Конспект лекционных занятий

Некоммерческое акционерное общество

АЛМАТИНСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ ЭНЕРГЕТИКИ И СВЯЗИ

Кафедра охраны труда и окружающей среды

  

 

 ОСНОВЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

Конспект лекций

для студентов специальности

5В073100–Безопасность жизнедеятельности и защита окружающей среды 

 

 

Алматы 2013 

СОСТАВИТЕЛЬ: Н.Г. Приходько. Основы радиационной безопасности. Конспект лекций для студентов специальности 5В073100 - Безопасность  жизнедеятельности и защита окружающей среды. Алматы: АУЭС, 2013. – 38 с.

 

Конспект лекций содержит материал в соответствии с программой курса и позволит студентам изучить основное его содержание в кратком изложение.

Конспект лекций предназначен для студентов-бакалавров  всех форм обучения.

Ил. 2, библиогр.  – 11 назв. 

 

Рецензент: доцент Башкиров М.В.

 

Печатается по плану издания некоммерческого акционерного общества «Алматинский университет энергетики и связи» на 2013 г.

  

              © Приходько Н.Г., 2013 г.

              © НАО «Алматинский университет энергетики и связи», 2013 г.

 

Содержание

 

Лекция 1. Введение в дисциплину «Основы радиационной безопасности»      4

Лекция 2. Общие понятия о радиоактивности                                                       8

Лекция 3. Источники радиоактивного загрязнения окружающей среды          13                

Лекция 4. Взаимодействие радиоактивных излучений с биологическими объектами                                                                                                                 17

Лекция 5. Методы и приборы радиационного контроля                                     21

Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений                                                  25

Лекция 7. Обеспечение радиационной безопасности при работах с

источниками ионизирующих излучений                                                                             29

Лекция 8. Правовые аспекты радиационной безопасности                                 34

Список литературы                                                                                                  37

 

Лекция 1. Введение в дисциплину «Основы радиационной безопасности»

 

План

1. Цель, задачи дисциплины  «Основы радиационной безопасности».

2. Состояние окружающей среды в Казахстане с точки зрения радиационной безопасности.

 

Радиационная безопасность – научно практическая дисциплина, возникшая с момента создания атомной промышленности, которая решает комплекс теоретических и практических задач, связанных с уменьшением возможности возникновения аварийных ситуаций и несчастных случаев на радиационноопасных объектах. Целью и задачей дисциплины «Основы радиационной безопасности»  является подготовка специалиста, владеющего теоретическими и практическими знаниями по вопросам радиационной безопасности, обеспечения безопасной работы с источниками ионизирующего излучения, их дозиметрии и контроля, знающего методы обеспечения радиационной безопасности и организации дозиметрического контроля на предприятиях, использующих радиоактивные вещества и источники ионизирующих излучений. 

 Радиоактивность следует рассматривать как неотъемлемую часть нашей жизни, но без знания закономерностей процессов, связанных с радиационным излучением, невозможно реально оценить ситуацию. Особую опасность представляют последствия радиоактивного загрязнения почвенного покрова, существенно нарушающие экологическое и санитарно-эпидемиологическое состояние территории Казахстана, его сельскохозяйственных угодий. Загрязнение почв радионуклидами происходит как в местах добычи, хранения и переработки редкоземельных руд, захоронения радиоактивных отходов, так и на нефтепромыслах. На территории республики находятся десятки урановых рудников. Эксплуатация редкоземельных месторождений сопровождается загрязнением почв в радиусе сотен километров, оказывая огромное негативное влияние на окружающую среду.

Республика Казахстан является ведущим государством по запасам природного урана: по данным МАГАТЭ около 19 % от всех разведанных мировых запасов сосредоточено в её недрах. В Казахстане в настоящее время для добычи урана применяется метод подземного выщелачивания: это разработка рудных месторождений полезных ископаемых на месте залегания путем избирательного перевода в жидкую фазу твердых полезных компонентов, содержащихся в рудных телах, (см. рисунок 1). Избирательное выщелачивание и вынос полезных веществ из рудных тел осуществляют  при помощи искусственного безнапорного или напорного потока растворителя, циркулирующего по рудному пласту под действием системы нагнетательных (оросительных) и дренажных (разгрузочных) устройств. Характерной особенностью подземного выщелачивания руд является то, что в процессе извлечения урана из руд не происходит массового сдвижения вмещающих пород, полностью отсутствует обрушение или оседание пород над зонами разработки.

 

Рисунок 1- Подземное скважинное выщелачивание урановой руды на месте залегания

 

Активное развитие нефтедобывающей отрасли в Мангистауской и Атырауской областях Республики Казахстан привело к техногенному радиоактивному загрязнению участков добычи нефти и прилегающих районов, зафиксированы зоны кризисных ситуаций. Двенадцать городов и населенных пунктов этих областей с численностью 100 тыс. человек подвержены радиоактивной опасности. На участках наиболее крупных месторождений, где в настоящее время производится добыча нефти, были выявлены 267 участков радиоактивного загрязнения с мощностью радиоактивного излучения от 1 до 170 мкЗв/ч (от 100 до 17000 мкР/ч). Всего в Мангыстауской и Атырауской областях выявлено 650 га зараженной территории, 1,3 млн. м3 радиоактивных отходов. Содержание радия в скважине Жетыбайского месторождения превышает допустимую норму в сотни раз.  

Доза облучения от испытания ядерного оружия возникла за счет выпадения радиоактивных элементов вследствие испытательных ядерных взрывов в атмосфере. После атмосферного взрыва около 50% образовавшихся активных продуктов выпадает в районе испытаний (в радиусе около 100 км) на земную или водную поверхность. Остальная часть уходит в тропосферу и стратосферу. В тропосфере активные частицы находятся примерно 30 суток, в течение которых они выпадают на землю. Большая часть радиоактивного материала уходит в стратосферу, где он остается многие месяцы, медленно опускаясь и рассеиваясь по всей поверхности земного шара. Радиоактивные осадки содержат несколько сотен различных радионуклидов, однако большинство из них имеет ничтожную концентрацию или быстро распадается. Основную долю в облучение человека вносит лишь небольшое число радионуклидов: цезий-137 (Т1/2= 30,2 года), стронций-90 (Т1/2= 28,6 года), цирконий-95 (Т1/2= 64 сут), которые обладают способностью накапливаться в продуктах питания и таким образом проникать в организм человека. Имеют значение также долгоживущие радионуклиды, которые образуются в атмосфере при ядерном взрыве. К ним относится углерод-14 (Т1/2= 5 700 лет) и тритий-3 (Т1/2= 12,3 года). В настоящее время наибольшую опасность представляют только радионуклиды цезия-137 и стронция-90, которые будут играть главную роль в облучении приблизительно до конца этого века. И только углерод-14 будет сохранять свои свойства как источника радиоактивного излучения (хотя и с низкой мощностью дозы) даже в отдаленном будущем: к 2000 г. он потерял лишь 7% своей активности. Лишь при условии полного отказа от проведения испытаний в атмосфере, годовые дозы облучения от бывших ядерных взрывов будут постепенно уменьшаться.

 Большой ущерб почвенному покрову нанесен предприятиями военно-промышленного комплекса в Актюбинской, Атырауской, Жамбылской, Жезказганской, Кызылординской и Восточно-Казахстанской областях на общей площади 21,5 млн. га. Крупные очаги радиоактивного загрязнения почв созданы в районах Семипалатинского полигона (около 2 млн. га). В ряде районов Западно-Казахстанской, Атырауской, Мангыстауской областей сохранились “островки” радиоактивного загрязнения – последствия проводившихся здесь в 1966–1987 гг. подземных ядерных взрывов. В районе   Усть-Каменогорска радиоактивный фон превышает чернобыльский в 20 раз и составляет 1,2 · 109 Ки по сравнению с 5 · 107 Ки вокруг ЧАЭС. Повышенная радиация из-за несовершенных технологий добычи урана наблюдается в Сузакском и Кызылкумском райо­нах Шымкентской области. В 1991 г. в Казахстане зарегистрировано 109 аномалий и 20 участков с радиоактивными отходами. На сегодняшний день на выявленных почти 100 местах складирования радиационных отходов содержится около 8 млн т насыщенных радионуклидами отходов, активность которых приближается к 13 млн Ки, и 225 млн т подобных отходов – с суммарной активностью 233 тыс. Ки.  Обеззараживание территории Казахстана никогда не прово­дилось.

В Республике Казахстан существовало три ядерных полигона: в Семипалатинской, Атырауской областях (Азгир) и в Западном Казахстане (Капустин Яр). Здесь наблюдалась самая высокая частота ядерных взрывов в мире. На планете всего было проведено более двух тысяч ядерных взрывов (атмосферных, подземных, подводных) в целях испытания ядерного оружия и 490 (в том числе 26 наземных, 90 атмосферных и 374 подземных) из них пришлись на долю Казахстана. Только на полигоне Капустин Яр в период с 1957–1962 гг. совершено 10 воздушных и высотных ядерных взрывов мощностью от 10 до 300 килотонн каждый (всего около 65 Хиросим). В результате только 26 наземных ядерных взрывов в атмо­сферу республики было выброшено огромное количество радионуклидов с общей активностью в 45 млн Ки.  В настоящее время в Республике Казахстан вследствие ядерных атмосферных взрывов наблюдается повышенный фон поверхностной активности стронция-90 и цезия-137 в виде локальных или шлейфовых полей. Региональный фон в Казахстане, в зависимости от местонахождения, колеблется от 2,4 до 18,5 кБк/м2 (в соответствии с нормами территория счи­тается малозагрязненной при фоне 185 кБк/м2). В среднем эффективная эквивалентная доза облучения человека от последствий ядерных испытаний в настоящее время составляет 75...200 мкЗв/год.

Доза облучения от предприятий атомной энергетики создается за счет отходов от ядерного цикла, который включает в себя: добычу руды, ее обогащение, транспортировку, производство ядерного топлива и его использование в АЭС и захоронение радиоактивных отходов. На каждом этапе этого цикла в окружающую среду попадают радиоактивные вещества. Так, например, при получении 200 тонн урана (годовая потребность АЭС мощностью 1 ГВт), при его содержании в руде 0,2%, образуется 105 тонн отходов, которые ­ накапливаются в хвостохранилищах. Из рудников с вентиляционным воздухом выбрасывается газ радон-222. Так как 99% всех отходов от радиохимических заводов (РХ3) подлежат захоронению (в скальных породах или соляных копях), то средняя эффективная доза облучения от РХ3 не превышает 1 мкЗв/год. Средняя эффективная доза облучения населения, проживающего в радиусе 10 км от АЭС, составляет 1,35 мкЗв/год. Однако в случае аварии на атомном объекте, опасность облучения людей и его последствия во много раз превзойдут последствия от испытательного ядерного взрыва (напр., авария на Чернобыльской АЭС, или в Японии). Как известно, аварии на АЭС разной степени опасности происходят довольно часто (напр., за период 1971–1984 гг. в 14 странах мира имели место 152 аварии на АЭС).

В радиационном отношении Республика Казахстан считается самой загрязненной страной мира. Казахстан – единственное место на Земле, где ядерно-стратегические программы осуществлялись в полном объеме: добыча и переработка сырья, изготовление и испытание ядерных боеголовок и ракетных установок. В итоге степные просторы Казахстана оказались плотно загрязненными радионуклидами и другими веществами, образовавшимися от промышленных отходов урановых заводов и ракетно-космических комплексов. Так, например, в хвосто­хранилищах и отвалах Целинного горно-химического комбината находится 66 млн т радиоактивных отходов с активностью 68 тыс. Ки, в Жамбылской области – 54 млн тонн, в Жезказганской – 57 млн т, в г. Усть-Каменогорске – 1,4 млн т радиоактивных и токсических (бериллий) отходов. Дезактивация территории по настоящее время не проводилась.

 

Контрольные вопросы

1. Понятие радиационной безопасности.

2. Состояние территории РК по радиационному загрязнению.

3. Основные причины и источники загрязнения территории Казахстана.

 

Лекция 2. Общие понятия о радиоактивности

 

План

1. Понятие радиации и закон радиоактивного распада.

2. Виды ионизирующих излучений.

3. Дозиметрические единицы и их измерение.

 

 Понятие радиации и закон радиоактивного распада. Радиоактивность – самопроизвольное превращение (распад) атомных ядер некоторых химических элементов (урана, тория, радия, калифорния и др.), приводящее к изменениям их атомного номера и массового числа. Скорость распада  радиоактивного вещества является неизменной константой для каждого радионуклида. Для данного атомного ядра, находящегося в определенном энергетическом состоянии, вероятность радиоактивного распада λ за единицу времени является постоянной. Следовательно, число актов радиоактивного распада dN за время dt определяется только количеством радиоактивных ядер N(t) в данный момент времени t, то есть:

                                                    dN=-λNdt.                                                   (1)

 

Знак минус означает уменьшение количества атомов с течением времени.

Интегрируя (1), имеем:

                                                lnN =-λt+ lnC.                                                (2)     

               

Используя начальное условие: при t = to,  N = N0  и потенцируя, получим закон радиоактивного распада:

                                                    N = N0e-λt                                                            (3)

 

Практически продолжительность жизни радиоактивного изотопа характеризуют периодом полураспада T1/2. Периодом полураспада Т1/2 называется то время, в течение которого распадается половина начального количества атомов данного радиоактивного вещества. Из определения T и соотношения (3) имеем:

                                                        l/2 = N/N0 = e-λt,                                              (4)

откуда

                                                Τ = ln2/λ = 0,693/λ = 0,693τ.                                 (5)

 

Постоянная радиоактивного распада λ выражается в обратных секундах. Используя выражение (5), закон радиоактивного распада (3) можно записать в следующей форме:

                                                              N = N0 e – 0,693 t/T.                                     (6)

 

Период полураспада для известных в настоящее время радиоак­тивных веществ колеблется в пределах от 3. 10-7 сек до 5.1015 лет. Может случиться, что возникающее в результате радиоактив­ного превращения ядра в свою очередь окажутся радиоактивными и будут распадаться со скоростью, характеризуемой постоянной распада λ́. Новые продукты распада могут также оказаться радиоактивными и т. д. В результате возникнет целый ряд радиоактив­ных превращений. В природе существуют три радиоактивных ряда (или семейства), родоначальниками которых являются U238 (ряд урана), Тh232(ряд тория) и U235 (ряд актиноурана). Конечными про­дуктами во всех трех случаях служат изотопы свинца - в первом случае Рb206,  во втором Рb208 и, наконец, в третьем Рb207.

Виды ионизирующих излучений.  Эрнест Резерфорд, изучая природу радиоактивного излучения радия, открыл, что оно состоит из трех типов различных излучений: альфа (α) - отклоняется в магнитном поле, положительный заряд; бета ( β) - отклоняется в магнитном поле, отрицательный заряд; гамма (γ) - магнитное поле не влияет, заряд отсутствует. Основным свойством этих излучений является ионизирующее действие. При прохождении их в тканях нейтральные атомы или молекулы приобретают положительный или отрицательный заряд и превращаются в ионы.

Наибольшую плотность ионизации вызывает  α-излучение (α-частицы), пред­­ставляющее собой положительно заряженные ядра гелия. Альфа-частицы не могут проникнуть ни через одежду человека, ни через кожный эпителий.   Однако при попадании этого источника внутрь ор­ганизма, например, с пищей или воздухом (внутреннее облучение), α-частицы становятся наиболее опасными для человека.

β-излучение (β-частицы) – поток электронов, который выбрасывается из атомных ядер и может нести большую или меньшую энер­гию, но ионизирующее действие выражено слабее, чем у α-излучения. β-частицы задерживаются одеждой, а при внешнем облучении открытого тела человека, в зависимости от величины энергии излучения, они могут задерживаться в кожном эпителии, вызывая его пигментацию (“ядерный загар”), ожоги кожи, либо образуя язвы на теле.  

Рентгеновское и γ-излучения обладают наименьшей плотностью ионизации, но наибольшей проникающей способностью через вещества, в том числе и через ткани человека. Ослабление интенсивности гамма-излучения различными веществами характеризуется величиной слоя половинного ослабления, при прохождении которого интенсивность γ-излучения уменьшается в два раза (см. таблицу 1).

 

Таблица 1 - Величина слоя половинного ослабления гамма-излучения

Энергия γ-излучения, МэВ

Величина слоя половинного ослабления

Воздух, м

Алюминий, см

Свинец, см

0,5

60

3,2

0,4

1,0

85

4,4

1,0

2,0

120

6,0

1,4

 

Нейтронное излучение имеет место только при искусственно вызванном радиоактивном распаде. Нейтроны электрически нейтральны, поэтому поток обладает высокой проникающей способностью, зависящей от плотности облучаемого вещества и энергии нейтронов. Особенностью нейтронного излучения является и то, что после прохождения его через вещество, оно само становится радиоактивным и в свою очередь начинает излучать все виды ионизирующих излучений – γ, α и β. Оно опасно и при внешнем, и при внутреннем облучении.

Дозиметрические единицы и их измерение. Для количественной оценки воздействия ионизирующих излучений на облучаемый объект введено понятие «доза». Выделяют экспозиционную, поглощенную, эквивалентную и эффективную эквивалентную дозу облучения.

Экспозиционная доза характеризует ионизационную способность рентгеновского и гамма-излучения в воздухе. Она является характеристикой радиационного фона в ограниченном диапазоне энергии и только для воздуха. Экспозиционная доза Х – это отношение суммарного заряда dQ всех ионов одного знака, образовавшихся в элементарном объеме воздуха при облучении его ионизирующим излучением к массе dm воздуха в этом объеме:

 

                                                       Х= dQ/dm.                                                        (7)

 

Единица измерения экспозиционной дозы в системе СИ – кулон на килограмм (Кл/кг). Внесистемная единица экспозиционной дозы – рентген (Р). Один рентген соответствует образованию 2,08.109 пар ионов в 1 см3 воздуха при температуре 0оС и нормальном атмосферном давлении 760 мм рт. ст. (1013 гПа). Соотношение внесистемной и системной единиц имеет вид: 1Р=2,58 .10-4 Кл/кг.

Изменения, происходящие в облучаемом объекте под воздействием различного рода излучений, зависят от величины поглощенной энергии D. Она показывает, какое количество энергии ионизирующего излучения поглощено в единице массы любого вещества:

    

                                           D= dE/dm.                                                        (8)

 

За единицу измерения поглощенной дозы в СИ принят грей (Гр). Это такая доза, при которой массе 1 кг любого вещества передается энергия ионизирующего излучения 1 Дж. Внесистемной единицей поглощенной дозы является рад – энергия в 100 эрг, поглощенная в 1 г любого вещества независимо от вида и энергии излучения: 1 Гр = 100 рад.

Эквивалентная доза H вводится для оценки радиационной опасности облучения человека от разных видов излучения, при этом учитывается усредненный коэффициент качества излучения К (см. таблицу 2). Эквивалентная доза Н оценивается выражением:

 

                                                           H=D . К.                                          (9)

 

Таблица 2 - Коэффициент качества излучения

 Вид излучения

К

Рентгеновское и γ-излучение

Электроны, позитроны и β-излучение

α - излучение с энергией меньше 10 МэВ

Нейтроны с энергией меньше 20 кэВ

Нейтроны с энергией 0,1…10 МэВ

Протоны с энергией меньше 10 МэВ

1

1

20

3

10

10

 

 За единицу эквивалентной дозы в системе СИ принят зиверт (Зв). Зиверт равен такой эквивалентной дозе, при которой произведение поглощенной дозы на усредненный коэффициент качества облучения составляет 1 Дж/кг в биологической ткани стандартного состава. На практике используется внесистемная единица эквивалентной дозы – бэр (биологический эквивалент рада): 1 Зв=100 бэр.

Эффективная эквивалентная доза (Не) вводится для того, чтобы оценить опасность для всего организма облучения отдельных органов и тканей, которые имеют неодинаковую восприимчивость к ионизирующим излучениям. Эффективная эквивалентная доза облучения определяется соотношением:

 

                                                        НеНi . Wi ,                                                    (10)

 

где Нi - эквивалентной дозы облучения i-го органа человека;

Wi – взвешивающий коэффициент, равный отношению риска облучения данного органа (ткани) к суммарному риску при облучении всего организма.

Взвешивающие коэффициенты или коэффициенты радиационного риска, позволяют выровнять риск облучения вне зависимости от того, облучается весь организм равномерно или неравномерно. Значения Wi приведены в таблице 3.

Сумма взвешивающих коэффициентов для всего организма WΣ равна:

 

WΣ= W1+ W2+….+ Wn=1.

 

Расчет эффективной эквивалентной дозы облучения особенно важен при лучевой терапии отдельных органов. Например, если щитовидная железа накопила дозу 1 Зв, то это эквивалентно тому, что весь организм получил дозу 0,03 Зв, так как взвешивающий коэффициент для щитовидной железы W равен 0,03 , т.е.

Не=W.D=0,03.1=0,03 Зв.

 

Таблица 3 - Коэффициент радиационного риска

Органы (ткани)

Wi

Половые железы

0,25

Молочная железа

0,15

Красный костный мозг

0,12

Легкие

0,12

Щитовидная железа

0,03

Поверхности костных тканей

0,03

Остальные ткани

0,3

 

При возможном облучении группы людей также необходимо определять меру ожидаемого эффекта облучения. Для этой цели используется понятие коллективной эквивалентной дозы (Нs) – это сумма индивидуальных эквивалентных доз у данной группы людей:

   

                                                         НsНi.Ni,                                             (11)  

 

где Ni – число лиц среди данного контингента, получивших эквивалентную дозу Нi.

Единица измерения коллективной эквивалентной дозы в системе СИ – чел . Зв, внесистемная единица – чел . бэр.

 

Контрольные вопросы

1. Понятие радиации. 

2. Понятие об экспозиционной дозе облучения и единицы ее измерения

3. Понятие о поглощенной дозе облучения и единицы ее измерения.

4. Понятие об эквивалентной дозе облучения и единицы ее измерения.

 

Лекция 3. Источники радиоактивного загрязнения окружающей среды

 

План

1. Естественные источники радиоактивного загрязнения.

2. Искусственные источники радиоактивного загрязнения.

3. Доза облучения от выбросов предприятий атомной энергетики.

 

Естественные источники радиоактивного загрязнения. Облучение человека в процессе жизни происходит за счет космического излучения; естественных (природных) источников; искусственных источников в окружающей среде и быту (технологически полученные источники); радиоактивных осадков от испытаний ядерного оружия и выбросов предприятий атомной энергетики; медицинского обследования и радиотерапии.

Космическое излучение – это излучение галактик и солнечное, зависящее от вспышек на солнце. Космическое излучение играет существенную роль за пределами атмосферы, а на Землю попадает вторичное излучение, которое образуется в результате взаимодействия первичного космического излучения с атмосферой Земли и участвует во внешнем облучении человека. Интенсивность космического облучения зависит от солнечной активности, географического расположения объекта и возрастает с высотой над уровнем моря (см. таблицу 4).

 

Таблица 4 - Мощность поглощенной и эквивалентной дозы космического излучения в зависимости от высоты

Мощность дозы облучения

Высота, км

0 *

4

6

8

10

12

14

16

18

20

поглощенной,
мкГр/ч

0,032

0,14        

0,33

0,84        

1,75        

3,01

4,62

5,92

7,09

8,72

эквивалентной,
мкЗв/ч

0,035          

0,20

0,51

1,35

2,88

4,93

7,56

9,70

11,64

12,75

*0 – уровень моря.

 

В среднем эффективная эквивалентная доза внешнего облучения составляет примерно 300 мкЗв/год.

Естественные (природные) источники – это более 60 естественных радионуклидов (источники излучения), находящихся в биосфере Земли. Они подразделяются на две категории: первичные и космогенные. В первичную категорию входят 32 радионуклида – продукты распада урана и тория и 11 долгоживущих радионуклидов (40К, 87Rb и др.), имеющих период полураспада (Т1/2) от 107 до 1015 лет.

Космогенные радионуклиды образуются в атмосфере в результате взаимодействия протонов и нейтронов с ядрами N, О и Аr, а затем поступают на земную поверхность с атмосферными осадками. К ним относятся 3Н, 14С, 7Ве, 22Nа и др. (всего 14 радионуклидов). 3Н (Т1/2 = 12,3 года) и 14С (Т1/2 = 5 700 лет) являются космогенными источниками последующего внутреннего облучения человека на Земле. А 7Ве (Т1/2 = 53 сут), 22Nа (Т1/2 = 2,6 года) и 24Nа (Т1/2 = 15 час) – космогенные источники внешнего облучения.

Внешнее облучение человека от указанных естественных источников вне помещений обусловлено их присутствием в почве, приземном воздухе, гидросфере и биосфере. Внутреннее облучение человека создается радионуклидами, попадающими с воздухом, пищей и водой внутрь организма. Из них наиболее высокий вклад в эффективную эквивалент­ную дозу дают калий-40, углерод-14, полоний-210 (Т1/2 = 138,4 сут.), радий-226, рубидий-87 (Т1/2 = 4,8·1010 лет), а также радон-222 (Т1/2= 3,823 сут.) и радон-220 (Т1/2 = 55 с).

В таблице 5 приведены значения годовой эффективной дозы облучения населения от различных источников естественного излучения, проживающих в районах с нормальным радиационным фоном.

 

Таблица 5 - Значения годовой эффективной эквивалентной дозы от природных источников, мЗв/год

Источник излучения

Внешнее облучение

Внутреннее облучение

Суммарная доза

Природные радионуклиды: первичные+радон

0,35

(0,35+0,97)=1,32

1,67

Космогенные

-

0,015

0,015

Космическое излучение

0,3

-

0,3

Всего:

0,65

1,34

1,99

 

Как видно из таблицы 5, эффективная доза внутреннего облучения вдвое больше дозы внешнего облучения. При этом около 75% эффективной эквивалентной дозы внутреннего облучения создают короткоживущие продукты распада газа радона. Вклад космического излучения в эффективную дозу облучения заметно меньше, чем от излучения Земли.

Таким образом, эффективная средняя доза для лиц, проживающих в районах с нормальным природным радиационным фоном, составляет около 2 мЗв в год. Для детей в возрасте до 10 лет эта доза несколько больше, в основном из-за ингаляции продуктов распада радона и составляет 3 мЗв в год.

 Искусственные источники радиоактивного загрязнения – это источники, появившиеся в результате хозяйственной деятельности человека. При добыче полезных ископаемых из недр земли вместе с углем, газом, нефтью, минеральными удобрениями, строительными материалами и др., в природную среду стали поступать в больших количествах естественные радионуклиды. Например, фосфорные удобрения содержат радий-226 и уран-238 с удельной активностью до 70 Бк/кг в кольском апатите и до 400 Бк/кг – в фосфорите; геотермальные источники, создающие дополнительный выброс радона-222 (напр., геотермальная электростанция при выработке в год 1·109 Вт электроэнергии производит в среднем выброс около 400·1012 Бк/год радона-222).

Дополнительное облучение человек получает также во время полета в самолете; от устройств и приборов, содержащих радий-226 (226Ra), прометий-147 (147Pm) или тритий-3 (3Н) для создания постоянного светосостава (например, часы, светящиеся указатели входа и выхода, компасы, телефонные диски, прицелы и т.п.); от цветных телевизоров, компьютеров и других электронных и электрических устройств, содержащих радионуклиды или производящих рентгеновское излучение; от устройств, имеющих в своем составе радионуклид полоний-210 для снятия статического электричества (например, антистатические щетки и т. п.); от пожарных дымовых детекторов, содержащих радий-226, плутоний-238 или америций-241; от керамической и стеклянной посуды, содержащей уран и торий. В таблице 6 приведены мощности эквивалентных доз от различных источников в быту и при полете в самолете.

 

Таблица 6 - Мощность эквивалентной дозы в быту и при полете в самолете

Источник излучения

Активность, Бк

Мощность эквивалентной дозы, мкЗв/ч

Самолет на высоте 10 км

-

2,88

Часы, содержащие светосостав:

226Ra

3H

147Pm

 

 

3,7.103

40.106

1,5.106

 

 

0,074

3,7.10-5

2.10-4

Телевизоры, дисплеи:

200 см от экрана

10 см от экрана

 

-

-

 

5.10-4

3…6.10-2

Керамика, стекло

 

1,1.10-3

 

Сравнительно больший вред человеку, по сравнению с перечисленными источниками, наносит уголь, сжигаемый на электростанциях и в жилых домах. Уголь содержит следующие естественные радионуклиды вместе с продуктами их распада: калий-40, уран-238 и торий-232. На современных тепловых электростанциях для производства 1 гВт·год (8,7·109 кВт·ч) электроэнергии сжигается около 3 млн т угля. Средняя удельная активность угольной зоны приведена в таблице 7.

 

Таблица 7 - Средняя удельная активность радионуклидов в угольной золе

Радионуклид

Период полураспада, лет

Удельная активность, Бк/кг

Радионуклид

Период полураспада, лет

Удельная активность, Бк/кг

Калий-40

1,28.109

265

Полоний-210

138,4 суток

1700

Уран-238

4,4 млрд

200

Торий-232

8 000

70

Радий-226

1 622

240

Торий-238

-

110

Свинец-210

22,3

930

Радий-228

-

130

 

В среднем эффективная эквивалентная доза облучения населе­ния, проживающего в районе тепловой электростанции, работающей на угле, в радиусе до 20 км, составляет 5,3 мкЗв/год.

 Доза облучения от выбросов предприятий атомной энергетики. Облучение создается за счет отходов от ядерного цикла, который включает в себя: добычу руды, ее обогащение, транспортировку, производство ядерного топлива и его использование в АЭС и захоронение радиоактивных отходов. На каждом этапе этого цикла в окружающую среду попадают радиоактивные вещества. Так, например, при получении 200 тонн урана (годовая потребность АЭС мощностью 1 ГВт), при его содержании в руде 0,2%, образуется 105 тонн отходов, которые ­ накапливаются в хвостохранилищах. Из рудников с вентиляционным воздухом выбрасывается газ радон-222.

Так как 99% всех отходов от радиохимических заводов (РХ3) подлежат захоронению (в скальных породах или соляных копях), то средняя эффективная доза облучения от РХ3 не превышает 1 мкЗв/год. В 1986 г. на АЭС было 370 работающих атомных реакторов, являющихся источниками практически незаметного загрязнения окружающей среды радиоактивными отходами, так как все процессы находятся под контролем персонала. Средняя эффективная доза облучения населения, проживающего в радиусе 10 км от АЭС, составляет 1,35 мкЗв/год.

  

Контрольные вопросы

1. Источники фонового облучения организма человека.

2. Факторы, влияющие на мощность космических излучений, достигающих земной поверхности.

3. Изотопы земного происхождения и их характеристика.

4. Вклад радона во внутреннее и внешнее облучение организма человека.

5. Характеристика искусственных источников радиации.

 

Лекция 4. Взаимодействие радиоактивных излучений с биологическими объектами

 

План 

1. Биологическое действие радиоактивных излучений.

2. Реакции целостного организма на радиацию.

4. Допустимые дозы облучения.

 

 Биологическое действие. Действие ионизирующего излучения на организм человека имеет свои особенности: высокая эффективность поглощенной энергии и даже малые количества поглощенной энергии излучения могут вызвать глубокие биологические изменения в организме. Никакой другой вид энергии (тепловой, электрической и др.), поглощенной биологическим объектом в том же количестве, не приводит к таким изменениям, какие вызывает ионизирующее излучение. Например, смертельная доза ионизирующего излучения, которая для млекопитающих равна 5 Гр (500 рад), соответствует поглощенной энергии излучения 5 Дж/кг (5·104 эрг/г). Если эту энергию использовать в виде источника тепла, то она нагрела бы тело едва ли на 0,001°С. Это тепловая энергия, заключенная в стакане горячего чая. Именно ионизация и возбуждение атомов и молекул среды обусловливает специфику действия ионизирующего излучения; наличие скрытого или инкубационного периода проявления действия (период мнимого благополучия); с увеличением дозы продолжительность его сокращается; действие от малых доз может суммироваться или накапливаться (кумуляция); излучение воздействует не только на данный живой организм, но и на его потомство (генетический эффект); различные органы живого организма имеют свою чувствительность к облучению; при ежедневном воздействии дозы 0,002–0,005 Гр уже наступают изменения в крови; не каждый организм в целом одинаково реагирует на облучение; облучение зависит от частоты; одноразовое облучение в большой дозе вызывает более глубокие последствия, чем фракционированное.

В результате воздействия излучения на организм человека в тканях могут происходить сложные физические, химические и биохимические процессы. Известно, что две трети общего состава ткани человека составляет вода и углерод. Вода под воздействием излучения расщепляется на водород Н и гидроксильную группу ОН, которые либо непосредственно, либо через цепь вторичных превращений образуют продукты с высокой химической активностью: гидратный оксид НО2 и перекись водорода Н2О2. Эти соединения взаимодействуют с молекулами органического вещества ткани (белки, ферменты и др.), окисляя и разрушая их. В результате нарушаются обменные процессы, подавляется активность ферментных систем, замедляется и прекращается рост тканей, возникают новые химические соединения, не свойственные организму, – токсины. Это приводит к нарушению жизнедеятельности отдельных функций или систем и организма в целом. Индуцированные свободными радикалами химические реакции развиваются с большим выходом и вовлекают в этот процесс многие сотни и тысячи молекул, не затронутых излучением. В этом состоит специфика действия ионизирующего излучения на биологические объекты, заключающаяся в том, что производимый им эффект обусловлен не только количеством поглощенной энергии облучаемым объектом, сколько той формой, в которой эта энергия передается.

Степень чувствительности различных частей тела к облучению неодинакова. Большая чувствительность кроветворных органов к радиации определяет характер лучевой болезни. При однократном облучении всего тела человека поглощенной дозой 0,5 Гр через сутки после облучения может резко сократиться число лимфоцитов (продолжительность жизни которых и без того незначительна – менее 1 сут). А через две недели после облучения уменьшится также и количество эритроцитов (красных кровяных телец, продолжительность жизни которых около 100 сут). У здорового человека в организме примерно 1014 красных кровяных телец и ежедневно воспроизводится приблизительно 1012 штук. У больного лучевой болезнью это соотношение нарушается, что ведет к гибели организма.

Реакции целостного организма на радиацию. При воздействии разных доз облучения могут наблюдаться следующие радиационные эффекты: соматические (нестохастические) - непосредственные телесные повреждения организма, возникающие вскоре после воздействия облучения; соматико-стохастические эффекты - последствия, которые выявляются на больших группах людей в более отдаленные периоды после облучения; генетические эффекты - проявляются в виде возникновения хромосомных аберраций, доминантных генных мутаций.

Большая часть лучевых поражений возникает спустя длительный срок после острого однократного или хронического облучения. Они являются так называемыми отдаленными эффектами облучения в отличие от непосредственных эффектов, к которым относят острую лучевую болезнь и сопутствующий ей симптомокомплекс. Указанные отдаленные эффекты зависят от дозы и с возрастанием дозы растет тяжесть поражения. Помимо названных эффектов, в отдаленном периоде могут возникать еще два вида, которые называют стохастическими (т.е. вероятностными, случайностями): соматические (телесные) эффекты – злокачественные опухоли и генетические эффекты – врожденные уродства и нарушения, передающиеся по наследству. В основе обоих указанных видов стохастических эффектов лежат генерирующиеся излучением мутации и другие нарушения в клеточных структурах, ведающих наследственностью: в первом случае (соматические заболевания) – рак – в неполовых соматических клетках разных органов и тканей, во втором (в половых клетках яичников и семенников) – генетические изменения.

Облучение всего организма человека дозой от 1 до 10 Зв приводит к протеканию у него типичной формы острой лучевой болезни. Различают четыре степени тяжести болезни: легкая (I) степень – при облучении дозой 1-2 Зв: средняя (II) степень – доза облучения 2-4 Зв; тяжелая (III) степень – доза 4-6 Зв; крайне тяжелая (IV) степень – доза 6-10 Зв и более. Доза, вызывающая гибель 50% облученных людей в течение 30 дней после облучения, если не приняты соответствующие медицинские меры, составляет 3-5 Зв.

 При лучевой болезни I (легкой) степени первичная реакция, если она развивается, стихает в день воздействия. Скрытый период длится 30-40 суток. В период разгара (на пятой-седьмой неделе) изменения периферической крови ограничиваются снижением числа лейкоцитов, человек ощущает общее недомогание. Выздоровление, как правило, наступает без лечения.

При II (средней) степени лучевой болезни первичная реакция длится до 24 ч. наблюдаются двух-, трехкратная рвота, общее недомогание, иногда незначительное повышение температуры. Скрытый период продолжается 16-28 суток. В период разгара значительно снижается содержание лейкоцитов в крови, выражены общие клинические проявления: инфекционные осложнения, кровоточивость, общее недомогание. Больные нуждаются в специализированной медицинской помощи.

При III (тяжелой) степени лучевой болезни первичная реакция длится до двух суток и сопровождается многократными рвотами, недомоганием, значительным повышением температуры, возможно покраснение кожи и слизистых оболочек. Скрытый период продолжается 8-17 сут. Однако уже к концу первой недели возможно возникновение отечности, покраснения и изъязвления слизистой оболочки рта и зева, значительное изменение состава крови, лихорадка, тяжелые инфекционные осложнения. Смертельные исходы возможны начиная с третьей недели. Больные нуждаются в своевременном специализированном лечении.

IV (крайне тяжелая) степень лучевой болезни в зависимости от дозы облучения проявляется в различных клинических формах. В диапазоне доз 6-10 Зв развивается лучевая болезнь с ярко выраженным костномозговым (кроветворным) синдромом, но в клинической картине существенное место занимает также поражение желудочно-кишечного тракта. Первичная реакция продолжается в течение трех-четырех суток. Возможны общее покраснение кожи, жидкий стул. На 8-12-е сутки могут выявляться кишечные нарушения. В дальнейшем – типичная клиника лучевой болезни тяжелой степени. Смертельные исходы наступают с конца второй недели. Выздоровление небольшой части пораженных возможно лишь при лечении в условиях специализированного стационара.  

 Допустимые дозы облучения. Допустимые уровни ионизирующего излучения регламентируются “Нормами радиационной безопасности НРБ-96” и “Основными санитарными правилами работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87”. Нормами радиационной безопасности НРБ-96 регламентированы три категории облучаемых лиц и три группы критических органов: категория А – персонал; категория Б – ограниченная часть населения; категория В – население, не входящее в категории А и Б; I группа критических органов – все тело, гонады, красный костный мозг; II группа – мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталики глаз и другие органы, за исключением тех, которые относятся к группам I и III; III группа – костная ткань, кожный покров, кисти, предплечья, лодыжки и стопы.

Основные дозовые пределы приведены в таблицах 8 и 9.

 

Таблица 8 -  Дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения, мЗв/год

Категория облучаемых лиц

Группа критических органов

I

II

III

Категория А

50

150

300

Категория Б

5

15

30

 

Таблица 9 - Эффективные дозы облучения

Дозовые пределы

Категория А

Категория В

20 мЗв (2 бэра) в год в среднем за любые последовательные пять лет, но не более 50 мЗв/год (5 бэр)

1 мЗв (0,1 бэр) в год в среднем за любые последовательные пять лет, но не более 5 мЗв/год (0,5 бэр)

 

Дозовые пределы для лиц категорий А и Б, приведенные в таблицах 8 и 9, не включают в себя дозы от естественных радионуклидов с питьевой водой (0,2 мЗв/год) и дозы, получае­мые при медицинских обследованиях (1 мЗв/год) и лечении, а также при авариях с выбросом радиоактивных веществ.

 

Контрольные вопросы

1. Прямое воздействие излучений на клетки, характер их повреждения.

2. Непрямое (косвенное) воздействие излучений на ткани и органы, образование токсических радикалов.

3. Факторы, определяющие, радиочувствительность тканей и клеток.

4. Последствия (эффекты), развивающиеся в организме после воздействия ионизирующих излучений.

5. Характеристика острой лучевой болезни.

 

Лекция 5. Методы и приборы радиационного контроля

 

План

1. Методы обнаружения и измерения ионизирующих излучений.

2. Классификация приборов радиационной разведки.

3. Дозиметрические приборы.

4. Приборы для измерения мощности дозы (рентгенметры).

 

Методы обнаружения и измерения ионизирующих излучений.   Ионизационный метод. Под воздействием излучений в изолированном объеме происходит ионизация газа: электрически нейтральные атомы (молекулы) газа разделяются на положительные и отрицательные ионы. Если в этот объем поместить два электрода, к которым приложено постоянное напряжение, то между электродами создается электрическое поле. При наличие электрического поля в ионизированном газе возникает направленное движение заряженных частиц, т.е. через газ проходит электрический ток, называемый ионизационным. Измеряя ионизационный ток, можно судить об интенсивности ионизирующих излучений.

Фотографический метод основан на степени почернения фотоэмульсии. Под воздействием ионизирующих излучений молекулы бромистого серебра, содержащегося в фотоэмульсии, распадаются на серебро и бром. При этом образуются мельчайшие кристаллики серебра, которые и вызывают почернение при ее проявлении. Плотность почернения пропорциональна поглощенной энергии излучения. Сравнивая плотность почернения с эталоном, определяют дозу излучения (экспозиционную или поглощенную), полученную пленкой. На этом принципе основаны индивидуальные фотодозиметры.

Сцинтилляционный метод. Некоторые вещества (сернистый цинк, йодистый натрий) под воздействием ионизирующих излучений светятся. Количество вспышек пропорционально мощности дозы излучения и регистрируется с помощью специальных приборов – фотоэлектронных умножителей.

Химический метод. Некоторые химические вещества под воздействием ионизирующих излучений меняют свою структуру. Так, хлороформ в воде при облучении разлагается с образованием соляной кислоты, которая дает цветную реакцию с красителем, добавленным к хлороформу. Двухвалентное железо в кислой среде окисляется в трехвалентное под воздействием свободных радикалов НО2 и ОН, образующихся в воде при ее облучении. Трехвалентное железо с красителем дает цветную реакцию. По плотности окраски судят о дозе излучения (поглощенной энергии). На этом принципе основаны химические дозиметры ДП-70 и ДП-70М.

Классификация приборов радиационной разведки. По назначению различают следующие типы до­зиметрических приборов: индикаторы радиоактивности, рентгенметры, радиометры-рентгенметры, радиометры, индивидуальные дозиметры (см. таблицу 10).

 

Таблица 10 - Классификация приборов радиационной разведки

Тип прибора

Основное назначение, единицы измерения

Индикатор радиоактивности ДП-63А, ДП-64

Обнаружение уровней радиации, Р/ч

Рентгенометры-ДП-3Б

Измерение уровней радиации, Р/ч

Радиометры-рентгенометры ДП-5, ДП-5А, ДП-5Б, ДП-5В

Измерение уровней радиации на зараженной местности, Р/ч

Измерители мощности дозы ИМД-5, ИМД-1, ДП-100А

Определение зараженности поверхностей РВ, расп./(мин см2)

 

Индивидуальные дозиметры входят в комп­лекты индивидуальных дозиметров. Индикаторы радиоактивности, рентгенметры, радиометры-рентгенметры используют при ведении радиацион­ной разведки для обнаружения радиоактивного зараже­ния местности и измерения уровней радиации на ней. Поэтому их относят к приборам радиационной разведки. Радиометры применяют для дозиметрического конт­роля степени заражения радиоактивными веществами людей, техники, воды, продовольствия и имущества. Так как радиометры-рентгенметры являются универсальными приборами, то, кроме радиационной разведки, их применяют и как радиометры.

Комплекты индивидуальных дозиметров предназна­чены для контроля радиоактивного облучения людей, на­ходящихся на зараженной местности. Контролируют радиоактивное облучение групповым и индивидуальным методами.

Дозиметрические приборы. Для проведения дозиметрического контроля применяют различного вида и назначения дозиметры, которые подразделяются на группы: рентгенометры – приборы, измеряющие мощность экспозиционной дозы ионизирующего излучения; радиометры – измеряющие плотность потоков ионизирующих излучений (интенсивность внешних потоков α-частиц и нейтронов и др.); индивидуальные дозиметры – измеряют плотность потока ионизирующих излучений.Вся аппаратура радиационного контроля подразделяются на приборы стационарного назначения и переносные.Для ведения радиационной разведки и дозиметрического контроля используются дозиметрические приборы, которые позволяют обнаруживать радиоактивные (ионизирующие) излучения и измерять мощность дозы излучений (уровня радиации) на местности, степень зараженности радиоактивными веществами поверхностей различных предметов и дозу радиоактивного облучения людей.

Комплекты индивидуальных дозиметров ДП-22В и ДП-24, имеющих дозиметры карманные прямо показывающие ДКП-50А, предназначенные для контроля экспозиционных доз гамма-облучения, получаемых людьми при работе на зараженной радиоактивными веществами местности или при работе с открытыми и закрытыми источниками ионизирующих излучений, рисунок 2.


Рисунок 2 - Комплект дозиметров ДП-22В

 

Комплект дозиметров ДП-22В состоит из зарядного устройства 1 типа ЗД-5 и 50 индивидуальных дозиметров карманных прямопоказывающих 2 типа ДКП-50А. В отличие от ДП-22В комплект дозиметров ДП-24 имеет пять дозиметров ДКП-50А.

Дозиметр карманный прямопоказывающий ДКП-50А предназначен для измерения экспозиционных доз гамма-излучения. Конструктивно он выполнен в форме авторучки. Дозиметр состоит из дюралевого корпуса, в котором расположены ионизационная камера с конденсатором,  электроскоп, отсчетное устройство и зарядная часть. Основная часть дозиметра - малогабаритная ионизационная камера, к которой подключен конденсатор с электроскопом. Внешним электродом системы камера - конденсатор является дюралевый цилиндрический корпус внутренним электродом - алюминиевый стержень. В передней части корпуса расположено отсчетное устройство - микроскоп с 90-кратным увеличением, состоящий из окуляра, объектива и шкалы. Шкала имеет 25 делений (от 0 до 50). Цена одного деления соответствует двум рентгенам. Дозиметр крепится к карману одежды с помощью держателя.

 Дозиметр ДРГ-05 измеряет экспозиционную дозу и мощность экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучений, а также дает качественную оценку наличия бета-излучения. Он применяется в промышленности и лабораториях с целью дозиметрического контроля радиационной обстановки и позволяет проводить измерения в жестких условиях эксплуатации.

 Приборы для измерения мощности дозы (рентгенметры).   Приборы для измерения мощности экспозиционной дозы ионизирующих излучений являются основными приборами при ведении радиационной разведки. Наиболее широкое применение в формированиях ГО имеют дозиметры мощности дозы ДП-5Б и ДП-5В 

Дозиметр мощности дозы ДП-5Б предназначен для измерения мощности дозы гамма радиации на местности при ведении радиационной разведки. Приборы можно установить на автомобиле, самолете, локомотиве, и других передвижных средств.

ДП-5Б позволяет производить измерения дистанционного, т.е. не выходя из помещения или из машины и на ходу машины, что делает его незаменимым прибором для оснощен6ия разведывательных машин.  

Дозиметр мощности дозы (рентгенметр) ДП-5В предназначен для измерения мощности экспозиционной дозы (уровни) гамма- радиации и радиоактивной зараженности различных предметов по гамме-излучению. Кроме того, прибор позволяет обнаружить зараженность по бета-излучению.С помощью ДП-5В можно измерить уровни радиации и степени радиоактивной зараженности, т.е. он функционирует как рентгенметр и радиометр.

 Бытовые приборы. В настоящее время для бытовых целей применяется прибор РКСБ-104-01. Он предназначен для индивидуального использования населением с целью контроля радиационной обстановки на местности, в жилых и рабочих помещениях. Прибор РКСБ-104-01 выполняет функции дозиметра и радиометра и обеспечивает возможность измерения: мощности полевой эквивалентной дозы гамма-излучения; плотности потока бета-излучения с поверхности; удельной активности радионуклида цезий-137 в продуктах (мясо, молоко, сыпучие продукты и т. д.).

Дозиметр бытовой “Мастер-1” предназначен для использования населением в целях контроля радиационной обстановки на местности, в рабочих и жилых помещениях. Прибор измеряет мощность полевой эквивалентной (экспозиционной) дозы гамма-излучения от 0,1 до 9,99 мкЗв/ч.

 

Контрольные вопросы

1. Какой метод обнаружения и измерения ионизирующих излучений является наиболее распространенным?

2. При каком методе под воздействием излучений в ионизированном объеме происходит ионизация газа?

3. Какой метод основан на степени почернения фотоэмульсии?

4. Какие существуют типы приборов радиационной разведки? 

 

Лекция 6. Защита от ионизирующих излучений

 

План

1. Общие принципы защиты населения от ионизирующих излучений.

2. Характеристики защитных материалов.

3. Средства коллективной и индивидуальной защиты.

Общие принципы защиты населения от ионизирующих излучений. Защита населения от ионизирующих излучений осуществляется проведением комплекса мероприятий, которые условно можно разделить на четыре группы: организационные, инженерно-технические, лечебно-профилактические и санитарно-гигиенические, применение средств индивидуальной защиты.

К основным организационным мероприятиям можно отнести: подготовку и содержание помещений для работы с радиоактивными веществами, защиту расстоянием и установление санитарно-защитных зон, защиту временем и др.

Требования к устройству и размещению помещений, в которых должны проводиться работы с радиоактивными веществами, определяются классом работ. В зависимости от группы радиационной опасности радионуклида, его активности на рабочем месте все работы с радиоактивными изотопами подразделяются на три класса. Особые требования предъявляются к помещениям работ 1-го класса. Такие помещения должны иметь знак радиационной опасности с указанием класса работы. Особые требования предъявляются к размещению оборудованию в тех помещениях, в которых проводятся работы 1-го класса. Эти помещения должны находиться в отдельном здании или изолированной части зданий, иметь отдельный вход через санпропускник. В них выделяются три зоны.

В первой зоне размещаются укрытия-боксы, камеры, оборудование, коммуникации, являющиеся источниками радиоактивного загрязнения.

Во второй зоне размещаются объекты и помещения, в которых люди могут находиться периодически (помещения для временного хранения отходов и др.).

В третьей зоне располагаются пункты управления, операторные, т.е. помещения для постоянного пребывания людей во время работы.

Между зонами устраиваются санитарные шлюзы для того, чтобы предотвратить перенос радиоактивных веществ. Желательно в одном помещении проводить работу с веществами одной активности. Это облегчает устройство защитных средств. Стены, потолки и двери делают гладкими, чтобы они не имели пор и трещин. Все углы в помещении закругляются для облегчения уборки помещений от радиоактивной пыли. Стены покрывают масляной краской на высоту 2 м, а при поступлении в воздушную среду помещения радиоактивных аэрозолей или паров стены и потолки покрывают масляной краской полностью. Полы изготавливаются из плотных материалов, которые не впитывают жидкости, применяя для этого линолеум, полихлорвиниловый пластикат и др.

В помещении предусматривается воздушное отопление. Обязательно устройство приточно-вытяжной вентиляции не менее чем с пятикратным обменом воздуха. Рециркуляция воздуха запрещена. В рабочих помещениях ежедневно проводят влажную уборку, а один раз в месяц - генеральную уборку с мытьем горячей мыльной водой стен, окон, дверей и всей мебели. Это предотвращает накопление радиоактивных загрязнителей. Уборочный инвентарь из помещений не выносят, а хранят в закрывающихся металлических шкафах или ящиках.

Перед началом работы с радиоактивными веществами тщательно проверяют действие вентиляции, состояние оборудования и средств индивидуальной защиты (СИЗ). При неисправности оборудования или СИЗ эксплуатацию помещения немедленно прекращают.

Для работы с газообразными и летучими радиоактивными веществами применяют боксы, специальные вытяжные шкафы, оборудованные местными отсосами. Боксы оборудуют закрытой системой вентиляции: приточный воздух подается по самостоятельной системе воздуховодов, а удаляемый загрязненный воздух очищается в индивидуальном фильтре бокса.

Величина экспозиционной дозы облучения X, накопленная работником за время облучения t, оценивается выражением

 

                                                     Х=Аkγt/R2,                                                    (12)

 

где А – активность источника излучения, мKu;

kγ – гамма-постоянная радионуклида, равная мощности экспозиционной дозы, создаваемой гамма-излучением точечного радионуклидного источника активностью 1 мКu на расстоянии 1 см от него. Гамма-постоянная измеряется в Р⋅см2/(мКu⋅ч) и определяется по таблицам;

R – расстояние от источника излучения до рабочего места, м.

Для максимального снижения доз облучения и охраны окружающей среды для каждого предприятия при работе в нормальных условиях нормативными актами устанавливаются санитарно-защитная зона и зона наблюдения.

Санитарно-защитная зона (СЗЗ) – это территория вокруг предприятия или источников радиоактивных отходов, на которой уровень облучения может превысить предел годовой дозы для лиц из населения (ПГДнас). В СЗЗ устанавливается режим ограничений: запрещается размещение жилых зданий, детских и лечебно-оздоровительных учреждений и других объектов, не относящихся к деятельности предприятия. Размеры СЗЗ определяются для каждого конкретного предприятия в зависимости от его типа и мощности, а также от климатических, метеорологических, топографических и других условий. Радиус СЗЗ для атомных электростанций может составлять от 3 до 5 км.

Зона наблюдения (ЗН) – территория, в которой возможно влияние радиоактивных газоаэрозольных выбросов и жидких сбросов, где облучение может достигать ПГДнас. Минимальный радиус зоны наблюдения для атомных электростанций должен быть не менее 30 км.

На территориях СЗЗ и ЗН проводится радиационный контроль, который включает в себя контроль загрязнения атмосферного воздуха, почвы, растительности, воды открытых водоемов, продуктов питания и кормов местного производства.

Характеристики защитных материалов. К инженерно-техническим мероприятиям относят применение экранов. Под термином «экран» понимают передвижные или стационарные щиты, предназначенные для поглощения или ослабления ионизирующего излучения. Экранами служат стенки контейнеров, сейфов, боксов и др. Выбор материала для изготовления экрана зависит, прежде всего, от преобладающего вида излучения. Кроме того, учитываются энергия излучения, активность источника, наличие и стоимость материалов и др.

Для защиты от альфа-излучения достаточен слой воздуха в несколько сантиметров, т.е. небольшое удаление от источника. Применяют также экраны из плексигласа и стекла толщиной в несколько миллиметров.

Для защиты от бета-излучения применяют комбинированные экраны, которые изготавливаются из материалов с малой и большой атомной массой. Материалы с малой атомной массой дают наименьшее тормозное излучение. При использовании экранов для защиты от бета-частиц из таких материалов возникает высокоинтенсивное излучение малоэнергетических квантов, а при применении экранов из тяжелых материалов возникают кванты больших энергий, но меньшей интенсивности. При этом со стороны источника располагают материал с малой атомной массой, а за ним - с большой. Возникающие в материале внутреннего экрана кванты с малой энергией поглощаются в дополнительном экране из материала с большой атомной массой.

Для защиты от гамма-излучения применяют материалы с большой атомной массой и высокой плотностью (свинец, вольфрам и т.п.). Часто используют более легкие материалы, но менее дефицитные и более дешевые (сталь, чугун, сплавы меди). Стационарные экраны изготовляют из бетона.

Для защиты от нейтронного излучения применяют материалы, содержащие водород (вода, парафин), а также графит, бериллий и др. При защите от нейтронов и гамма-лучей применяют смеси тяжелых материалов с водой, а также слоевые экраны из тяжелых и легких материалов (железо - вода, свинец - полиэтилен и др.).

В зависимости от складывающейся обстановки для защиты населения от радиационного воздействия следует применять: временное укрытие в домах и убежищах (стены деревянного дома ослабляют ионизирующее излучение в 2 раза, кирпичного – в 10 раз; подвалы с деревянным покрытием – в 7 раз, а с кирпичным или бетонным – в 40…100 раз); максимально возможную герметизацию помещений (плотное закрытие дверей, окон, дымоходов и вентиляционных отверстий), которая препятствует проникновению в помещение радиоактивных веществ с воздухом.

Химический метод защиты предусматривает проведение лечебно-профилактических и санитарно-гигиенических мероприятий. Этот метод защиты от радиации основан на том, что химические вещества «вмешиваются» в ту последовательность реакции, которая развертывается в облученном организме, прерывают эти реакции либо ослабляют их. В настоящее время на противолучевую активность проверены разнообразные химические соединения. Вещества, обладающие радиозащитным эффектом, называются радиопротекторами. Такая защита применяется при кратковременном воздействии излучений, а также при длительном внешнем облучении маломощными дозами и лучевой терапии. Некоторой эффективностью обладают вещества природного происхождения такие, как экстракты элеутерококка, женьшеня, китайского лимонника и другие, так называемые адаптогены. При приеме радиопротекторов снижается степень проявления радиационного поражения клеток.

Средства коллективной и индивидуальной защиты. Средства индивидуальной защиты предназначаются для защиты от попадания внутрь организма, на кожные покровы и одежду радиоактивных веществ. Они подразделяются на средства защиты органов дыхания и средства защиты кожи. К первым относят фильтрующие и изолирующие противогазы, респираторы, пневмошлемы, ватно-марлевые повязки и др.

Фильтрующие противогазы являются основным средством защиты органов дыхания. Принцип защитного действия их основан на предварительной фильтрации вдыхаемого человеком воздуха от вредных примесей. Изолирующие противогазы применяются в том случае, когда фильтрующие противогазы не обеспечивают такую защиту, а также в условиях недостатка кислорода в воздухе.

К средствам защиты кожи относят: защитную фильтрующую одежду, специальную изолирующую защитную одежду и приспособленную одежду населения. Защитная фильтрующая одежда изготовляется в форме халата, комбинезона или полукомбинезона из неокрашенной хлопчатобумажной ткани. Специальную изолирующую одежду применяют при длительном нахождении людей на загрязненной местности, при опасности значительного загрязнения помещения радиоактивными веществами, в ходе проведения дезактивационных работ. Такая одежда изготовляется в форме костюмов, комбинезонов из прорезиненной ткани. Конструкция этой одежды должна допускать подачу воздуха под одежду. Средством защиты может быть и обычная одежда, пропитанная мыльно-масляной эмульсией.

Защита организма человека от облучения. Следует отметить, что организм беззащитен в поле излучения. Для защиты от вредных воздействий ионизирующих излучений применяют радиопротекторы, т.е. лекарственные средства, повышающие защищенность организма от ионизирующих излучений или снижающих тяжесть клинического течения лучевой болезни. Они действуют эффективно, если введены в организм перед облучением и присутствуют в нем в момент облучения. Например, известно, что йод накапливается в щитовидной железе. Поэтому, если есть опасность попадания в организм радиоактивного йода-131, то заблаговременно вводят йодистый калий или стабильный йод. Накапливаясь в щитовидной железе, эти нерадиоактивные разновидности йода препятствуют отложению в ней йода-131. Для защиты от стронция-137, проникающего в костную ткань, рекомендуется употреблять продукты, содержащие кальций (фасоль, гречка, капуста, молоко).

Радиопротекторы, снижающие эффект облучения, изготовлены в виде специальных препаратов. Например, препарат РС-1 является радиопротектором быстрого действия. Защитный эффект наступает через 40–60 мин и сохраняется в течение 4–6 часов. Препарат Б-190 – радиопротектор экстренного действия, эффект от которого наступает через 5–15 мин и сохраняется в течение часа. Препарат РДД-77 – радиопротектор длительного действия, защитный эффект которого наступает через двое суток и сохраняется 10–12 суток. Существует и много других радиопротекторов, имеющих различный механизм действия.

 

Контрольные вопросы

1. Состав организационных принципов защиты населения от ионизирующих излучений.

2. Оценка величины накопленной работником экспозиционной дозы облучения за время t.

3. Понятие санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения. 

4. Как обеспечивается химическая защита от внутреннего облучения работника  радионуклидами?

 5. Средства индивидуальной защиты от радиоактивности. 

 

Лекция 7. Обеспечение радиационной безопасности при работах с источниками ионизирующих излучений

 

План

1. Работа с радиоактивными веществами в открытом виде.

2. Работа с закрытыми источниками излучения.

3. Правила перевозки радиоактивных материалов. 

4. Сбор и удаление радиоактивных отходов.

 

Работа с радиоактивными веществами в открытом виде.  Радиоактивные вещества, у которых преобладают альфа- и бета-излучения, можно хранить в специальном железном сейфе, находящемся в лаборатории. Гамма-активные вещества должны храниться в свинцовых контейнерах. Если допустимый уровень гамма-излучения на поверхности сейфа не превышает 0,3 мР/ч, то такой контейнер также может храниться в лаборатории. В том случае, когда фактический уровень превышает допустимую величину, контейнеры помещают в хранилище в виде колодцев или ниш. Извлечение препаратов из колодцев и ниш должно быть механизировано. Радиоактивные вещества, при хранении которых возможно выделение радиоактивных газообразных продуктов или аэрозолей, следует хранить в вытяжном шкафу в закрытых сосудах. Если их хранят в хранилище, то должна быть предусмотрена круглосуточная работа вытяжной вентиляции.

В помещениях, где проводятся работы с радиоактивными веществами в открытом виде, должна быть установлена контрольная дозиметрическая аппаратура для измерения возможных загрязнений кожных покровов и одежды работников. Во время проведения работ с радиоактивными веществами эта аппаратура должна находиться в рабочем состоянии. При работе с радиоактивными веществами в учреждении должно быть выделено помещение или место для хранения средств ликвидации радиоактивных загрязнений (защитной спецодежды, дезактивирующих растворов, инвентаря для уборки помещений др.). Во всех помещениях предусматривается специальная вентиляция с фильтрами для очистки воздуха. При работе с открытыми радиоактивными веществами, когда возможно появление в помещении радиоактивных аэрозолей, обслуживаемый персонал обязательно снабжается респираторами для защиты органов дыхания.

Правила работы с закрытыми источниками. При работе с закрытыми источниками ионизирующих излучений персонал может подвергаться только внешнему облучению. Такие источники используются, например, в приборах контроля технологических процессов, в установках радиационной технологии, радиационной дефектоскопии, терапии и диагностики. В качестве источника в этих приборах и установках используются радионуклидные закрытые источники, а также рентгеновские аппараты и ускорители.

При проведении работ с закрытыми источниками человек подвергается воздействию ионизирующих излучений только в течение того промежутка времени, когда он находится вблизи источника излучения. Защита от внешнего облучения осуществляется путем создания стационарных или передвижных защитных ограждений, которые снижают уровень облучения до регламентируемых пределов.

К стационарным защитным ограждениям относятся: защитные стены, перекрытия пола и потолка, двери и дверные проемы, смотровые окна и т.д., к передвижным — ширмы различного типа, экраны, тубусы и диафрагмы рентгеновских, гамма-терапевтических, гамма- дефектоскопических и других установок, ограничивающих пучок лучей, контейнеры для транспортирования радиоактивных веществ. Применение тех или иных видов защитных устройств и способов защиты зависит от назначения источников излучения и условий их эксплуатации.

Специальные меры защиты следует предусматривать только тогда, когда мощность дозы на расстоянии 0,1 м от источника превышает 10-3 мЗв/ч (0,1 мбэр/ч). В этом случае все источники излучения в нерабочем положении должны находиться в защитных устройствах. Предусматриваются также системы дистанционного перемещения источников из положения хранения в рабочее положение.

 При использовании приборов, аппаратов и установок с закрытыми источниками излучений вне помещений или в общих производственных помещениях предпочтительно направление излучения в сторону земли или в сторону, где отсутствуют люди. Длительность пребывания людей вблизи источников должна быть ограничена, должно предусматриваться применение передвижных ограждений и защитных экранов, вывешивание плакатов, предупреждающих об опасности, которые должны быть отчетливо видны с расстояния не менее 3 м.

При перезарядке установки, при извлечении радионуклидного источника из контейнера следует пользоваться дистанционным инструментом или манипуляторами. Запрещается прикасаться к радиоактивным источникам излучения руками.

Правила перевозки радиоактивных материалов. Перевозить радиоактивные вещества можно любым видом транспорта. При транспортировке должна быть исключена всякая возможность их разлива или просыпания. Перевозят вещества в специальных контейнерах, упакованных в особой таре. В пределах города радиоактивные вещества транспортируют отдельной, специально оборудованной машиной.

По территории промышленной площадки и внутри помещении АЭС транспортировка источников ионизирующих излучений осуществляется в контейнерах на специальных транспортных устройствах с учетом физического состояния радиоактивных источников, вида излучения, количества активности, габаритов и массы упаковки. За пределами территории АЭС условия безопасности транспортировки радиоактивных веществ регламентируются специальными правилами ПБТРВ-73. В соответствии с ними радиоактивные вещества транспортируются на условиях неопасных в радиационном отношении грузов, если их активность меньше установленного предельно допустимого значения, которое изменяется для различных радионуклидов в диапазоне (3,7· 10-2 - 37) МБк или имеющих удельную активность менее 74 кБк/кг (0,002 мкКи/кг). При этом на поверхности упаковок мощность эквивалентной дозы не должна быть выше 3 мкЗв/час.

 В процессе перевозки делящихся веществ соблюдаются все условия радиационной безопасности и дополнительно проводятся меры специальной, ядерной безопасности, направленные на предотвращение возникновения состояния критичности перевозимого вещества.

Кроме того, отработавшее ядерное топливо испытывает постоянный саморазогрев, и при его перевозке помимо проблем радиационной защиты и ядерной безопасности возникают сложные задачи теплоотвода и температурного контроля.

Ядерно-взрывоопасные делящиеся вещества транспортируются в специальных типах упаковочных комплектов. Правила их транспортирования регламентируются специальными документами. Радионуклиды в чистом виде и меченные ими соединения перевозят небольшими порциями в стеклянных ампулах или флаконах в виде жидкости, порошка или газа. Это могут быть и α-, β-, и γ- излучатели. Активность стандартных фасовок радионуклидов колеблется в широких пределах: от 3,7 МБк до 927 ГБк (0,1 - 25000 мКи), но чаще составляет 37 МБк - 3,7 ГБк (1 - 100 мКи).

  Сбор и удаление радиоактивных отходов (РАО). Ликвидации радиоактивных отходов предшествует их разделение в месте образования. Концентрированные отходы следует собирать отдельно и не смешивать с разбавленными. Разбавленные можно сбрасывать прямо в сбросную систему или делать это после несложной предварительной очистки. Твердые отходы разделяют по активности, периоду полураспада. Система захоронения радиоактивных отходов может быть централизованной и индивидуальной. Однако небольшим предприятиям часто затруднительно организовать самостоятельное захоронение отходов. Поэтому более экономичной системой захоронения отходов является централизованная .

Спуск вод, содержащих радиоактивные вещества, в пруды, ручьи и другие водоемы не допускается. Сброс радиоактивных сточных вод в поглощающие ямы, скважины запрещается.

Для захоронения радиоактивных отходов организуются специальные пункты. Эти пункты включают бетонные инженерные сооружения для твердых и жидких отходов, места для очистки машин и контейнеров, котельную, помещение для дежурного персонала, дозиметрический пункт и проходную. Пункт для захоронения радиоактивных отходов располагают на расстоянии не ближе 20 км от города, в районе, не подлежащем застройке (желательно в лесу), с санитарно-защитной зоной не менее 1000 м от населенных пунктов. При выборе места для пункта захоронения необходимо отдавать предпочтение почве с водоупорными глинистыми породами. Могильники должны быть подземными и закрытыми, исключающими проникновение в них воды. Территория пункта захоронения ограждается и устанавливаются предупредительные знаки, обеспечивается постоянная охрана.

 Захоронения в приповерхностных условиях. В настоящее время принято, что отходы с коротким (до 30 лет) периодом полураспада, теряющие почти всю свою радиоактивность в течение первых сотен лет, могут быть безопасно захоронены в сооружениях вблизи поверхности при условии соблюдения соответствующей изоляции на необходимый период. В ряде стран проведены оценки безопасности таких захоронений. При этих оценках принимается в расчет существование периода эксплуатации мест захоронений, длящегося несколько десятилетий, и периода после закрытия в несколько столетий, когда могут потребоваться некоторые меры контроля, такие, например, как ограничение доступа. Такие оценки показали, что последствия любого возможного инцидента имеют достаточно низкий уровень опасности, поэтому национальными контрольными органами уже выданы лицензии на сооружение таких пунктов захоронения радиоактивных отходов с низкими и средними активностями.

Захоронения в глубоких геологических формациях. Безопасность захоронения долгоживущих и высокоактивных отходов не может быть обеспечена только специально построенными сооружениями. Концепции захоронения таких отходов предусматривают помещение их в глубокие геологические формации (специально выбранные отложения), которые не допускают миграции радиоизотопов в биосферу.

Оценка безопасности глубинных захоронений заключается в определении возможных долгосрочных их влияний для количественного определения любого потенциального риска, который может возникнуть после заполнения и закрытия пункта захоронения. Полученные результаты сравниваются с принятыми стандартами безопасности. Оценка может выявить области, где потребуются дополнительные исследования. При оценке рассматриваются все пути, по которым радионуклиды могут проникать через различные барьеры: контейнер, подземные конструкции, геосфера. При этом, должны быть рассмотрены варианты возможного вмешательства человека (горные работы и т. д.), а также возможные изменения климатических или гидрогеологических условий в районе захоронения.

 

Контрольные вопросы

1. Какой комплекс защитных мер необходимо осуществлять при работе с открытыми радиоактивными источниками?  

2. На какие зоны делятся все здания и сооружения АЭС?  

3. Что относится к стационарным защитным ограждениям при работе с закрытыми источниками радиации?  

4. Принципы обращения с радиоактивными отходами.

5. На каком расстоянии от города располагают пункты для захоронения радиоактивных отходов?  

 

Лекция 8. Правовые аспекты радиационной безопасности

 

План

1. Основные нормативно-правовые документы, обеспечивающие радиационную безопасность населения.

2. Организация работ по НИИ.

3.Санитарные правила устройства и эксплуатации радиоизотопных приборов (РИП).     

Основные нормативно-правовые документы, обеспечивающие радиационную безопасность населения. Действовавшие до введения Норм радиационной безопасности (НРБ-99) Основные санитарные правила работ с источниками ионизирующих излучении (ОСП 72/87), не соответствуют НРБ-99. Взамен вводятся Санитарно-гигиенические требования обеспечения радиационной безопасности (СГГОРБ-03), аналогичные российским ОСПОГП. В настоящий момент происходит постепенный переход от старых правил к новым и некоторые положении ОСП 72/87 еще применяются. Кроме того, будет происходить пересмотр сани­тарных правил более низкого уровня. С конкретным состоянием требований необходимо знакомиться в мест­ных регулирующих органах СЭН и КАЭК.

Организация работ по НИИ. Учреждении, лаборатории, помещения и отдельные установки, предназначенные для работы с источниками ионизирующих получении, в том числе хранилища радиоактивных веществ, до начала их эксплуатации должны быть приняты межведомственной комиссией в составе представителем заинтересованном организации, органов Госсаннадзора, Технический инспекцией труда профсоюза, органов внутренних дел, службы радиационной безопасности вышестоящей организации и при необходимости других органов государственного надзора (Госатомнадзор. Госгортехнадзор).

На основании акта приемки местные органы государственного санитарного надзора оформляют санитарный паспорт, являющийся заключением о возможности хранения и проведения работе применением источников ионизирующих излучений. На основании заключения Комитет по атомной энергетике Казахстана после проверки соответствия условии работы Закону о применении атомной энергии выдает лицензию на право ведения работ. Санитарным паспорт выдается на срок не более пяти лет. Копия санитарного паспорта учреждения на­правляется для регистрации в органы внутренних дел. Вопрос о продлении санитарного паспорта решается ме­стными органами Госсаннадзора.

 К моменту получения источников излучения администрация обязана определить перечень лиц, отнесенных к группам А  и В; обеспечить необходимое обучение и инструктаж персонала; назначить приказом по учрежде­нию лиц, ответственных за учет и хранение источников излучений, за радиационный контроль, за радиацион­ную безопасность.

Вывоз источников ионизирующих излучений для работы с ними за пределами территории, на которую рас­пространяется действие санитарного паспорта, разрешается после согласования с органом Госсаннадзора, выдавшим санитарный паспорт, и извещения Госсаннадзора и органов внутренних дел по месту проведения рабо­ты. Оформление нового санитарного паспорта по месту проведения работ не требуется.

К непосредственной работе с источниками ионизирующих излучений допускаются лица не моложе 18 лет, прошедшие медицинский осмотр в установленном порядке и не имеющие медицинских противопоказаний; первичный инструктаж по безопасности ведения работ; обучение на рабочем месте и проверку знаний правил безопасности ведения работ и действующих в учреждении инструкций по данному виду работ. Проверка зна­нии правил безопасности ведения работ и инструкций проводится комиссией учреждения перед допуском к самостоятельной работе периодически, не реже одного раза в год. Результаты проверки знаний регистрируют в специальном журнале.

 Допуск к самостоятельной работе фиксируют датой и подписью руководителя подразделения (работ) в журнале регистрации инструктажа на рабочем месте.

Санитарные правила устройства и эксплуатации радиоизотопных приборов (РИП). В развитии требований основных санитарных правил к работам с ЗРИ в РК разработаны также санитарные правила устройства и эксплуатации радиоизотопных приборов № 5.01.005-97 г В связи с введением СГТОРБ-03 они будут пересматриваться.

РИПами называются приборы и устройства, использующие излучение имеющихся в них радионуклидов. Прежде всего следует отметить, что критерии нижнего порога активности радионуклида в РИП является п.1.4 НРБ-99, но применять его можно только по согласованию с СЭС. Безоговорочным критериям является активность ниже 300 Бк/кг (п.3.11.3 ОСПОРБ). На эксплуатацию всех остальных приборов, содержащих радионуклиды необходимо получение разрешения или регистрацию в СЭС и лицензию Комитета по атомной энергетике. По степени радиационной опасности РИП делятся на три группы. В новых правилах предполагается деление на 4 группы.

 Профессиональные работники (персонал) должны иметь подготовку  по предотвращению радиационных опасностей, связанных  с выполняемой работой, и по мерам предосторожности, которые необходимо соблюдать, с тем, чтобы обеспечить снижение облучения, которому они подвергаются, и облучения других лиц, которые могли бы пострадать в результате их действий.

В случае профессионального облучения в результате выполнения работ, связанных с перевозкой, когда, согласно оценке, получение эффективной дозы в размере: выше 1 мЗв в год является весьма маловероятным – нет необходимости требовать особого графика работы, детального дозиметрического контроля, программы оценки доз или ведение индивидуального учета; 1-6 мЗв в год является вполне вероятным – должна осуществляться программа оценки доз посредством дозиметрического контроля рабочих мест или индивидуального дозиметрического контроля; свыше 6 мЗв в год является вполне вероятным - должен проводиться индивидуальный дозиметрический контроль.

Радиоактивный материал должен размещаться на достаточном удалении от работников (персонала) и лиц из состава населения. Для целей расчета разделяющего расстояния или уровня излучения, должны использоваться следующие значения доз: для работников (персонала) в рабочих зонах постоянного пребывания – 5 мЗв в год; для лиц из состава населения в местах общего открытого доступа – 1 мЗв в год для критической группы населения.

Радиоактивный материал  должен размещаться на достаточном удалении от непроявленных фотопленок. Разделяющее расстояние для этой цели должно определяться из того, что радиоактивное облучение непроявленных фотопленок, в связи с перевозкой радиоактивного  материала, должно быть ограничено уровнем в 0,1 мЗв на партию груза таких фотопленок. Аварийные процедуры должны учитывать возможность образования других опасных веществ, вследствие взаимодействия содержимого груза с окружающей средой в случае аварии. Ввиду сложности применения правил на территории Казахстана, действуют также Правила безопасной транспортировки радиоактивных веществ НБТРВ-73.

 

Контрольные вопросы

1. Условия проведения научно-исследовательских работ с радиоактивными материалами.

2. Какие существуют ограничения по допуску к работе с ионизирующими источниками?

3. Как обеспечивается безопасность рабочего персонала при эксплуатации радиоактивных материалов?

  

Список литературы

 

1. Закон РК «О радиационной безопасности» от 23 апреля 1998 г.

2. Закон РК «Об использовании атомной энергии» от 14 апреля 1997 г,

3. Ярмоненко С.Г. Радиобиология человека и животных. - Москва: школа, 1988 г. – 424 с.

4. Голубев Б.П. Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений. – Москва: - Энергоатомиздат, 1986. – 462 с.

5.  Нормы радиационной безопасности (НРБ - 96). Гигиенические нормы. - Алматы, 1997. - 85 с.

6. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. – Москва: Атомиздат, 1991. - 384 с.

7. Максимов М.Т., Оджагов Г.О. Радиоактивные  загрязнения и их измерения. - Москва: Энергоиздат, 1989. – 336 с.

 8. Сельскохозяйственная радиоэкология / Алексахин Н.М., Васильева А.В., Дикарев В.Г. и др.: Под ред P.M. Алексахина, Н.А. Корнеева. - Москва: Экология, 1992.- 400 с.

9. Кириллов В.Ф., Книжников В.А., Коренков И.Л. Радиационная гигиена. -  Москва: Медицина, 1988. – 336 с.      10. Радиационная повреждаемость и работоспособность конструкционных материалов / Под ред. А.М. Паршина, П.А. Платонова. – Санкт-Петербург: Политехника, 1997. – 312 с.

11. Приходько Н.Г. Безопасность жизнедеятельности: Конспект лекций. – Алматы: ВШП «Адилет», 2000. – 366 с.

 

Сводный план на 2013 г., поз. 250