Дія на організм людини радіоактивних випромінювань. Види іонізуючих випромінювань і їх характеристика.
- •31. Действие на организм человека радиоактивных излучений. Виды ионизирующих излучений и их характеристика. Характеристика ионизирующих излучений и радиоактивных веществ
- •2. Действие ионизирующих излучений на организм человека
- •32. Одиниці активності і дози радіоактивних випромінювань. Нормування радіоактивних випромінювань.
- •32. Единицы активности и дозы радиоактивных излучений. Нормирование радиоактивных излучений. Нормирование ионизирующих излучений.
- •Из инета 1
- •Из инета 2
- •33. Загальні принципи захисту від іонізуючих випромінювань. Пристрій і метод розрахунку захисних екранів.
- •33. Общие принципы защиты от ионизирующих излучений. Устройство и метод расчета защитных экранов.
- •4. Способы защиты от ионизирующих излучений
- •34. Дезактивація і дозиметричний контроль. Індивідуальні засоби захисту від радіоактивних випромінювань.
- •34. Дезактивация и дозиметрический контроль. Индивидуальные средства защиты от радиоактивных излучений.
- •35. Характеристика лазерних випромінювань і їх дія на людину.
- •35. Характеристика лазерных излучений и их действие на человека. Характеристика лазерных излучений
- •Воздействие лазерного излучения (ли) на организм человека
- •36. Нормування лазерних випромінювань і способи захисту.
- •36. Нормирование лазерных излучений способы защиты.
- •37. Небезпечні зони устаткування і засобу захисту.
- •37. Опасные зоны оборудования и средства защиты
- •38. Безпека експлуатації вантажопідйомних пристроїв і пристосувань.
- •38. Безопасность эксплуатации грузоподъемных устройств и приспособлений.
- •Конспект
- •10.2. Требования к обслуживающему персоналу
- •39. Безпека експлуатації апаратів, що працюють під тиском.
- •39. Безопасность эксплуатации аппаратов, работающих под давлением.
- •5. Контрольно-измерительная и предохранительная арматура
- •6.Техническое освидетельствование сосудов и аппаратов, работающих под давлением
- •7. Особенности эксплуатации баллонов
- •8. Особенности эксплуатации компрессорных установок
- •40. Пристрій, правила експлуатації і зберігання балонів.
- •40. Устройство, правила эксплуатации и хранения баллонов. Инет1
- •Конспект 7. Особенности эксплуатации баллонов
31. Дія на організм людини радіоактивних випромінювань. Види іонізуючих випромінювань і їх характеристика.
31. Действие на организм человека радиоактивных излучений. Виды ионизирующих излучений и их характеристика. Характеристика ионизирующих излучений и радиоактивных веществ
Излучение, способное при взаимодействии с веществом прямо или косвенно создавать в нем заряженные частицы – ионы, относят к ионизирующим.
Радиоактивность – самопроизвольный распад атомных ядер химических элементов (урана, тория, радия и др.), что приводит до изменения их атомного номера и массового числа. При их распаде образуются разные частицы и электромагнитные излучения, которые способны ионизировать окружающую среду (вещество).
Ионизирующие излучения представляют собой α, β, γ и п, испускаемые радиоактивными веществами.
Альфа – излучение (α) представляет собой поток ядер гелия с низкой проникающей и высокой ионизирующей способностью. Пробег α – частиц в воздухе составляет 3 – 12 см, в ткани человеческого тела они проникают на десятые доли миллиметра. Энергия α – частиц находится в пределах 4,5 – 8 МэВ. Ионизирующая способность на 1 см пути в воздухе составляет несколько десятков тысяч пар ионов.
Бета – излучение (β) – поток β – частиц, электронов и позитронов. Ионизирующая способность около 100 пар ионов на 1 см пути, проникающая – до 14,5 метров в воздухе. Энергия β – частиц достигает до 10 мегаэлектроновольт.
Гама – излучение – это поток γ – квантов, представляющий собой электромагнитное излучение с длиной волны в пределах 0,001 – 0,1 А.
Ионизирующая способность небольшая – несколько пар ионов на 1 см пути, проникающая очень высокая, достигая в воздухе несколько сотен метров; γ – излучения могут проникать через бетонные стены большой толщины, пластины свинца и сквозь тело человека.
Нейтронное излучение (п) – поток нейтральных частиц. В зависимости от энергии подразделяется на тепловое (до 0,5 МэВ), быстрое (до 0,5 – 10 МэВ) и сверхбыстрое (свыше 10 МэВ). При соударении быстрых нейтронов с ядрами атомов образуются ядра отдачи. Быстрые нейтроны при взаимодействии с ядрами атомов теряют свою энергию и превращаются в медленные. Медленные и тепловые нейтроны при соударении с ядрами атомов вступают с ними в реакцию с образованием радиоактивных изотопов (наведенная радиация). При взаимодействии нейтронов с ядрами элементов могут возникнуть α – и β – излучения. Нейтронные излучения обладают огромной проникающей способностью.
Радиоактивность вещества характеризуется числом спонтанных распадов в единицу времени. Единицей измерения активности (С) является одно ядерное превращение в секунду, называемая беккерель (Бк).
Используется внесистемная единица, называемая кюри (Ки) и равная 3,7·1010 ядерных превращений в секунду.
Производные единицы: милликюри (1 мКи = 1· 10-3 Ки), микрокюри (1мкКи = 1· 10-6 Ки), нанокюри (1 нКи = 1· 10-9 Ки) и др.
Распад разноактивных веществ происходит для каждого вида с определенной скоростью. Число ядер данного элемента, которое распадается за единицу времени (А), пропорционально полному числу ядер (N) элемента
А = - dN / dt = λ·N (1)
где λ – постоянная радиоактивного распада данного элемента.
Этот процесс можно описать формулой
Nt = N0 (- λ · t) (2)
где N0, Nt – число радиоактивных ядер в начальный момент и через период времени t соответственно.
Чем большая доля общего числа атомов распадается в единицу времени, тем быстрее протекает распад радиоактивного элемента. Скорость радиоактивного распада постоянна для каждого данного элемента. Она не зависит от физических и химических условий, и наука не знает средств могущих изменять ее.
Для характеристики скорости распада принято пользоваться величиной периода полураспада, то есть времени, в течение которого половина первоначального числа атомов претерпевает радиоактивный распад.
Между периодом полураспада Т и постоянной распада λ существует определенная зависимость, которая выражается уравнением:
где 0,693 = 1n 2.
Для различных радиоактивных изотопов постоянная полураспада колеблется в широких пределах: от ничтожных долей секунды до многих миллиардов лет.
Активность веществ (С) можно определить по формуле
С = λ · N (4)
где N – количество радиоактивных атомов в веществе.
Характерным результатом взаимодействия радиоактивных излучений с веществом является ионизация. Заряженные альфа – и бета – частицы, испускаемые радиоактивными веществами, взаимодействуют с атомами среды. При этом один электрон выбивается из атома, и атом, потерявший электрон, становится положительно заряженным ионом. Отрицательно заряженный электрон, двигаясь в среде, в свою очередь может производить ионизацию других атомов среды, то есть вторичную ионизацию, и т.д.
Средняя энергия, необходимая для образования одной пары ионов, называется средней работой ионизации. Средняя работа ионизации зависит от характера ионизируемой среды и других факторов.
Взаимодействие гамма – излучения с веществом иное и более сложное, чем альфа – и бета – излучений.
Не вдаваясь в подробное рассмотрение, следует отметить, что ионизация среды при воздействии гамма – лучей производится главным образом вторичными электронами, возникающими в результате взаимодействия гамма – лучей с атомами вещества среды.
Поглощенную энергию радиоактивных излучений в любой среде (так же как и действие рентгеновских лучей) принято характеризовать величиной, называемой «дозой». Доза излучения определяется как энергия, поглащенная единицей массы вещества. Величина поглощенной дозы зависит от свойств излучения и поглощающей среды.
Дпог = dE / dm (5)
где dE – средняя энергия, поглощенная веществом в элементарном объеме;
dm – элементарный объем вещества.
Единицей поглощенной дозы (в системе СИ) принят джоуль на килограмм (Дж/кг) – Грей (Гр). Грей – поглощенная доза излучения, есть энергия в 1 Дж какого – либо ионизирующего излучения, которая передана одному килограмму вещества. Часто применяют внесистемную единицу поглощения – рад. 1 рад = 0,01 Гр.
Для характеристики дозы за эффектом ионизации в воздухе введено понятие экспозиционная доза (Дэкс)
Дэкс = dQ / dm (6)
где dQ – суммарный заряд всех ионов одного знака, которые образовались в элементарном объеме воздуха при его облучении;
dm – масса элементарного объема воздуха.
Единицей экспозиционной дозы принят кулон на килограмм (Кл/кг). Внесистемной единицей экспозиционной дозы принят рентген (Р).
Эффект воздействия ионизирующих излучений на организм зависит не только от поглощенной дозы, но также вида радиоактивного излучения и его энергии.
Поэтому для оценки радиационной опасности хронического (длительного) облучения различного вида радиоактивных излучений введена эквивалентная доза (Дэкв), которая определяется по формуле
Дэкв = Дпог · - Q , Зв (бэр) (7)
где Дпог – поглощенная доза, Гр, (рад);
Q - средний коэффициент качества радиоактивного излучения (см. таблицу 1).
Единицей измерения эквивалентной дозы принят в системе CИ 1Зв = Дж/кг, вне системная единица – бэр, 1 бэр = 0,01 Зв.
При одинаковых эквивалентных дозах степень поражения отдельных органов и тканей тела человека зависит от радиационной чувствительности этих органов и ткани. Поэтому введено понятие эффективной дозы (Е), которая определяется по формуле
Е = ΣДэкв.Т · WТ (8)
где Дэкв.Т – эквивалентная доза в ткани или органе;
WТ – тканевой важный фактор (WТ для кишечника, легких – 0,12; для
большинства внутренних органов – 0,05; для кожи и костей – 0,01; печень – 0,05; желудок – 0,12; мочевой пузырь – 0,05).