Форма контроля знаний студентов: экзамен 6 страница

Для характеристики поглощающих и защитных свойств различных материа­лов вводится понятие толщина слоя половинного ослабления γ - и нейтронного из­лучения (d _пол). d _пол – это толщина такого слоя материала, при прохождении через который интенсивность γ - и нейтронного излучения уменьшается в 2 раза. Значения d _полприводятся в справочниках, например d _пол для γ - и нейтронного излуче­ния соответственно: для стали – 3 см и 5 см; бетона – 10 см и 12 см; грунта – 14, 4 см и 12 см. На практике толщину защиты приближенно в инженерных расчетах определяют, используя зависимость между коэффициентом ослабления (К _осл) и слоем половинного ослабления (d _пол)

, (1)

где m=h/ d _пол – число слоев половинного ослабления;

h – толщина слоя защиты (защитного экрана, сооружения и т.п.).

Коэффициент ослабления (К_осл) – это величина, показывающая во сколько раз данная защита ослабляет γ - и поток нейтронного излучения. Он является важным па­раметром защитных сооружений. При наличии сложной защиты, состоящей из нескольких разнородных материалов, общий коэффициент ослабления равен про­изведению коэффициентов ослабления каждого материала.

(2)

где - коэффициенты ослабления для различных видов материалов.

Значения К _осл находят по специальным таблицам, приводимым в справочни­ках.

Воздействие радиоактивного заражения на персонал объекта экономики и население

Важнейшими дозиметрическими параметрами, характеризующими радиаци­онное воздействие ионизирующего излучения, а также критериями, определяю­щими меру его опасности для человека, являются доза и мощность дозы излучения (табл.8). Для характеристики степени, глубины и формы воздейст­вия излучений на облучаемое тело, зависящих, прежде всего, от величины погло­щенной им энергии, вводят понятие поглощенной дозы излучения (D _П). Она показывает среднюю энергию излучения, которая поглощается облучаемым объектом с единичной массой. За единицу измерения D _Ппринимается: в СИ - грей, 1Гр=1Дж/кг, внесистемная - рад. Соотношение между ними 1Гр=100 рад. Однако наиболее просто можно измерить дозу излучения по эффекту ионизации воздуха (т.е. по возникновению заряда в воздухе), который в практике и принимается в ка­честве эквивалентного вещества. Поэтому в практической дозиметрии для харак­теристики дозы по данному эффекту, оценки радиационной обстановки (РО) на местности, в помещениях, обусловленной внешним γ - или рентгеновским (фо­тонным) излучением, используют внесистемный параметр - понятие экспозиционной дозы облу­чения (D _ЭКС). Она характеризует ионизирующую способность излучения в воз­духе и имеет размерности: внесистемная единица – рентген (Р), а в системе СИ (табл.8) не применяется. Соотношение между поглощенной дозой в радах и экспозиционной дозой в рентгенах (табл.8): в воздухе – D _ЭКС (Р) = 0.873 D _П(рад) или D (рад) = 1, 14 D (P).

В практике принимают 1P = 0, 873 рад 1рад или 1рад=1, 14Р 1P, характеризуя сравнительно с небольшой ошибкой поражающее действие фотонного излучения в рентгенах; в живой ткани – D _ЭКС (Р) = 0, 93 D _П (рад) и 1P=0, 93рад 1рад. Зна­чение коэффициента 0, 873 или 1, 14 называют энергетическим эквива­лентом рентгена. Для характеристики биологического воздействия ионизи­рующих излучений на человека используют параметры эквивалентная до­за и эффективная доза.

Согласно «Нормам радиационной безопасности (НРБ-99)» даются следую­щие их определения.

Эквивалентная доза - поглощенная доза (D _П) в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения (W_R):

D _экв = D _п W_R, (3)

где D _п - поглощенная доза излучений в органе или ткани;

W_R - взвешивающий коэффициент для данного вида излучения (табл.9).

В системе СИ она измеряется в зивертах (Зв=Дж/кг), а внесистемная единица — бэр (биологический эквивалент рада).

Эффективная доза - это величина, используемая как мера риска воз­никновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности.

Эффективная доза представляет собой сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях (D _ЭКВ ) на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного органа или ткани (W _Т):

, (4)

где D _ЭКВ – эквивалентная доза в органе или ткани (Т);

W _T - взвешивающий коэффициент для органа или ткани (Т)

Единица измерения эффективной дозы в системе СИ - зиверт (Зв), а внесис­темная единица – бэр (табл.8). Значения W _Tпредставлены в табл.10 (согласно НРБ-99).

Важным фактором при воздействии ионизирующих излучений на живые ор­ганизмы является время облучения. Поглощенная, экспозиционная и эквивалент­ная дозы излучения, отнесенные к единице времени, называются соответственно мощностью поглощенной, экспозиционной и эквивалентной дозы. Их единицы измерения даны в табл. 8. В практической дозиметрии для оценки РЗ местности γ - излучением часто используют понятие уровень радиации. Под уровнем ра­диации понимают мощность экспозиционной дозы γ - излучения, измеренной на высоте 0, 7 - 1 м над зараженной поверхностью. Уровень радиации чаще всего из­меряют в Р/ч, мР/ч, мкР/ч.

Меру количества РВ (источник ионизирующих излучений), выраженную числом р/а превращений (распада) в единицу времени, называют активностью. Скорость распада РВ измеряется периодом полураспада (Т_1/2). Размерность актив­ности РВ принята: в СИ — Беккерель (Бк), внесистемная - кюри (Кu). Соотноше­ние между ними: 1Бк=1расп/с; 1 Кu=3, 7·10¹⁰ Бк или 1 Кu=2, 2·10¹²расп/мин. В дозиметрии при определении степени заражения больших площадей, поверхно­стей предметов, оборудования, воздуха радиоактивными веществами вводят по­нятия о поверхностной, объемной и удельной активностях источника (табл.8).

Активность РВ, отнесенная к единице объема или массы, называется соответственно объем­ной активностью (концентрацией) в Бк/м³, Ku/м³, Кu/л и удельной активностью (массовая) в Бк/кг, Ku/кг, а к единице поверхности - поверхностной активностью (плотность заражения или уровень загрязнения), выражается в Бк/км², Ku/км² (табл.8).

Таблица 8

Единицы измерения параметров ионизирующих излучений и радиоактивности

№ п/п	Параметры	Определяющая зависимость	Единицы измерения	Соотношение между единицами измерения
В системе СИ	Внесис­темные
	Поглощенная доза	D П = dE / dm	Гр; мГр; мкГр	рад; мрад; мкрад	1 Гр=1 Дж/кг 1 Гр=100рад 1мГр = 10-3Гр 1 мрад =10-3 рад
	Экспозиционная доза фотонного излуче­ния	D ЭКС = dq/dm	— (Кл/кг)	Р; мР, мкР	1Р=2, 58 10-4 Кл/кг 1 Кл/кг =3886 Р
	Эквивалентная доза	D ЭКВ Т =WrDn	Зв; мЗв; мкЗв	бэр; мбэр, мкбэр	1 Зв = 100 бэр 1 мЗв=0, 1 бэр (1 бэр = 10мЗв)
	Эффективная доза	D ЭФФТ = D экв Т WТ	Зв; мЗв, мкЗв	бэр; мбэр: мкбэр	1 Зв = 100 бэр 1 мЗв=0.1 бэр (1 бэр = 10мЗв)
	5Энергетический эквивалент рентгена		а) для воздуха 8, 73 мДж/кг 87, 3 эрг / г б) в живой ткани 93 эрг / г	а) для воздуха 1 Р=8, 73 мДж/кг или 1P = 0, 873 paд, 1Р=8, 73-103Гр= =0, 873 рад 1рад
	6 Мощность погло­щенной дозы излучения	P n =dD n /dt	Гр/с; Гр/ч, мГр/с	рад/с; мрад/с	1 Гр/ч= 100 рад/с
	7 Мощность экспози­ционной дозы излучения	P эксn =dD эксn /dt	— (А/кг)	Р/с; Р/ч; мР/ч; мкР/ч	1 А/кг=1 Кл/(кгс)
	8 Мощность эквива­лентной дозы излучения	P экв =dD экв /dt	Зв/с, мЗв/с	бэр/ с; бэр / ч; мбэр / с	1 Зв/с= 100 бэр/с
	Энергия излучения	E	Дж	эВ	1эВ=1, 6 10-19 Дж
	10Активность радио­нуклида	A=dn/dt	Бк	Кu	1 Бк = 1 расп/с 1Кu=3, 7 1010 Бк
	11Поверхностная ак­тивность, уровень загрязнения, плотность заражения	A=A/S	Бк/км2	Кu/км2
	12Объемная актив­ность (концентрация)	A УД =A/V	Бк/м3	Кu/м3
	13Удельная (массовая) активность источника	Am= A УД =A/m	Бк/кг	Кu/кг

Таблица 9

Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения
(при расчете эквивалентной дозы)

Виды излучения	Значения взвешивающего коэффициента WR
Фотоны (, рентгеновское излучение) любых энергий
Электроны и мюоны любых энергий
Нейтроны энергией Е 10 кэВ от 10 кэВ до 100 кэВ от 100 кэВ до 2МэВ от 2 МэВ до 20 МэВ более 20 МэВ
Протоны (кроме протонов отдачи), энергия Е 2
Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра

Таблица 10

Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов
(при расчете эффективной дозы)

В полевых условиях или в практике с помощью дозиметрических приборов степень радиоактивного заражения (РЗ) местности или поверхности оборудова­ния, предметов РВ ввиду простоты удобно определять соответственно измерени­ем уровня радиации или мощности экспозиционной дозы γ - излучения, имеющего­ся преимущественно на радиоактивном следе, а не уровнем загрязнения (плот­ность заражения), Кu /км².

Следует сказать, что радиоактивное заражение территорий после ЯВ и аварии на РОО в основном обусловлено γ -, β - излучениями, так как нейтронным излучением через небольшой промежуток времени можно пренебречь. Поэтому в практической дозиметрии:

1) в качестве параметров, характеризующих воздействие излучений на людей, используют:

─ при γ - излучении: экспозиционную дозу γ - излучения D _ЭКС, P;

─ при смешанном γ -, n - излучении: поглощенную дозу излучения D _П, рад или Гр.

Их измеряют с помощью группы приборов дозиметрического контроля – дозиметры.

2) для контроля степени РЗ местности по β - излучению используют параметр- уровень загрязнения А, Б_к, ;

3) для контроля степени РЗ по γ - излучению различных поверхностей применяют параметр – мощность экспозиционной дозы γ - излучения.

Мощность экспозиционной дозы γ - излучения измеряют с помощью группы приборов дозиметрического контроля – рентгенметры (измерители мощности дозы). Уровень загрязнения поверхностей измеряют с помощью радиометров.

В результате радиационного воздействия ионизирующих излучений на живой организм нарушаются нормальное течение биохимических процессов и обмен веществ в нем. Не каждый организм и орган человека одинаково реа­гирует на облучение. При этом также следует учесть радиолиз воды в организме человека (ее до 70%). Биохимический эффект в организме происходит как при внешнем, так и при внутреннем облучении, соответственно имеют место общее и местное облучения. При этом также различают однократные (до 4 суток) и много­кратные (более 4 суток) облучения. Для поддержания режима РБ на АС «Норма­ми по радиационной безопасности (НРБ 99)» установлены пре­делы доз. Так, предельно допустимая эффективная (ПДД_ЭФ) доза однократного внешнего облучения всего тела за год: для персонала - 2 бэр (20 мЗв) и населения - 0, 1 бэр (1 мЗв). При выполнении же аварийных работ на АС макси­мально накопленная доза (разовая) не должна превышать 10 бэр с разрешения территориальных органов Госсанэпиднадзора и 20 бэр – Госкомсанэпиднадзора (Ростехатомнадзор с 2004 г.) РФ (табл.11).

В период нормального функционирования АС и др. РОО с целью профилак­тики и контроля защиты населения, территории и окружающей среды (ОС) от их вредного воздействия определены НРБ-99 две зоны безопасности — санитарно-защитная зона (СЗЗ) и зона наблюдения.

Санитарно-защитная зона – территория вокруг АС, на которой уровень облучения людей в условиях нормальной эксплуатации данного источника может превысить установленный предел дозы облучения населения (табл.11).

Зона наблюдения – территория за пределами СЗЗ, на которой проводится радиационный контроль.

Для характеристики и информирования населения об аварии на АЭС МАГА­ТЭ была разработана и внедрена в странах мира, СНГ международная шкала тяжести событий на АЭС [16]. Эта 7-балльная шкала МАГАТЭ (табл.14) со­держит 7 уровней (классов).

Таблица 11

Основные пределы доз (согласно НРБ-99)

Первые три уровня называют происшествиями (инцидентами), а последние четыре уровня – авариями. При этом значительную опасность для здоровья персо­нала, населения и ОПС представляют лишь события, отнесенные к 4, 5, 6, 7-му уров­ням. Например, катастрофа на ЧАЭС относится к 7-му уровню; авария на АЭС " Три-Майл-Айленд" - к 5-му уровню; подавляющее большинство аварий на АЭС, о которых сообщалось в прессе, относится к 1, 2-му уровням шкалы; авария на Смоленской АЭС и Ленинградской АЭС (24 марта 1992 г.) - 3 уровень шкалы со­бытий (табл.14), а аварию на Ново-Воронежской АЭС (3 ноября 2004 г.) – 0 уровень.

Последствия аварий (катастроф) на АС с выбросом РВ в атмосферу обуслов­лены поражающими факторами - радиационное воздействие и радиоактивное за­ражение. При этом они оцениваются также масштабом, степенью РЗ и составом радионуклидов в выбросе РВ

К наиболее тяжелым авариям, сопровождающимся взрывом и пожаром, от­носятся аварии на ЧАЭС и ПО «Маяк». На ПО «Маяк» произошел тепловой взрыв в хранилище радионуклидов. Территория, на которой отмечен выброс на высоту до 1 км , составила 1500 км² и уровень загрязнения достиг 15 Кu /км². Вследствие чего с/х угодья на площади 106000 га были выведены из использова­ния на значительный срок, и существенному радиоактивному заражению подвер­глась территория 20000 км².

Катастрофа на ЧАЭС является наиболее опасной по мас­штабам последствий: связана с тепловым взрывом реактора типа РБМК, пожаром и выбросом при этом на высоту до 7 км в атмосферу РВ с р/а заражением на дли­тельный период территории более 100000 км². Так, уровень загрязнения местно­сти внутри зоны расположения АЭС с радиусом до 30 км на площади СНГ 3100 км² достиг значения более 40 Ku/км² по цезию-137 ( лет) и стронцию-90 ( лет). В атмосферу произошел выброс продуктов, образо­ванных в процессе работы ядерного реактора - осколки деления, газообразные продукты деления (ГПД) - , часть горючего из разрушенных твэлов, куски р/а графита, сумма активных аэрозолей и газов. РЗ местности в слу­чае аварии на ЧАЭС существенно отличается от РЗ при ЯВ по конфигурации сле­да, масштабам, степени, дисперсному составу РВ, а также своему поражающему действию. Это обусловлено в основном динамикой и изотопным составом р/а вы­бросов, а также изменением метеорологических условий в этот период.

Характеристика зон радиоактивного заражения при аварии на АЭС.

Для характеристики РЗ территории, оценки радиационной обстановки и определения мер РБ при ликвидации последствий при гипотетической, запроектной и др. авариях на АС условно на местности, подобно ядерному взрыву, выделяют зоны радиоактивного заражения (загрязнения), которые на картах изображают в виде эллипсов (рис. 10): умеренного (зона А), сильного (зона Б), опасного (зона В), чрезвычайно опасного (зона Г) и зона радиационной опасности (зона М). При этом, внешние границы зон PЗ принято характеризовать параметрами: поглощенная доза излучения за 1-ый год; мощность поглощенной дозы излучения за 1 час после аварии, катастрофы. Значения этих радиационных характеристик зон РЗ приведены на рис.10, табл.12, и отличаются от зон РЗ при ядерном взрыве. Данные зоны РЗ и их характеристики используются при оценке радиационной обстановки методом прогнозирования.

Таблица 12

Характеристики зон радиоактивного заражения(РЗ)местности при аварии на АЭС

Поражающее действие на незащищенных людей в условиях аварии на ЧАЭС обусловлено: внутренним облучением в результате поступления через органы дыхания в организм человека радионуклидов ГПД, особенно ; внешним облучением РВ из р/а облака за время его прохождения, а также от РЗ местности и объектов на следе облака. В первоначальный период после аварии на ЧАЭС наибольший вклад в общую р/а обстановку внесли короткоживущие изотопы, которые распались в течение примерно 5-6 месяцев после аварии. В последующем (примерно через 10 лет) спад активности определяется долгоживущими нуклидами цезий-137 и стронций-90, который β - активен и поэтому опасности для внешнего облучения людей практически не представляет.

Цезий-137 является β -и γ - активным, энергия γ - излучения составляет Е=0, 7МэВ.

Изменение (или спад) уров­ня радиации Р_t в момент времени t РЗ местности применительно к ЧАЭСможно охарактеризовать зависимостью:

или , (3)

где P ₀ - уровень радиации в момент времени t после аварии;

P ₁ - уровень радиации в момент t ₀=1 ч после аварии;

n =0, 4 - показатель степени, характеризующий величину спада уровня радиации во времени и зависящий от изотопного состава радионуклидов в выбросе и, следовательно, для других типов реакторов, например, для водяного он будет иметь другое значение.

Доза излучения с учетом К_осл :

(4)

Тогда при n =0, 4 и с учетом коэффициента ослабления:

(5)

Используя зависимость (3), нетрудно показать, что спад уровня радиации (рис.11) вследствие γ - и β - распада РВ применительно к ЧАЭС за 7-кратный промежуток времени уменьшается в 2 раза (7^{0, 4}=2). Если уровень радиации на t = 1 ч принять за P₁=100Р/ч (100%), то при t = 7 ч P₁ =50 Р/ч (50%), при t =49ч P₁= 25Р/ч (25%), при t =343 ч P₁=12, 5 Р/ч (12, 5%) и т.д.

Следует сказать, что время суммарного воздействия основной массы РВ ава­рийного выброса до их полного распада, с ориентацией на цезий-134 (T_1/2 = = 2, 3 года), составит примерно 10 лет, а затем оно будет определяться наиболее долгоживущим γ - активным до 30 лет.

Рис. 10. Зоны радиоактивного заражения при запроектной и гипотетической аварии на атомных станциях

Таблица 13

Характеристики зон радиоактивного заражения (РЗ) местности при аварии на АЭС.

НБР-99 устанавливает также и критерии вмешательства (меры защиты) на радиоактивно за­грязненных территориях. Так, при величине годовой эффективной дозы более 1мЗв (0, 1 бэр) загрязненные территории по характеру необходимого контроля обстановки и защитных мероприятий подразделяются на четыре зоны (на восстано­вительной стадии радиационной аварии):

1. Зона радиационного контроля (РК) – от 1 мЗв (0, 1 бэр) до 5 мЗв (0, 5 бэр). В этой зоне, помимо мониторинга РК объектов окружающей среды, с/х про­дукции и доз внешнего и внутреннего облучения критических групп населения, осуществляются меры по снижению доз на основе принципа оптимизации и другие необходимые активные меры защиты населения.

2. Зона ограниченного проживания населения – от 5 мЗв (0, 5 бэр) до 20 мЗв (2 бэр). В этой зоне осуществляются те же меры мониторинга и защиты населения, что и в зоне РК. Добровольный въезд на указанную территорию для постоянного проживания не ограничивается. Лицам, въезжающим на указанную терри­торию для постоянного проживания, разъясняется риск ущерба здоровью, обусловленный воздействием радиации.

3. Зона отселения – от 20 мЗв (2 бэр) до 50 мЗв (5 бэр). Въезд на указанную территорию для постоянною проживания не разрешен. В этой зоне запрещается проживание лиц репродуктивного возраста и детей.

Таблица 14

Международная шкала тяжести событий на АС