- •Раздел I. Защита населения и территорий при авариях на радиационно (ядерно) опасных объектах с выбросом радиоактивных веществ в окружающую среду
- •1. Характеристика источников радиационной опасности
- •1.1. Радиация и активность
- •1.2. Виды и основные характеристики ионизирующего излучения
- •1.3. Поле ионизирующего излучения
- •1.4. Дозовые характеристики ионизирующих излучений
- •1.5. Связь активности и мощности дозы
- •1.6. Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом
- •Вопросы для самоконтроля
- •2. Воздействие ионизирующего излучения на человека и окружающую среду
- •2.1. Эффекты облучения организма человека
- •2.2. Радиационные поражения организма человека
- •Нормирование радиационного облучения
- •2.5. Нормирование радиационного облучения в чрезвычайных ситуациях
- •Вопросы для самоконтроля
- •3. Особенности возникновения и развития аварий на радиационно опасных объектах
- •3.1. Характеристика радиационно опасных объектов
- •3.2. Классификация радиационных аварий
- •3.3. Характеристика радиационных аварий
- •3.4. Особенности формирования радиационной обстановки
- •Вопросы для самоконтроля
- •3. 5. Методика выявления и оценки радиационной обстановки при аварии на аэс
- •Вопросы для самоконтроля
- •4. Контроль радиационной обстановки, приборы, системы и средства радиационного контроля
- •4.1. Общие сведения о радиационной обстановке и ее контроле
- •4.2. Методы регистрации ионизирующих излучений
- •4.3. Погрешности измерения
- •4.4.Классификация приборов, систем и средств радиационного контроля.
- •Вопросы для самоконтроля
- •5. Мероприятия по защите населения и территорий при авариях на радиационно опасных объектах
- •5.1. Мероприятия, проводимые заблаговременно в режиме повседневной деятельности
- •5.2. Мероприятия, проводимые заблаговременно в режиме
- •5.3. Мероприятия, проводимые при возникновении и ликвидации аварии на ас в чрезвычайном режиме
- •Вопросы для самоконтроля
- •Раздел II защита населения и территорий при авариях на химически опасных объектах с выбросом аварийно химически опасных веществ в окружающую среду
- •6. Характеристика и свойства аварийно химически опасных веществ
- •Перечень основных ахов
- •6.1 Физико-химические свойства аварийно химически опасных веществ
- •6.2. Токсические свойства аварийно химически опасных веществ
- •6.3 Классификация опасных химических веществ
- •6.3.1. Классификация по характеру отравления
- •6.3.2. Классификация опасных химических веществ по токсичности
- •6.3.3. Классификация химических веществ по степени их опасности
- •6.3.4. Классификация химических веществ по способности вызывать массовые поражения
- •Вопросы для самоконтроля
- •7. Характеристика основных боевых токсичных химических веществ
- •7.1. Особенности поражающего действия химического оружия
- •7.2. Классификация отравляющих веществ
- •7.3. Токсины
- •7.4. Основные свойства отравляющих веществ
- •7.5. Химическое оружие не смертельного действия
- •8. Классификация и краткая характеристика химически опасных объектов
- •Критерии для классификации ате и объектов экономики по химической опасности
- •Вопросы для самоконтроля
- •9. Характер воздействия химического заражения на население
- •10. Особенности возникновения и развития аварий на химически опасных объектах
- •Вопросы для самоконтроля
- •11. Методология определения мер по защите населения при авариях на химически опасных объектах
- •11.1 Общие положения методологии
- •Порядок решения задачи
- •11.3. Прогнозирование количества пораженных среди персонала
- •12. Контроль химической обстановки. Приборы, системы и средства химического контроля
- •12.1. Газоанализаторы
- •12.1.1. Автоматический газосигнализатор гса-1
- •12.1.2 Индикаторная пленка ап -1
- •12.1.3. Газоанализатор «Колион -1»
- •12.2. Газоопределители
- •12.2.1. Войсковой прибор химической разведки (впхр)
- •12.2.2. Комплект – лаборатория для экспрессной оценки химических загрязнений окружающей среды «Пчелка – р»
- •12.3. Стационарные системы контроля
- •12.4. Применение приборов, систем и средств для мониторинга химической обстановки.
- •Вопросы для самоконтроля
- •13. Мероприятия по защите населения и территорий при авариях на химически опасных объектах
- •13.1. Мероприятия, проводимые заблаговременно в режиме повседневной деятельности
- •13.2. Мероприятия, проводимые заблаговременно в режиме повышенной готовности
- •13.3. Мероприятия, проводимые при возникновении и ликвидации аварий на хоо в чрезвычайном режиме
- •Вопросы для самоконтроля
- •Категории устойчивости атмосферы
- •Средняя скорость ветра (Vcp) в слое от поверхности земли до высоты перемещения центра облака, м/с
- •Размеры возможных зон радиоактивного загрязнения местности на следе облака при аварии на аэс с реактором типа рбмк-1000 (длина или начало зоны/конец зоны и ширина зоны)
- •Размеры возможных зон радиоактивного загрязнения местности на следе облака при аварии на аэс с реактором типа ввэр-1000 (длина или начало зоны/конец зоны и ширина зоны)
- •Мощность дозы излучения на оси следа, рад/час (реактор рбмк-1000, выход радиоактивных продуктов 10%, время - 1 час после остановки реактора)
- •Мощность дозы излучения на оси следа, рад/час (реактор ввэр-1000, выход радиоактивных продуктов 10%, время - 1 час после остановки реактора)
- •Коэффициент Ку для определения мощности дозы излучения в стороне от оси следа (сильно неустойчивая атмосфера - категория а)
- •Коэффициент Ку для определения мощности дозы излучения в стороне от оси следа (нейтральная атмосфера - категория д)
- •Коэффициент Ку для определения мощности дозы излучения в стороне от оси следа (очень устойчивая атмосфера - категория f)
- •Время начала формирования следа (начала заражения в данной точке) tф после аварии, час
- •Коэффициент Кt для пересчета мощности дозы на различное время после аварии (реактор типа рбмк, кампания 3 года, t изм – время, на которое измерена мощность дозы)
- •Коэффициент Кt для пересчета мощности дозы на различное время после аварии (реактор типа ввэр, кампания 3 года, tизм - время, на которое измерена мощность дозы)
- •Коэффициент Кдоз для определения дозы излучения по значению мощности дозы на 1 час после аварии (реактор типа рбмк, кампания 3 года, tнач – время начала облучения)
- •Коэффициент Кдоз для определения дозы излучения по значению мощности дозы на 1 час после аварии (реактор типа ввэр, кампания 3 года, tнач - время начала облучения)
- •Средние значения кратности ослабления излучения от зараженной местности
- •Толщина слоя половинного ослабления, см.
- •Приложение 2
- •Глубины зон возможного заражения ахов, км
- •2. При скорости ветра 1 м/с размеры заражения принимать как при скорости ветра 1 м/с Приложение 2
- •Характеристика ахов и вспомогательные коэффициенты для определения глубин зон заражения
- •Приложение 2
- •Значение коэффициента к4 в зависимости от скорости ветра
- •Угловые размеры зоны возможного заражения ахов в зависимости от скорости ветра
- •Скорость переноса переднего фронта облака зараженного воздуха в зависимости от скорости ветра
- •Приложение 2
- •Для определения степени вертикальной устойчивости воздуха по прогнозу погоды
- •2. Под термином «утро» понимается период времени в течении 2-х часов после восхода солнца; под термином «вечер» - в течении 2-х часов после захода солнца.
- •Коэффициенты эквивалентности ахов к хлору и поправочные коэффициенты к глубине и площади зоны заражения
- •Коэффициент защищенности производственного персонала (населения) от хлора (ахов) при использовании различных укрытий, средств индивидуальной защиты и защитных сооружений
- •Литература
- •Оглавление
1.2. Виды и основные характеристики ионизирующего излучения
Ионизирующее излучение - это излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию ионов разных знаков. Различают непосредственно ионизирующее и косвенно ионизирующее, фотонное и корпускулярное излучения.
Непосредственно ионизирующее излучение - это ионизирующее излучение, состоящее из заряженных частиц с кинетической энергией, достаточной для создания ионизации при столкновении.
Косвенно ионизирующее излучение - это ионизирующее излучение, состоящее из квантов и незаряженных частиц, взаимодействие которых со средой приводит к образованию непосредственно ионизирующего излучения.
Фотонным излучением называется электромагнитное косвенно ионизирующее излучение. К фотонному излучению относятся: гамма-излучение, возникающее при изменении энергетического состояния атомных ядер, а также при аннигиляции частиц или ядерных превращениях; рентгеновское излучение, состоящее из тормозного и (или) характеристического излучений. Тормозное излучение с непрерывным энергетическим спектром возникает при уменьшении кинетической энергии зараженных частиц. Характеристическое излучение с дискретным энергетическим спектром возникает при изменении энергетического состояния атомов (переходе электронов с внешних уровней на внутренние).
Корпускулярное излучение - ионизирующее излучение, состоящее из частиц с массой покоя, отличной от нуля. К корпускулярному ионизирующему излучению относятся альфа-излучение, бета-излучение, протонное, нейтронное излучения.
Альфа-излучение - корпускулярное излучение, состоящее из ядер атомов гелия.
Бета-излучение - излучение, состоящее из электронов или позитронов.
р-излучение — излучение, состоящее из протонов.
n-излучение - излучение, состоящее из нейтронов.
Рис. 1.1. Формирование фотонных излучений.
Альфа-излучение
Альфа-частица состоит из двух протонов и двух нейтронов (то есть представляет собой ядро атома гелия), имеет массовое число 4 и заряд +2. Радионуклид, претерпевающий альфа-распад, называют альфа-активным нуклидом. В результате альфа-распада исходное ядро (назовем его X), имеющее зарядовое число 2 и массовое число А, превращается в другое ядро (назовем его Y), имеющее зарядовое число (Z-2) и массовое число (А-4). Этот процесс выражают уравнением альфа-распада:
Аналогичной является запись:
Например, при альфа-распаде радона-222 образуется полоний-218:
Ядро, претерпевающее распад, называют материнским (в наших примерах — это X и 222Rn). Ядро, образующееся в результате распада, называют дочерним (Y, 218Ро). Дочернее ядро, в свою очередь, может быть как стабильным, так и нестабильным (претерпевать дальнейшее превращение).
В результате
альфа-распада выделяется большое
количество энергии. Эта энергия
превращается в кинетическую энергию
образующихся частиц - дочернего ядра и
альфа-частицы - и распределяется
между ними в соответствии с законом
сохранен
Таблица 1.1
Энергетические характеристики распространенных альфа-активных нуклидов
Символ |
Период полураспада Т½ |
Название |
Дочерний нуклид |
Энергия альфа-частиц, МэВ |
210Po |
138 сут. |
Полоний -210 |
206Pb |
5,31 |
222 Rn |
4 сут. |
Радон - 222 |
218Po |
5,49 |
226 Ra |
1,6 тыс. лет |
Радий - 226 |
222 Rn |
4,78 |
238 U |
14 млрд.лет |
Уран - 234 |
234 Th |
4,15 4,20 |
Энергию ионизирующих частиц (в том числе альфа-частиц) принято измерять в электрон-вольтах (эВ) и кратных единицах - килоэлектрон-вольтах (кэВ) и мегаэлектронвольтах (МэВ). Соответственно,
1 кэВ = 1000 эВ = 103 эВ
1 МэВ = 1 000 000 эВ = 106 эВ.
Электрон-вольт соотносится с джоулем (единицей энергии в СИ) следующим образом:
1эВ= 1,6021· 10-19 Дж.
Альфа-частицы разных нуклидов обычно обладают энергией от 2 до 6 МэВ. Для сравнения: молекулы азота, совершающие в воздухе тепловое движение при температуре 20°С, обладают энергией всего 0,038 эВ, двигаясь при этом со скоростью около 500 м/с; энергия, необходимая для ионизации большинства атомов и молекул, составляет величину порядка 10-500 эВ.
Одной из основных характеристик ионизирующего излучения, наряду с его энергией, является проникающая способность. Альфа-частицы относительно тяжелые и имеют сравнительно большой заряд, поэтому они интенсивно взаимодействуют со средой, быстро тратят энергию, вследствие чего имеют малую проникающую способность. Эта способность характеризуется длиной свободного пробега. R - длина траектории альфа-частицы в данной среде. R можно рассматривать как минимальную толщину материала, которая полностью поглощает альфа-излучение данной энергии. Чем выше энергия альфа-частиц, тем больше R.
Пробег альфа-частиц Rα в воздухе определяется по эмпирической формуле:
Rα = 0,32 · Е 3/2 , см ( 1.6 )
где Е – энергия альфа-частиц, Мэв.
Пробеги альфа-частиц в воздухе составляют всего несколько сантиметров, а в мягкой биологической ткани- десятки микрон (порядка 0,01-0,05 мм). Таким образом, для защиты от альфа- излучения достаточен тончайший слой твердого вещества (фольга, лист бумаги, ткань и т.п.) или 2-10 см воздуха.
Рис. 1.2. Схемы энергетических спектров ионизирующих частиц:
а - дискретный (альфа- и гамма-излучение), б - непрерывный (бета-излучение)
Бета- излучение
Бета-излучение - излучение, состоящее из электронов или позитронов, которые возникают при бета-минус распаде, бета-плюс распаде и электронном захвате.
Бета-минус распад (β -распад) является наиболее распространенным видом распада, и в дальнейшем слово «минус» мы будем опускать, понимая под «бета-распадом» именно «бета-минус распад». Он представляет собой самопроизвольный распад ядер, сопровождающийся испусканием электрона.
Этот процесс сводится к тому, что нейтрон n в составе ядра претерпевает превращение, образуя протон р, электрон е- и антинейтрино υ:
Электрон е-, образованный в результате бета-распада, называется бета-частицей (точнее — бета-минус-частицей) и обозначается символом β-. Таким образом, бета-частица обладает элементарным отрицательным зарядом (-1) и примерно в 7000 раз легче альфа-частицы.
Радионуклид, претерпевающий бета-распад, называют бета-активным нуклидом. В результате бета-распада материнское ядро X, имеющее зарядовое число Z, и массовое число А, превращается в дочернее ядро У, имеющее зарядовое число Z+1 (число протонов увеличилось на один) и массовое число А (число нуклонов не изменилось), уравнение распада:
Аналогичной является запись:
Например, при бета-распаде стронция-90 образуется иттрий-90:
90 38Sr → 90 39Y + β + υ
При бета-распаде, как и при альфа-распаде, выделяется большое количество энергии, которое так же распределяется между образующимися частицами в соответствии с законом сохранения импульса. Однако в отличие от альфа-распада в этом случае образуются две частицы, поэтому бета-частицы одного и того же радионуклида в отличие от альфа-частиц могут обладать любой энергией от нуля до некоторого максимального значения. Другими словами, бета-излучение имеет непрерывный энергетический спектр – рис.1.2б. Для описания энергии бета-излучения используются две взаимозависимые величины - максимальная энергия бета-частиц – Е max и средняя энергия бета-частиц Еср .
Средняя энергия бета-частиц разных нуклидов обычно имеет значение от 0,1 до 1 МэВ, хотя встречаются радионуклиды как с более жестким, так и со значительно более мягким спектром – таблица 1.2.
Таблица № 1.2
Энергетические характеристики основных бета-активных нуклидов
Символ |
Название |
Период полураспада Т½ |
Дочерний нуклид |
Ср. и (max) энергия бета-частиц, МэВ |
Т |
Тритий |
12,3 года |
3 Не |
000,5 (0,018) |
14 С |
Углерод- 14 |
5700 лет |
14 N |
0,05 (0,16) |
90 Sr |
Стронций - 90 |
28 лет |
90 Y |
0,2 (0,5) |
90 Y |
Иттрий -90 |
64 часа |
90 Zr |
0,9 (2,2) |
131 I |
Иод - 131 |
8 сут. |
131 Xe |
0,18 (0,81) |
137 Cs |
Цезий -137 |
30 лет |
137 Ba |
0,2 (1,2) |
147 Pm |
Прометий -147 |
2,6 года |
147 Sm |
0,06 (0,23) |
Поскольку альфа-частица почти на четыре порядка тяжелее электрона, то она, взаимодействуя с электронами среды, практически не отклоняется от прямолинейной траектории. Бета-частица при таком взаимодействии сталкивается с «равными себе», и при этом она может многократно отклоняться от первоначального направления движения (говорят «рассеиваться»), в результате чего ее траектория представляет собой ломаную линию.
Проникающая способность бета-частиц характеризуется максимальной длиной пробега – R max — это минимальная толщина поглотителя, при которой полностью задерживаются бета-частицы данного радионуклида.
Таблица № 1.3.
Максимальный пробег бета-частиц в воздухе и некоторых веществах
Еmax, МэВ |
Воздух, м |
Вода, мм |
Алюминий, мм
|
Железо, мм |
Свинец, мм |
0,5 |
1,2 |
1,7 |
0,6 |
0,2 |
0,2 |
1 |
3 |
4,3 |
1,5 |
0,5 |
0,5 |
2 |
7 |
10 |
3,5 |
1,2 |
1,0 |
2,5 |
9 |
13 |
4,5 |
1,6 |
1,3 |
Бета-плюс распад (р+-распад) представляет собой вид радиоактивного распада, при котором протон р в составе ядра претерпевает превращение, образуя нейтрон n, позитрон е+ и нейтрино υ:
Позитрон - это античастица по отношению к электрону, то есть позитрон обладает такими же свойствами, как электрон, но противоположным зарядом (+1). Позитрон е+, образованный в результате бета-плюс-распада, называется бета-плюс частицей и обозначается символом β+.
Так как масса протона меньше массы нейтрона, то его превращение в нейтрон происходит не с выделением энергии, а, наоборот, с поглощением. Поэтому такое превращение возможно только внутри ядра, которое и предоставляет энергию. Из-за этих энергетических «трудностей» бета-плюс распад встречается редко. Для некоторых атомов возможен третий вид бета-распада - электронный захват. В этом случае один из протонов ядра превращается в нейтрон путем захвата электрона из внутренней электронной оболочки своего атома:
Гамма-излучение
Гамма-излучение - это электромагнитное излучение высокой энергии, которое образуется в результате перехода ядра из возбужденного состояния в менее возбужденное или основное (невозбужденное) состояние. В возбужденном состоянии ядро может оказаться в результате радиоактивного распада (альфа-распада или бета-распада). Данную ситуацию иллюстрирует схема распада, представленная на риc. 1.3.
При распаде материнского ядра X существует определенная вероятность образования дочернего ядра как в основном состоянии (обозначим его Y), так и в возбужденном состоянии (обозначим его Y*). Альфа- или бета-частицы, соответствующие переходу X → Y, будут иметь более высокую энергию, чем частицы, образующиеся при переходе X → Y*. Переход дочернего ядра из возбужденного в нормальное состояние Y* → Y сопровождается образованием гамма-кванта. То есть энергия возбужденного состояния ядра превращается в квант электромагнитного излучения (фотон), называемый «гамма-квант». Поток гамма-квантов - это гамма-излучение.
Представленная на рис.1.3 схема имеет простейший вид. Реальные радиоактивные распады радионуклидов могут приводить к образованию нескольких возбужденных состояний, отличающихся энергией. В результате гамма-излучение радионуклида состоит из гамма-квантов нескольких определенных энергий, образуя дискретный спектр гамма-излучения. Энергия гамма-квантов (положение пиков дискретного спектра) является однозначной характеристикой данного радионуклида.
Гамма-излучение имеет, по сравнению с альфа- и бета-излучением, значительно более высокую проникающую способность. Это обусловлено другой природой гамма-квантов, отсутствием заряда и массы покоя. Для описания проникающей способности в этом случае не применимы такие понятия, как «траектория» и «длина пробега», а говорят о «кратности ослабления» данным слоем материала и «слое половинного ослабления данного материала».
Наличие или отсутствие у конкретного радионуклида : гамма-излучения, его энергия и относительная интенсивность (так же, как и характеристики других видов излучения) приводятся в различных справочниках, например:
1. Моисеев А. А., Иванов В. И. Справочник по дозиметрии и радиационной гигиене. - 4-е изд., перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1990.
2. Схемы распада радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения: Публикация 38 МКРЗ. - М.: Энергоатомиздат, 1987.
Таблица № 1.4.
Характеристики некоторых гамма-излучателей
Символ |
Период полураспада Т½ |
Название |
Дочерний нуклид |
Энергия гамма-квантов, МэВ |
60 Со |
5,3 года |
Кобальт- 60 |
β-, 60 Ni |
1,25 |
137 Cs |
30 лет |
Цезий -137 |
β-, 137 Ba |
0,66 |
131 I |
8 сут |
Иод - 131 |
β-, 131 Xe |
0,37 |
Рис. 1.3. Энергетическая схема распада ядра с образованием
возбужденного состояния дочернего ядра
Вследствие радиоактивных распадов ядер образуются и другие виды электромагнитного и электронного излучения, связанные с перестройкой электронной оболочки атома. Их энергия и вклад малы по сравнению с основным излучением (альфа-, бета-, гамма-), но они играют важную роль при идентификации радионуклидов в научных (в том числе радиоэкологических) исследованиях. Механизмы образования этих видов излучения рассматриваются в рамках ядерной физики.
Нейтронное излучение
Нейтронное излучение является корпускулярным излучением, возникающим в процессе деления или синтеза ядер.
Нейтронное излучение, не имея электрического заряда легко проникают в ядра атомов облучаемого вещества. Достигая ядер атомов, нейтроны либо поглощаются ими, либо рассеиваются на них, теряя значительную часть энергии и скорость. Особенно большое количество энергии (до 50%) нейтроны теряют при столкновении с почти равными им по весу ядрами атомов элементов. Поэтому вещества, имеющие минимальное количество электронов вокруг ядра (вода, графит, азот), широко используются как для защиты от нейтронного излучения, так и для замедления движения нейтронов.
Нейтронный поток так же, как и гамма-излучение, обладает большой проникающей способностью через различные вещества и преграды, в том числе и через тело человека. При этом в результате облучения нейтронами атомных ядер химических элементов окружающей среды возникает наведенная радиация, когда последние сами становятся источниками ионизирующих излучений.