ПОЛНЫЙ КОНСПЕКТ

Министерство образования и науки Украины Приазовский государственный технический университет Кафедра «Охрана труда и окружающей среды» им. Н.С. Немцова

Бухаров И.И.

Лекция на тему: «Ионизирующие излучения и способы защиты» (Дисциплина: «Основы охраны труда» - для студентов всех специальностей и

форм обучения)

Мариуполь, ПГТУ, 2008.

181

PDF created with pdfFactory Pro trial version www.pdffactory.com

Введение

Первое – Гипотеза: еще не полностью доказана.

Около 200 млн. лет назад по причине движения литосферных плит в восточной Африке произошло грандиознейшее землетрясение, в результате которого образовалась трещина в земной коре длиной около 4600 км. от Иордании до Мозамбика. В дальнейшем на месте трещины образовалась Великая рифтовая долина с хорошими климатическими и природными условиями, но с повышенным естественным радиационным фоном. Эту долину заселили многочисленные группы обезьяноподобных существ. Воздействие повышенной радиации привело к значительной мутации, что, в дальнейшем, привело к появлению большого количества видов гоминид, один из которых и стал предком Homo. То есть повышенная естественная радиация в Великой рифтовой долине способствовала появлению (становлению) человека как одного из видов животного мира. Но нужно иметь в виду то, что Природа не имеет цели, ей безразлично что получилось, у нее одно требование: наименьшая энергия объекта и выше энтропия замкнутой системы (второе начало термодинамики – Второй закон термодинамики). Можно сделать заключение: повышенная естественная радиация сыграла положительную роль (с точки зрения человека, а не Природы) в появлении и становлении Homo.

Второе – Аксиома, не требующая доказательства.

Солнце уже в течение почти 4,5 млрд. лет облучает планету Земля широким спектром электромагнитных волн. Его излучение в диапазоне волн до 0,29 мкм (короткое ультрафиолетовое излучение) является смертельным для всего живого на поверхности земли. И здесь способствует для существования всего живого на поверхности планеты Земля ионизирующее излучение Космоса (космическое излучение). Космическое излучение высоких энергий ионизируют молекулы кислорода воздуха в верхних слоях атмосферы и образуют озон (О3), который образует озоновый слой. Озоновый слой не пропускает к поверхности земли короткие ультрафиолетовые излучения Солнца, тем самым защищает все живое на поверхности планеты Земля.

Из Первого (Гипотеза) видно, что ионизирующие излучения естественных радиоактивных горных пород в Великой рифтовой долине способствовали появлению Homo, а из Второго (Аксиома), что космическое ионизирующее излучение защитило его (за счет образования озонового слоя) от короткого ультрафиолетового излучения Солнца. Однако при повышенных дозах радиации или высокой интенсивности ионизирующих излучений они представляют большую опасность для здоровья и жизни человека. Об этом свидетельствуют печальные факты бомбардировки самолетами США городов Хиросимы и Нагасаки Японии, а также механический взрыв ядерного реактива на Чернобыльской АЭС Украины, взрыв радиоактивных отходов в Челябинской области России и авария на атомной электростанции США.

В настоящее время ионизирующие излучения возникают при работе многих видов оборудования (рентгеновские аппараты, вакуумные электроннолучевые трубки, электронные микроскопы, телевизоры, дисплеи компьютеров и

182

PDF created with pdfFactory Pro trial version www.pdffactory.com

т.п.). Радиоактивные материалы и их изотопы нашли широкое применение в электроэнергетике (АЭС), приборах, технологических процессах и т.п.

1. 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).

183

PDF created with pdfFactory Pro trial version www.pdffactory.com

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 (1

мкКи = 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

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 = 1п 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

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.

184

PDF created with pdfFactory Pro trial version www.pdffactory.com

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, пглащенная единицей массы вещества. Величина поглощенной дозы зависит от свойств излучения и поглощающей среды.

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

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).

185

PDF created with pdfFactory Pro trial version www.pdffactory.com

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

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).

2. Действие ионизирующих излучений на организм человека

Работа с радиоактивными изотопами связана с невидимой опасностью для организма, создаваемой радиоактивными излучениями, которые ионизируют молекулы тканей. Процессы ионизации сопровождаются ультрафиолетовыми излучениями, возбуждающими молекулы клеток. Это ведет к разрыву молекулярных связей и изменению химической структуры различных соединений. Такое действие излучения называется прямым. Так как в организме содержится в среднем 65-75 % воды, то под действием излучения образуются положительные и отрицательные ее ионы, которые нестойки и распадаясь, дают водородные и гидроксильные ионы:

Н2 О+→Н+ + ОН; Н2О→Н + ОН –

Последние, рекомбинируясь или соединяясь со свободным кислородом, дают активные перекиси водорода (Н2 О2), гидропероксид (Н О2) и др., которые разлагают ткани. Такое действие излучения называется непрямым, оно наносит больший вред чем прямое. Установлено, что радикалы и гидроксильные группы

186

PDF created with pdfFactory Pro trial version www.pdffactory.com

соединяясь с липидами мембран клеток образуют токсичные соединения, которые уничтожают клетки организма.

Результат воздействия ионизирующих излучений на организм зависит от характера излучения, т.е. от того, находится ли источник излучения вне организма или внутри организма (попадание радиоактивной пыли и других веществ с пищей или при вдыхании). При внешнем воздействии наиболее опасными видами облучения являются γ - излучения и нейтронное как наиболее проникающие.

При внутреннем облучении организма большую опасность представляют облучения α – и β – частицами, вызывающими большую ионизацию. Кроме того, периодическое попадание радиоактивных веществ внутрь организма приводит к их накапливанию и, в конечном счете, к увеличению ионизации атомов и молекул живой ткани.

В результате происшедших изменений нормальное течение биохимических процессов и обмен веществ нарушаются, что приводит к лучевой болезни острой или хронической. Острые поражения возникают в результате облучения большими дозами в течение короткого промежутка времени, а хроническая лучевая болезнь может развиваться в результате систематического воздействия небольших доз внешней радиации. Действуя на кожу, ионизирующие излучения вызывают ожоги или сухость ее, выпадение волос, ломкость ногтей и т.д., действуя на глаза – катаракты.

Различают два вида повреждений, вызываемых действием ионизирующей радиации: соматическое и генетическое. В первом случае речь идет о воздействии радиации на данное лицо или поколение, во втором случае имеется в виду передача наследственных изменений, возникающих под влиянием радиации, потомству – детям, внукам, правнукам.

Следует учитывать еще одно важное обстоятельство: организм переносит относительно большие дозы радиации, если облучению подвергается не все тело, а лишь небольшая часть (рука, нога, грудная клетка).

Причиной смерти при лучевом поражении смертельной дозой ионизирующей радиации обычно является необратимое повреждение костного мозга. Под влиянием лучевого воздействия развивается острая или хроническая форма лучевой болезни.

Лучевые поражения человека при работе с радиоактивными веществами и источниками ионизирующей радиации могут возникнуть только в случае облучения дозами, превышыющими предельно допустимые. Следовательно, исключительно важную роль имеет постоянный контроль за облучение каждого из работающих.

3. Нормирование ионизирующих излучений.

Допустимые уровни ионизирующего излучения регламентируются «Нормами радиационной безопасности Украины НРБУ-97» и законом Украины «Про захист людини від впливу іонізуючих випромінювань» от 14.01.1998г. № 15/98 ВР.

НРБУ-97 распространяются на ситуации облучения людей в условиях:

187

PDF created with pdfFactory Pro trial version www.pdffactory.com

-нормальной эксплуатации промышленных источников ионизирующих излучений;

-медицинской практике;

-радиоактивных авариях;

-облучениях техногенно-усиленными источниками природного происхождения.

Согласно этим нормативным документам облучаемые лица подразделяются на следующие категории:

-категория А – персонал (лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений);

-категория Б – ограниченная часть населения (лица, которые не работают непосредственно с источниками излучений, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию радиоактивных веществ, применяемых в учреждениях или удаляемых во внешнюю среду с отходами);

-категория В – все население.

НРБУ-97 включает такие регламентированные величины: лимит дозы, допускаемые уровни, контрольные уровни, рекомендованные уровни и т.п. Наиболее важной величиной при нормировании является лимит эффективной дозы облучения за год (мЗв/год). Также установлен лимит годовой эквивалентной дозы внешнего облучения отдельных органов и тканей (табл. 2).

*в среднем за любые 5 лет, но не более 50 мЗв за отдельный год.

При проведении профилактических обследований годовая доза не должна превышать 1 мЗв.

Для строительных материалов активность радиоактивных излучений не должна превышать 370 Бк/кг. В помещениях, в которых постоянно находятся люди, мощность экспозиционной дозы не должна превышать 30 мкР/год.

4. Способы защиты от ионизирующих излучений

Основная задача безопасности сводится к недопущению облучения организма человека или отдельных его органов выше лимитной дозы облучения.

188

PDF created with pdfFactory Pro trial version www.pdffactory.com

Защита от внешнего облучения обеспечивается доведением дозы облучения до лимитной дозы путем уменьшения времени облучения (Т), увеличением расстояния от источника (R) излучения, установкой защитных экранов около источников либо у рабочих мест, применением индивидуальных средств защиты. Обычно применяют комплекс мер защиты, так как одним каким – то способом снизить дозу облучения до лимитной дозы весьма затруднительно.

Из классической формулы доза излучения источника и, следовательно, доза поглощения

рассчитывают либо Т (допустимое время облучения) или допустимое расстояние (R).

где С – активность радиоактивного вещества; λ – постоянная радиоактивного распада данного элемента.

Уменьшение времени облучения («защита временем») достигается соответствующей подготовкой и организацией работы.

Для увеличения расстояния до источника излучения («защита расстоянием») применяют автоматизацию производственного процесса или дистанционное управление, а также используют инструмент с длинными рукоятками или манипуляторы.

Защита от ионизирующих излучений путем экранирования основана на принципе поглощения, то есть ослабления излучения веществом экрана.

Поэтому при защите методом экранирования определяют толщину экрана, необходимую для ослабления излучения до допустимой величины.

Защита от α – излучения производится на основе полного поглощения α – частиц веществом экрана. Поэтому при защите от α – частиц толщина экрана (∆) должна быть больше длины свободного пробега (ℓα) их в данном веществе, то есть ∆ > ℓα .

Ввиду малой длины пробега α - частиц защита от внешнего облучения обеспечивается слоем воздуха 10 – 12 см, плотной одеждой, резиновыми перчатками или другим веществом (стекло, фольга и т.п.) толщиной в несколько миллиметров.

где Еα – энергия ионизирующих частиц, МэВ.

Экраны для защиты от β – частиц делают из материалов с малым атомным номером (алюминий, плексиглас), во избежание образования сильного тормозного излучения. Однако целесообразно делать двухсторонние экраны: изнутри материал с малым атомным номером, снаружи – с большим атомным номером для поглощения тормозного излучения.

189

PDF created with pdfFactory Pro trial version www.pdffactory.com

Для ориентировочного расчета укажем, что толщина защитного алюминиевого экрана (в мм) примерно равна удвоенной максимальной энергии β – частиц (в МэВ).

Для любых защитных материалов толщину экрана от β – излучений можно определить по формуле

где Еβ – максимальная энергия β – спектра, МэВ; ρ – плотность материала экрана, г/см3.

Значительно труднее осуществить защиту от γ – излучений, обладающего большой проникающей способностью. Для защиты от γ – излучений применяют экраны из материалов с большим атомным номером – большой удельной плотностью (свинец, железо), а для стационарных защитных устройств – баритобетон и простой бетон. Толщину экрана для защиты от

где Р0 – мощность дозы без экрана; Рq – допустимая мощность дозы;

μ – линейный коэффициент ослабления γ – излучений в материале экрана (см-1), зависит от энергии γ – излучения и плотности материала экрана.

В практических условиях чаще всего приходится иметь дело с широким пучком, в котором коэффициент линейного ослабления и фактор накопления находятся в сложной зависимости от энергии излучения, материала и толщины защиты. На практике в этих случаях толщину экрана определяют по графикам и таблицам в зависимости от необходимой кратности ослабления, энергии квантов и материала защиты. Экраны бывают стационарными, передвижными и разборные. В них не должно быть щелей и пустот.

Еще большие трудности встречаются при защите от нейтронного излучения. Нейтрон, обладал огромной проникающей способностью, слабо поглощается веществом. Поэтому задача защиты от нейтронов заключается в замедлении быстрых нейтронов с последующим поглощением замедленных нейтронов. Известно, что нейтрон теряет значительную часть своей энергии (около 2/3) при столкновении с атомом водорода. Поэтому хорошим защитных материалом от нейтронов является вода и водородосодержащие материалы, парафин, а также графит, бериллий и др. Нейтроны малой энергии сильно поглощаются бором. Поэтому бор в чистом виде, а в большинстве случаев в виде соединений или смесей, вводится в бетон, свинец, резину и другие материалы, применяемые для защиты от нейтронного излучения.

На практике чаще всего толщину экранов определяют по графикам в зависимости либо от энергии излучения (рис. 1) или кратности ослабления излучения (рис. 2). Кратность ослабления излучения (К0) определяют по допустимой мощности облучения или допустимой дозы

190

PDF created with pdfFactory Pro trial version www.pdffactory.com