Трефилов В. (ред.) Методы и средства защиты человека от опасных и вредных производственных факторов

Подождите немного. Документ загружается.

зуют следующие искусственные радиоактивные изотопы: цезий-137, кобальт-

60, иридий-192, европий-152, европий-154, европий-155, селен-75, тулий-170,

самарий-145, церий-144. Выбор источника излучения зависит от толщины и ма-

териала просвечиваемого объекта. Наиболее широко в промышленной гамма-

дефектоскопии применяют радиоизотоп иридий-192.

Гамма-дефектоскопия может осуществляться направленным (конусным)

пучком излучения при просвечивании сплошных деталей и путем панорамного

просвечивания, когда источник излучения помещается внутри полой детали или

между несколькими деталями.

Для просвечивания изделий гамма-излучением применяют стационарные,

передвижные и переносные гамма-дефектоскопы, содержащие защитное уст-

ройство с источником гамма-излучения, систему управления выпуском и пере-

крытием пучка излучения, систему сигнализации о положении источника, сис-

тему блокировки, предотвращающую возможность облучения персонала, и

средства ориентации пучка излучения относительно контролируемого объекта.

13.3 Проникающая радиация

Проникающая радиация представляет собой гамма-излучение и поток

нейтронов, испускаемых в окружающую среду из зоны ядерного взрыва и при

различных аспектах использования атомной энергетики.

Кроме гамма-излучения и потока нейтронов выделяются ионизирующие

излучения в виде альфа- и бета-частиц, имеющих малую длину свободного

пробега, вследствие чего их воздействием на людей и материалы пренебрегают.

Источником проникающей радиации является ядерная реакция и радиоак-

тивный распад продуктов ядерного взрыва. Время действия поникающей ра-

диации 10-15 секунд с момента взрыва.

Основные параметры, характеризующие ионизирующие излучения, - доза

и мощность дозы излучения, поток и плотность потока частиц.

13.3.1 Доза облучения. Уровень радиации (мощность дозы)

Наиболее опасным из ионизирующих излучений является γ-излучение.

Для характеристики поля радиации, созданного каким-либо источником γ-

лучей, и оценки опасности нахождения в этом поле введено понятие, доза γ-

излучения (доза излучения, или экспозиционная доза γ-излучения). Экспозици-

онная доза количественно характеризует ионизацию, которую поток гамма-

лучей может произвести в воздушном объеме.

Процесс ионизации состоит в «выбивании» электронов из электронной

оболочки атомов. Вследствие этого нейтральные в электрическом отношении

атомы превращаются в разноименно заряженные частицы – ионы.

Доза γ-излучения измеряется количеством энергии, поглощенной 1 см

сухого воздуха при нормальных условиях. Единицей дозы является рентген.

1рентген — это доза рентгеновского или γ -излучения в воздухе, при которой в

1 см

сухого воздуха при температуре 0°С и давлении 760 мм рт. ст. образуется

2,08 • 10

пар ионов. Величина дозы измеряется непосредственно дозиметриче-

258

скими приборами по ионизации воздуха. Уровень радиации (мощность дозы) γ-

излучения Р определяется дозой излучения D за единицу времени

P =

Единицами, уровня радиации γ-излучения служат р/сек, р/ч, мр/ч. Величина

мощности дозы зависит от активности и размеров источника, энергии γ-

фотонов и расстояния от источника γ-излучения.

13.3.2 Поглощенная доза

Нахождение живого организма в поле радиации приводит к его пораже-

нию. Степень поражения зависит от дозы облучения. Однако поражающее дей-

ствие γ-лучей, как и любого другого вида ионизирующего излучения, определя-

ется количеством энергии, поглощенной биологической тканью. Для оценки

этой величины введено понятие поглощенная доза, которое применимо для лю-

бого вида ионизирующего излучения.

Поглощенная доза измеряется количеством энергии любого вида ионизи-

рующего излучения (α-, β-, γ- или нейтронного излучения), поглощенной 1 кг

вещества.

Поглощенная доза ионизирующего излучения (доза излучения) D - отно-

шение средней энергии dw, переданной ионизирующим излучением веществу в

элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:

D =

Размерность и единица поглощенной дозы ионизирующего излучения:

[D] = 1Дж/кг = 1 Гр. Грей равен поглощенной дозе ионизирующего излучения,

при которой веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующего излуче-

ния 1 Дж. Предпочтительные единицы: нГр, мкГр, мГр, кГр, МГр.

13.3.3 Эквивалентная доза ионизирующего излучения

При одинаковой поглощенной дозе различных видов излучений (α-, β-, γ-,

нейтронное излучение) биологический эффект оказывается разным. Это связано

с различием в линейной плотности ионизации (число ионизированных атомов

на единице пути частицы), т.е. с различием в ионизирующей способности час-

тиц.

Эквивалентная доза ионизирующего излучения (эквивалентная доза) Н –

произведение поглощенной дозы D на средний коэффициент качества К иони-

зирующего излучения в данном элементе объема биологической ткани стан-

дартного состава:

⋅= .

В качестве биологической ткани стандартного состава принимается со-

став, рекомендованный МКРЕ (Международная комиссия по радиологическим

единицам и измерениям): О - 76,2%, С – 11,1%, Н – 10,1%, N – 2,6%.

Если учесть, что коэффициент К величина безразмерная, то размерность

Н совпадает с размерностью поглощенной дозы D: [Н] = 1 Зв (Зиверт). Зиверт

равен эквивалентной дозе, при которой произведение поглощенной дозы в био-

259

логической ткани стандартного состава на средний коэффициент качества равно

1 Дж/кг.

Численные значения коэффициента качества К для некоторых видов из-

лучений приведены в табл. 13.1.

Таблица 13.1

Вид излучения Коэффициент качества, К

α-Излучение 10

β-Излучение 1

γ-Излучение 1

Нейтроны быстрые 10

Нейтроны тепловые 3

Эквивалентная доза ионизирующего излучения является основной вели-

чиной, определяющей уровень радиационной опасности при облучении челове-

ка в малых дозах. Предпочтительной единицей эквивалентной дозы является

миллизиверт (мЗв). Допускается использование единицы микрозиверт (мкЗв).

Мощность эквивалентной дозы ионизирующего излучения

– отноше-

ние приращения dH эквивалентной дозы за интервал времени dt к этому интер-

валу времени

H =

Размерность и единица мощности эквивалентной дозы ионизирующего

излучения: [

] = 1 Зв/с. Зиверт в секунду равен мощности эквивалентной дозы,

при которой за 1 с создается эквивалентная доза 1 Зв.

Время пребывания человека в поле излучения при низких уровнях иони-

зирующего излучения измеряется, как правило, часами (шестичасовой рабочий

день, 36-часовая рабочая неделя).

Поэтому предпочтительной единицей для мощности эквивалентной дозы

должен быть микрозиверт в час (мкЗв/ч) вне зависимости от размера величины.

Допустимая среднегодовая мощность эквивалентной дозы при облучении всего

тела работающих равна 28 мкЗв/ч при 36-часовой рабочей неделе.

13.3.4 Нейтронное излучение

Нейтронным излучением называют поток нейтронов. Нейтрон — ней-

тральная частица, входящая в состав атомного ядра. В свободном состоянии

нейтрон нестабилен. Среднее время жизни частицы ∼ 1000 сек. Нейтрон распа-

дается, превращаясь в протон, электрон и нейтрино

n → ρ + e

–

+ ν.

Период полураспада для потока нейтронов около 14 мин.

Нейтроны обладают большой проникающей способностью, поэтому ней-

тронное излучение не менее опасно, чем γ-излучение. Биологическое действие

потока нейтронов в зависимости от их энергии в 3—10 раз превышает действие

γ -излучения (при одинаковой поглощенной дозе).

Источником нейтронов является атомное ядро. Нейтроны из этого источ-

ника получают в результате различных ядерных реакций.

260

Прохождение нейтронов сквозь вещество сопровождается процессами,

которые приводят к ослаблению нейтронного потока, а в случае биологической

ткани — ее поражению. Поскольку нейтроны не имеют электрического заряда,

они взаимодействуют не с электронами электронной оболочки, а с ядрами ато-

мов. Характер этого взаимодействия определяется энергией нейтрона. В зави-

симости от энергий нейтроны принято делить на группы:

• быстрые нейтроны — 15 – 0,5 Мэв;

• промежуточные — 0,5 Мэв—100 эв;

• медленные — 100— 1 эв;

• тепловые — 0,2 — 0,025 эв.

Процесс ионизации атомов нейтронами отличен от процесса ионизации гамма-

лучами.

Поток нейтронов измеряется числом нейтронов, приходящихся на квад-

ратный метр поверхности – нейтрон/м

. Плотность потока - нейтрон/(м

• с).

Распространяясь в среде, гамма-излучение и нейтроны ионизируют ее

атомы и изменяют физическую структуру веществ. При ионизации атомы и мо-

лекулы клеток живой ткани за счет нарушения химических связей и распада

жизненно важных веществ погибают или теряют способность к дальнейшей

жизнедеятельности.

13.3.5 Поражение людей проникающей радиацией

При воздействии проникающей радиации у людей может возникнуть лу-

чевая болезнь. Степень поражения зависит от экспозиционной дозы излучения,

времени, в течение которого эта доза получена, площади облучения тела, обще-

го состояния организма. Экспозиционная доза излучения до 50—80 Р, по-

лученная за первые четверо суток, не вызывает поражения и потери трудо-

способности у людей, за исключением некоторых изменений крови. Экс-

позиционная доза в 200—300 Р, полученная за короткий промежуток времени

(до четырех суток), может вызвать у людей средние радиационные поражения,

но такая же доза, полученная в течение нескольких месяцев, не вызывает забо-

левания. Здоровый организм человека способен за это время частично выраба-

тывать новые клетки взамен погибших при облучении.

При установлении допустимых доз излучения учитывают, что облучение

может быть однократным или многократным. Однократным считается об-

лучение, полученное за первые четверо суток. Облучение, полученное за время,

превышающее четверо суток, является многократным. При однократном облу-

чении организма человека в зависимости от полученной экспозиционной дозы

различают четыре степени лучевой болезни.

Лучевая болезнь первой (легкой) степени возникает при общей экспози-

ционной дозе излучения 100—200 Р. Лучевая болезнь второй (средней) степени

возникает при общей экспозиционной дозе излучения 200—400 Р. Лучевая бо-

лезнь третьей (тяжелой) степени возникает при общей экспозиционной дозе

400—600 Р.

261

13.3.6 Принципы защиты от проникающей радиации

Ранее указывалось, что γ-излучение, как ни высока его проникающая спо-

собность, заметно обособляется даже в воздухе. В веществах же более плотных

γ-излучение ослабляется еще сильнее. Происходит это потому, что чем больше

плотность вещества, тем больше в единице объема атомов и тем больше коли-

чество раз взаимодействует с ним γ-излучение. Следовательно, на одном и том

же отрезке пути γ-излучение в более плотном веществе потеряет больше энер-

гии, чем в менее плотном, а потеря энергии означает уменьшение дозы γ-

излучения.

оγ

Рис. 13.1. Ослабление γ-излучения толщей материала.

На границе А-А доза радиации окажется равной Д

оγ

/2. Если преграда дос-

таточно толстая и в ней умещается несколько слоев толщиной d

, то на границе

Б-Б доза радиации будет вдвое меньше, чем на границе А-А, или вчетверо

меньше Д

оγ

. В общем виде ослабление дозы γ-излучения преградой толщиной

пропорционально

. Отсюда доза за преградой выражается зависимостью

где d

- слой половинного ослабления.

Толщина слоя половинного ослабления:

− свинец – 2 см;

− сталь – 3 см;

− бетон – 10 см;

− грунт – 14 см;

− дерево – 30 см.

Степень ослабления проникающей радиации (γ-излучения, нейтронов)

защитной преградой характеризуется коэффициентом ослабления дозы (К), т.е.

262

величиной, которая показывает во сколько раз данная защита ослабляет дозу γ-

излучения, нейтронов

пол

К ==

где Д

– доза γ-излучения при отсутствии защиты;

Д – доза γ-излучения при наличии защиты;

h – толщина (высота) слоя материала, см;

пол

– толщина слоя материала, ослабляющего излучение в два раза, см.

Аналогичное выражение может быть записано и для коэффициента ос-

лабления мощности дозы

пол

К ==

где Р

– уровень радиации (мощности дозы) при отсутствии защиты;

Р – мощность дозы при наличии защиты.

При наличии сложной защиты, состоящей из нескольких различных мате-

риалов, общий коэффициент ослабления дозы γ-излучения (К

осл

) равен произве-

дению коэффициентов ослабления каждым из материалов

осл

= К

• К

• …• К

Для расчетов толщины защиты от γ-излучения значение Д принимается

равным предельно допустимой дозе, а Д

– задается или вычисляется в зависи-

мости от конкретных условий.

13.4 Электромагнитный импульс

Электромагнитный импульс – это электрические и магнитные поля, воз-

никающие в результате воздействия γ-излучений на атомы окружающей среды и

образования потока электронов и положительно заряженных ионов.

Причины возникновения электромагнитного импульса:

− γ-излучение;

− переменное электрическое поле, создаваемое потоком электронов (β-

частиц);

− искажение магнитного поля Земли за счет светящейся области.

При взаимодействии γ-квантов с атомами среды последним сообщается

импульс энергии, небольшая доля которой тратится на ионизацию атома, а ос-

новная – на сообщение поступательного движения электронам и ионам, образо-

вавшимся в результате ионизации.

Первичные (быстрые) электроны движутся в радиальном направлении от

центра взрыва и образуют радиальные электрические токи и поля, быстро на-

растающие во времени. Обладая большой энергией, быстрые электроны произ-

водят дальнейшую ионизацию среды. Каждый быстрый электрон способен об-

разовать до 3•10

вторичных (медленных) электронов и положительных ионов.

Под действием электрического поля, созданного первичными электрона-

ми и ионами, вторичные электроны начинают двигаться к центру взрыва, т.е.

противоположно направлению движения быстрых электронов, и вместе со вто-

ричными положительными ионами создают электрические поля и токи, компен-

263

сирующие первоначальные электрические поля и токи. Поскольку скорость

движения вторичных электронов намного меньше скорости первичных элек-

тронов, процесс компенсации первичных электрических полей и токов длится

значительно дольше, чем процесс их возникновения. В результате указанных

процессов в воздухе возникают кратковременные результирующие электриче-

ские и магнитные поля, которые и представляют собой электромагнитный им-

пульс ядерного взрыва (ЭМИ).

Процессы взаимодействия γ-квантов, нейтронов и быстрых электронов со

средой совершаются не по всем направлениям одинаково: всегда существуют

направления, по которым они идут менее энергично или охватывают меньший

объем пространства. Это различие может проистекать из-за несимметричности

конструкции ядерного боеприпаса, неоднородной плотности воздуха в окру-

жающем ядерный боеприпас пространстве, наличия поверхности земли на пути

распространения γ-лучей и нейтронов, влияния на направление движения элек-

тронов электрического и магнитного полей Земли и т.д. Вследствие этих причин

электромагнитные поля теряют свою сферическую симметрию и приобретают

определенную направленность.

13.4.1 Основные параметры ЭМИ

Основными параметрами ЭМИ, определяющими его поражающее дейст-

вие, являются: характер изменения напряженности электрического и магнитно-

го полей во времени (форма импульса); величина максимальной напряженности

поля (амплитуда импульса).

102

−

⋅

104

−

⋅

106

−

⋅

108

−

⋅

с,

1010

−−

−

1,0

0,5

()

max

Рис.13.2

На рисунке 13.2 показана форма импульса, где на оси ординат дано отно-

шение напряженности электрического поля для определенного времени после

взрыва к максимальному импульсу, на оси абсцисс — время, прошедшее после

взрыва.

264

Пиковая (максимальная) амплитуда ЭМИ образуется за очень короткий

промежуток времени (10-20нс), а общая продолжительность импульса состав-

ляет несколько миллисекунд (мс).

Мощность ЭМИ измеряется в мегаэлектронвольтах (МЭВ). Электрон

вольт (ЭВ) – это работа совершаемая электрическим полем при перемещении

электрона между двумя точками с разностью потенциалов в 1 Вольт.

1 ЭВ=1,6•10

-19

Дж. 1 МЭВ=1•10

ЭВ.

Поскольку амплитуда ЭМИ быстро уменьшается с увеличением расстоя-

ния, его поражающее действие – несколько километров от центра взрыва. ЭМИ

вызывает повреждения радиоэлектронной аппаратуры и связи. Защитой от

ЭМИ служат специальные автоматические устройства, подобные применяемым

для защиты от грозовых разрядов. ЭМИ непосредственного действия на чело-

века не оказывает.

13.5 Радиоактивное заражение

Радиоактивное заражение возникает в результате выпадения радиоак-

тивных веществ (РВ) на местность. Радиоактивному заражению может подвер-

гаться не только район, прилежащий к месту взрыва, но и местность, удаленная

от него на многие десятки и даже сотни километров. Радиоактивные вещества

оказывают поражающее действие на людей путем внешнего облучения и при

попадании на кожу или внутрь организма (через органы дыхания, желудочно-

кишечный тракт, раны).

На следе радиоактивного облака поражающим действием обладают:

гамма-излучения, вызывающие общее внешнее облучение;

бета-частицы, вызывающие при внешнем воздействии радиационное по-

ражение кожи, а при попадании бета-частиц внутрь организма – поражение

внутренних органов;

альфа-частицы, представляющие опасность при попадании внутрь орга-

низма.

Поражение, возникшее от внешнего облучения и от попадания радиоак-

тивных веществ внутрь организма, вызывает лучевую болезнь, а при попадании

этих веществ на открытые участки тела появляются местные поражения участ-

ков кожи.

Поражение людей на местности, зараженной радиоактивными вещества-

ми, может происходить в течение длительного времени.

Весьма важной особенностью радиоактивных веществ является то, что

они не имеют ни цвета, ни запаха, ни вкуса и могут быть обнаружены лишь при

помощи дозиметрических приборов.

Основным источником радиоактивного заражения при ядерных взрывах

являются:

1) Радиоактивные продукты ядерной реакции – осколки деления ядер

урана или плутония. Осколки деления представляют собой сложную и непре-

рывно меняющуюся по составу вследствие радиоактивного распада смесь ра-

диоактивных веществ, которая включает около 200 изотопов 35 химических

265

элементов. Распад осколков сопровождается испусканием β- и γ-излучения. Пе-

риоды полураспада различных изотопов колеблются в очень широких пределах

– от долей секунды до многих лет. Общая активность осколков деления с тече-

нием времени уменьшается.

2) Наведенная активность, возникающая в результате воздействия потока

нейтронов ядерного взрыва на некоторые химические элементы, входящие в со-

став грунта (натрий, кремний и др.). Распад этих изотопов сопровождается γ-

излучением, как правило, они и β – активны.

3) Активность частиц неразделившегося (не участвующего в реакции де-

ления) ядерного горючего и выпавшего на землю.

13.6 Методы и средства защиты от ионизирующих

излучений

Методы и средства защиты от ионизирующих излучений включают в се-

бя:

Защита по мощности φ - снижение мощности воздействия путем экра-

нирования источника излучения; использование средств индивидуальной защи-

ты.

Защита расстоянием ρ - увеличение расстояния между оператором и ис-

точником; дистанционное управление; использование манипуляторов и робо-

тов; полная автоматизация технологического процесса.

Защита по времени τ - сокращение продолжительности работы в поле

излучения.

Необходим постоянный контроль за уровнем излучения и за дозами облу-

чения персонала. Защита от внутреннего облучения заключается в устранении

непосредственного контакта работающих с радиоактивными веществами и пре-

дотвращение попадания их в воздух рабочей зоны.

Необходимо руководствоваться нормами радиационной безопасности, в

которых приведены категории облучаемых лиц, дозовые пределы и мероприя-

тия по защите, и санитарными правилами, которые регламентируют размеще-

ние помещений и установок, место работ, порядок получения, учета и хранения

источников излучения, требования к вентиляции, пыле газоочистке, обезврежи-

ванию радиоактивных отходов и др.

Допустимые уровни облучения людей при различных аспектах использо-

вания атомной энергетики регламентированы Законом РФ «О радиационной

безопасности населения», Нормами радиационной безопасности (НРБ-99) и Са-

нитарными правилами (СП 2.6.1.752-99).

266

13.7 Федеральный закон

«О радиационной безопасности населения»

Настоящий Федеральный закон определяет правовые основы обеспечения

радиационной безопасности населения в целях охраны его здоровья.

В целях настоящего Федерального закона применяются следующие ос-

новные понятия:

радиационная безопасность населения (далее - радиационная безопас-

ность) - состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от

вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения;

ионизирующее излучение - излучение, которое создается при радиоак-

тивном распаде, ядерных превращениях, торможении заряженных частиц в ве-

ществе и образует при взаимодействии со средой ионы разных знаков;

естественный радиационный фон - доза излучения, создаваемая косми-

ческим излучением и излучением природных радионуклидов, естественно рас-

пределенных в земле, воде, воздухе, других элементах биосферы, пищевых

продуктах и организме человека;

техногенно измененный радиационный фон - естественный радиацион-

ный фон, измененный в результате деятельности человека;

эффективная доза - величина воздействия ионизирующего излучения,

используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облуче-

ния организма человека и отдельных его органов с учетом их радиочувстви-

тельности;

санитарно-защитная зона - территория вокруг источника ионизирую-

щего излучения, на который уровень облучения людей в условиях нормальной

эксплуатации данного источника может превысить установленный предел дозы

облучения для населения. В санитарно-защитной зоне запрещается постоянное

и временное проживание людей, вводится режим ограничения хозяйственной

деятельности и проводится радиационный контроль;

зона наблюдения - территория за пределами санитарно-защитной зоны,

на которой проводится радиационный контроль;

работник - физическое лицо, которое постоянно или временно работает

непосредственно с источниками ионизирующих излучений;

радиационная авария - потеря управления источником ионизирующего

излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными дейст-

виями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами,

которые могли привести или привели к облучению людей выше установленных

норм или к радиоактивному загрязнению окружающей среды.

Правовое регулирование в области обеспечения радиационной безо-

пасности

1. Правовое регулирование в области обеспечения радиационной безопас-

ности осуществляется настоящим Федеральным законом и иными нормативны-

ми правовыми актами Российской Федерации, а также законами и иными нор-

мативными правовыми актами субъектов Российской Федерации.

267