Б) Электромагнитное излучение.

1) Рентгеновское излучение – возникает в среде, окружающей источ-ник b-излучения, в рентгеновских трубках, ускорителях электронов, электронно-лучевых трубках и т. п. Оно представляет собой совокупность тормозного и характеристического излучения.

Тормозное излучение– фотонное излучение с непрерывным спектром, испускаемое при изменении кинетической энергии заряженных частиц.

Характеристическое излучение– это фотонное излучение с дискретным спектром, испускаемое при изменении энергетического состояния атома.

Энергия фотонов рентгеновского излучения составляет £ 1 МэВ. Оно обладает малой ионизирующей способностью, но большой проникающей способностью.

2) Гамма-излучение – это электромагнитное (фотонное) излучение, испускаемое при ядерных превращениях или взаимодействии частиц. Его энергия находится в пределах 0,01 ¸ 3 МэВ. Длины волн g-излучения меньше, чем длины волн рентгеновского излучения. Поскольку с уменьшением длины волны проникающая способность излучения возрастает, g-излучение обладает весьма высокой проникающей способностью. Ионизирующая способность его, соответственно, мала.

2. Единицы активности и дозы ионизирующих излучений

Активность (А) радиоактивного вещества– число спонтанных ядерных превращений (dN) в этом веществе за малый промежуток времени (dt):

1 Бк (беккерель) равен одному ядерному превращению в секунду. В литературе, изданной до 1996 года часто ввстречается прежняя (внесистемная) единица – Кюри (Ки): 1 Ки = 3,7 ×10¹⁰ Бк.

Экспозиционная доза(характеризует источник излучения по эффекту ионизации):

где dQ– полный заряд ионов одного знака, возникающий в воздухе в данной

точке пространства при полном торможении всех вторичных электронов, которые были образованы фотонами вы малом объеме (dm) воздуха.

Экспозиционная доза на рабочем месте при работе с радиоактивными веществами:

где А – активность источника [мКи], К_g– гамма-постоянная изотопа [Р×см2 / (ч×мКи)] – из справочника,t– время облучения,r– расстояние от источника до рабочего места [см ].

При дозиметрическом контроле используется также мощность экспозиционной дозы [р×ч^-1].

Поглощенная дозаэто фундаментальная дозиметрическая величина, определяемая по формуле:

Здесь dE– средняя энергия, переданная излучением веществу в некотором элементарном объеме,dm– масса вещества в этом объеме.

В системе СИ поглощенная доза измеряется в Дж×кг^-1и имеетспециальнроеназваниегрей(Гр). Ранее широко использовалась внесистемная единица «рад», поэтому следует помнить соотношение между этими единицами:

Величина поглощенной дозы зависит от свойств излучения и поглощающей среды. Поглощенная доза связана с экспозиционной дозой соотношением

Д_погл_.= Д_эксп.×К₁,

где К₁– коэффициент, учитывающий вид облучаемого вещества (воздух, вода и т. п.), т. е. учитывающийотношение энергии, поглощаемой данным веществом, к электрическому заряду ионов, образованных в воздухе такой же массы.При экспозиционной дозе в 1 Р энергияg-излучения, расходуемая на ионизацию 1 г воздуха равна 0,87 рад, т. е. для воздуха

В человеческом организме:

- для воды К₁= 0,887 … 0,975 рад/Р,

- для мышц К₁= 0,933 … 0,972 рад/Р,

- для костей К₁= 1,03 … 1,74 рад/Р.

В целом для организма человека при облучении от g-источника коэффициент

В условиях электронного равновесия экспозиционной дозе 1 Р соответствует поглощенная доза 0,88 рад.

В дозиметрической практике часто сравнивают радиоактивные препараты поих g-излучению. Если два препарата при тождественных условиях измерения создают одну и ту же мощность экспозиционной дозы, то говорят, что они имеют одинаковыйg-эквивалент.

Гамма-эквивалент mRaисточника – условная масса точечного источника226Ra, создающего на некотором расстоянии такую же мощность экспозиционной дозы как и данный источник. Единица –1кг-экв Ra.

В связи с тем, что одинаковая доза различных видов излучения вызывает в живом организме различное биологическое действие, введено понятие эквивалентной дозы.

Поглощенная доза не учитывает того, что при одинаковой поглощенной энергии a-излучение, например, гораздо сильнее воздействует на живую ткань, чемb- илиg-излучение, так как его ионизирующая способность в несколько раз выше. Если принять во внимание этот факт, то дозу следует умножить на коэффициент, отражающий неодинаковую ионизирующую способность различных видов излучения.

Эквивалентная доза (Н)– величина, введенная для оценки радиационной опасности хронического облучения излучением произвольного состава

Н = Д ×Q [Зв] 1 Зв = 100 бэр.

Q – безразмерный взвешивающий коэффициент для данного вида излучения. Для рентгеновского и g-излученияQ=1, для альфа-, бета-частиц и нейтроновQ=20.

При расчете эквивалентной дозы для a-активных нуклидов учитывается еще и коэффициент распределения дозы. КР, учитывающий влияние неоднородности распределения нуклидов в ткани и его канцерогенную эффективность по отношению к²²⁶Ra.

До 1996 года в СССР, а затем в в СНГ в качестве единицы измерения эквивалентной дозы использовался «бэр» – поглощенная доза любого вида излучения, которая вызывает равный биологический эффект с дозой в 1 рад рентгеновского излучения. Таким образом, бэр – “биологический эквивалент рада”. С 1996 года на территории России использование старых внесистемных единиц «рад», «бэр», а также «кюри» в литературе, официальных документах не допускается.В системе СИ единицей измерения для эквивалентной дозы являетсязиверт(Зв). Соотношение с прежней единицей то же, что и для поглощенной дозы: 1Зв = 100 бэр.

При определении эквивалентной дозы следует учитывать также, что одни части тела (органы; ткани) более чувствительны к облучению, чем другие: например, при одинаковой эквивалентной дозе облучения возникновение рака в легких более вероятнее, чем в щитовидной железе, мышечной ткани, а облучение половых желез особенно опасно из-за риска генетических повреждений. Поэтому дозы облучения органов и тканей также следует учитывать с разными коэффициентами. Умножив эквивалентные дозы на соответствующие коэффициенты и просуммировав их по всем органам и тканям, получимэффективную эквивалентную дозу(рисунок 2), отражающую суммарный эффект облучения для организма; она также измеряется в зивертах. Эффективная эквивалентная доза используется для оценки риска отдаленных последствий облучения.

Просуммировав индивидуальные эквивалентные дозы, мы получим коллективную эффективную эквивалентную дозу, которая измеряется в человеко-зивертах (чел-Зв).

Однако многие радионуклиды распадаются очень медленно (например, уран 238 - п/п = 4,47 млрд. лет, U²³⁴– 245000 лет, торий 230 – 8000 лет, Ra²²⁶– 1600 лет) и останутся радиоактивными и отдаленном будущем. Коллективную эффективную эквивалентную дозу, которую получат многие поколения людей от какого-либо радиоактивного источника за все время его дальнейшего существования называютожидаемой (полной) коллективной эффективной эквивалентной дозой.

1,00 – организм в целом

Рисунок 2 – Эффективная эквивалентная доза

37.Действие ионизирующих излучений на организм. Внешнее и внутреннее облучение.

При изучении действия излучения на организм были определены следующие особенности:

1. Высокая эффективность поглощенной энергии.
Малые количества поглощенной энергии излучения могу вызвать глубокие биологические изменения в организме.

2. Наличие скрытого, инкубационного, периода проявления действия ионизирующего излучения.
Этот период часто называют периодом мнимого благополучия. Продолжительность его сокращается при облучении в больших дозах.

3. Действие от малых доз может суммироваться или накапливаться.
Этот эффект называется кумуляцией.

4. Излучение действует не только на данный живой организм, но и на его потомство.
Это так называемый генетический эффект.

5. Разные органы живого организма имеют свою чувствительность к облучению.

6. Не каждый организм в целом одинаково реагирует на облучение.

7. Облучение зависит от частоты.

Энергия, излучаемая радиоактивными веществами, поглощается окружающей средой. В результате воздействия ионизирующего излучения на организм человека в тканях могут происходить сложные физические, химические и биохимические процессы.

Известно, что 2/3 общего состава ткани человека составляют вода и углерод; вода под воздействием излучения расщепляется на водород Н и гидроксильную группу ОН, которые, в свою очередь, образуют продукты с высокой химической активностью: гидратный оксид НО2 и перекись водорода Н2О2. Эти соединения взаимодействуют с молекулами органического вещества ткани, окисляя и разрушая ее.

Любой вид ионизирующего излучения вызывает биологические изменения в организме, как при внешнем, так и при внутреннем облучении.
Биологический эффект ионизирующего излучения зависит от суммарной дозы и времени воздействия излучения, вида излучения, размера облучаемой поверхности и индивидуальных особенностей организма.

Основные особенности биологического действия ионизирующего излучения на организм человека:

1. Действие ионизирующих излучений на организм неощутимы человеком.

2. Видимые поражения кожного покрова, недомогания, характерные для лучевого заболевания, появляются не сразу, а спустя некоторое время.

3. Суммирование доз облучения происходит скрыто. Если в организм человека систематически будут попадать радиоактивные вещества, то со временем дозы суммируются, что неизбежно приводит к лучевым заболеваниям.

Внешнее и внутреннее облучение.

Внешнее облучениеот источника, расположенного вне организма. Оно вызывается гамма-излучением, рентгеновским излучением, нейтронами, которые глубоко проникают в организм, а также бета-лучами с высокой энергией, способными проникать в поверхностные слои кожи. Источниками фонового внешнего облучения являются космические излучения, гамма-излучающие нуклиды, которые содержатся в породах, почве, строительных материалах (бета-лучи в этом случае можно не учитывать в связи с низкой ионизацией воздуха, большим поглощением бета-активных частиц минералами и строительными конструкциями).

Рассчитаем дозу, которую получает человек за счет внешнего облучения космическими излучениями

= 28мрад/год (0,28 мГр/год),

где Дк - поглощённая доза за счёт космических излучений;

,95 - число пар ионов, возникающих в 1 см3 за счет космических лучей за 1 с (для средних широт);

,6•103 - число сек в 1 часе;

- число часов в сутках;

- число дней в году;

,08•109 - число пар ионов, возникающих при дозе в 1Р;

- коэффициент перевода дозы в мрад;

,07 - коэффициент перевода дозы из рентген в рад.

Таким образом, 28 мрад/год является средней дозой, которую получает человек за счёт космических лучей.

Значительная часть от суммарной дозы внешнего облучения обусловлено естественными источниками радиации, она образуется за счет гамма-излучающих веществ, содержащихся в поверхностном слое пород и почв. Так, мощность поглощенной дозы в воздухе, которая образуется за счёт калия-40 составляет в среднем 16 нГр/час, урана-238- 11 нГр/час, тория -232 - 17 нГр/час. Доза за год составляет для калия 0,06-0,354 мГр, урана - 0,165-0,263 мГр. В некоторых районах Бразилии мощность гамма-излучения достигает 10 мГр в год. Более 95% населения Земли проживает в условиях, где мощность гамма-излучения составляет в воздухе 30-70 нГр/час (в среднем 50 нГр/час).

Годовая эквивалентная доза обусловленная гамма-излучением естественных радионуклидов, содержащихся в почве, оценивается путем умножения средней мощности поглощенной дозы в воздухе на относительное время нахождения человека на открытой местности (равное 0,2) и на коэффициент, равный 0,7 (отношение мощности эквивалентной дозы к поглощённой дозе в воздухе для средних значений гамма-излучения).

Д=50 нГр/час х 0,7 3в/Гр х 8760 часов в год х 0,2=61 мк3в/год

Доза за счёт облучения внутри помещений составляет 290 мк3в/год.

В качестве средней дозы принимается эквивалентная доза в
350 мк3в/год=0,35 м3в/год.

Доза внешнего облучения, которая обусловлена бета-частицами естественных радионуклидов, содержащихся в почве и воздухе, составляет
7 мк3в/год=0,007 м3в/год.

Внутреннее облучение от ионизирующих излучений радиоактивных веществ, находящихся внутри организма (при вдыхании, поступлении с водой и пищей, проникновении через кожу). В организм попадают как естественные, так и искусственные радиоизотопы. Подвергаясь в тканях тела радиоактивному распаду, эти изотопы излучают альфа-, бета-частицы, гамма-лучи.

Существует ряд особенностей, которые делают внутреннее облучение во много раз более опасным, чем внешнее (при одних и тех же количествах радионуклидов):

. При внутреннем облучении увеличивается время облучения тканей организма, так как при этом время облучения совпадает со временем нахождения РВ в организме (при внешнем облучении доза определяется временем нахождения в зоне радиационного воздействия).

.Доза внутреннего облучения резко возрастает из-за практически бесконечно малого расстояния до тканей, которые подвергаются ионизирующему воздействию (так называемое контактное облучение

. При внутреннем облучении исключается поглощение альфа-частиц роговым слоем кожи (альфа-активные вещества становятся наиболее опасными).

. За небольшим исключением РВ распределяются в тканях организма неравномерно, а выборочно концентрируются в отдельных органах, ещё более усиливая их облучение

. В случае внутреннего облучения нет возможности использовать методы защиты, которые разработаны для внешнего облучения (экранирование, сокращение времени нахождения в поле действия РВ, удаление от источника облучения).

Степень радиационной опасности при внутреннем облучении человека определяют ряд параметров:

. Путь поступления РВ в организм (органы дыхания, ЖКТ, кожа).

. Место локализации (отложения) РВ в организме.

. Продолжительность поступления РВ в организм человека.

. Время нахождения излучателя в организме (в зависимости от периода полураспада и периода полувыведения радионуклидов).

. Энергия, излучаемая радионуклидами за единицу времени (количество распадов в единицу времени умножают на среднюю энергию одного распада).

. Масса облучаемой ткани (зависит от локализации РВ в организме).

. Отношение массы облучаемой ткани к массе тела человека.

. Количество радионуклида в организме, то есть количество распадов в единицу времени и вид излучения.

Наличие и сочетание этих факторов приведут к большому разнообразию величин, которые характеризуют предельно допустимое количество радиоактивных элементов в воздухе, воде, внутри организма человека, а также характеризуют более общий показатель - предел годового поступления радионуклидов в организм человека.

За счёт естественной радиоактивности (фона природных изотопов и космических излучений) индивидуальная эквивалентная доза составляет 2,4 м3в/год, в т.ч. за счёт внешнего облучения 0,8 м3в/год, за счет внутреннего облучения 1,6 м3в/год.

38. Ионизирующие излучения. Экспозиционная, поглощенная, эквивалентная и эффективная дозы, единицы измерения.

Ионизирующим излучением называется любое излучение, прямо или косвенно вызывающее ионизацию среды (образование заряженных атомов или молекул - ионов). Для количественной оценки ионизирующего действия рентгеновского и гамма- излучения в сухом атмосферном воздухе используется понятие экспозиционнойдозы.

Дозой облученияназывается часть энергии радиационного излучения, которая расходуется на ионизацию и возбуждение атомов и молекул любого облученного объекта.

Экспозиционная доза фотонного(рентгеновского и гамма-) излучения характеризует их способность создавать в веществе заряженные частицы.

Единица измерения в системе СИ — 1Кулон/кг, внесистемная единица — Рентген.

Мощность экспозиционной дозы — отношение приращения экспозиционной дозы dX за интервал времени dt к этому интервалу: = dX/ dt.

Единицы измерения: в системе СИ — А/кг (ампер на кг); внесистемная единица Р/с, Р/ч, мР/ч, мкР/ч и т.д. Мощность дозы, измеренная на высоте 70—100 см от поверхности земли, часто называют уровнем радиации.

Поглощённая доза — количество энергии Е, переданное веществу ионизирующим излучением любого вида в пересчете на единицу массы m любого вещества.

Единица измерения 1 Грей. Внесистемная единица — рад (радиационная адсорбционная доза).

1 Грей = 100 рад.

Мощность поглощенной дозы ионизирующего излучения — отношение приращения поглощенной дозы излучения dD за интервал времени dt к этому интервалу:

Единицы измерения мощности дозы: рад/с, Гр/с, рад/ч, Гр/ч и т.д.

Эквивалентная доза ( ) — поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий коэффициент качества излучения данного вида излучения R.

Введена для оценки последствий облучения биологической ткани малыми дозами. Ее нельзя использовать для оценки последствий облучения большими дозами. Единица измерения эквивалентной дозы в системе СИ — Зиверт (Зв). Зиверт — единица эквивалентной дозы излучения любой природы в биологической ткани, которая создает такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1 Гр образцового рентгеновского излучения. Существует и внесистемная единица — бэр(1 Зв = 100 бэр).

Мощность эквивалентной дозы — отношение приращения эквивалентной дозы dН за время dt к этому интервалу времени. Единицы измерения мощности эквивалентной дозы м3в/с, мкЗв/с, бэр/с, мбэр/с и т.д.

Эффективная доза (Е)— это такая доза при неравномерном облучении тела человека, которая равна эквивалентной дозе при равномерном облучении всего организма, при этом риск неблагоприятных последствий будет таким же, как и при неравномерном облучении тела человека. Единицы измерения эффект.дозы те же, что и эквивалентной дозы - зиверт (Зв).

39.Категории облучаемых лиц и нормирование ионизирующих излучений. Методы защиты. Методы и приборы обнаружения и измерения ионизирующих излучений.

Регламентируются 3 категории облучаемых лиц:

А — персонал, связей с источником ИИ;

Б — персонал (ограниченная часть населения), находящихся вблизи источника ИИ;

В — население района, края, области, республики.

Основные дозовые пределы, допустимые и контрольные уровни, которые приводятся в НРБ — 76/78 установлены для лиц категории А и Б.

Нормы радиационной безопасности для категории В не установлены, а ограничение облучений осуществляются регламентацией или контролем радиоакт. объектов окр. среды.

А дозовый предел— ПДД - наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год, которое при равномерном воздействии в течении 50 лет не вызывает отклонении в состоянии здоровья обслуживающего персонала.

Б дозовый предел— ПД - основной дозовый предел, который при равномерном облучении в течение 70 лет не вызывает отклонений у обслуживающего персонала.

Все работы с открытыми источниками радиокт. веществ подразделяются на три класса:

I. (самый опасный). Работа осуществляется дистанционно.

Работа с источником II-го класса осуществляется в отдельно расположенных помещениях, которые имеют специально оборудованный вход (душевой и средства проведения радиоционного контроля).

Работа с ист. III-го класса осуществляется при использовании систем местной вентиляции (вытяжные шкафы).При выполнении работ с веществами I, II и III классов проведение радиационного контроля обязательно.

Методы защиты от ионизирующих излучений:

1) Метод защиты количеством, т.е. использ-е источников с миним. выходом излучения, сюда отн. и герметизация.

2) Защита временем(т.е. предусматривается такой регламент проведения работ, при котором доза, полученная за время выполнения работ, не превысит предельно допустимую. При этом обязательно проводится дозиметрический контроль )

3) Экранирование (свинец, бетон)

4) Защита расстоянием.

Методы и приборы обнаружения и измерения ионизирующих излучений.Приборы для измерения или контроля подраздел на:

1. дозиметры (измер. экспозиционную или поглощенную дозу излучения, мощность этих доз)

2. радиометры (измеряют активность нуклида в радиоактивном источнике);

3. спектрометры (измеряют распределение энергии ИИ по времени, массе и заряду элем.частиц);

4. сигнализаторы;

5. универсальные приборы (дозиметры + другие);

6. устройство детектирования.

Требования к проведению радиационного контроля в ОСП 72/78.

Применяются следующие методы регистраций излучений:

ионизационный (основан на измерении степени ионизации среды)

сцинтилляционный (основан на измерении интенсивности световых вспышек, возникающих в люминисцирующих веществах при прохождении через них ионизирующих излучении)

фотографический (основан на измерении оптической плотности почернения фотографической пленки при действии ионизирующих излучений )

химический (основан на измерении изменений, происходящих с веществом под воздействием излучения: например, выделение газов из соединений и т.п.)

калорометрические методы (основаны на измерении количества теплоты, выделенной в поглощающем в-ве).

Применяются также полупроводниковые, фото- и термолюминесцентные детекторы ионизирующих излучений.

40.Статическое электричество. Источники. Опасности, связанные со статическим электричеством. Нормирование. Защита.

Электризация – комплекс физических и химических процессов, приводящих к разделению в пространстве зарядов противоположных знаков или к накоплению зарядов одного знака. Суть электризации заключается в том, что нейтральные тела, не проявляющие в нормальном состоянии электрических свойств, в условиях отрицательного контакта или взаимодействия становятся электрозаряженными. Экспериментально установлено, что положительные заряды скапливаются на поверхности того из двух соприкасающихся веществ, диэлектрическая проницаемость которого больше. Если соприкасающиеся вещества имеют одинаковую диэлектрическая проницаемость, то электрические заряды не возникают. Значения токов при явлениях статической электризации составляют, как правило, доли микроампера(10-⁷-10-³А).

Опасность возникновения статического электричества проявляется в возможности образования электрической искры и вредном действии его на организм человека. Эта искра может служить причиной воспламенения горючих/взрывоопасных смесей газов, паров/пыли с воздухом. Анализ причин пожаров и взрывов на производствах, на которых перерабатываются или используются взрывоопасные смеси, показал, что почти 60%всех взрывов происходят по причине возникновения статического электричества. Статическое электричество оказывает вредное воздействие на организм человека, причем не только при непосредственном контакте с зарядом, но и за счет действия электрического поля, возникающего вокруг заряженных поверхностей.

Основные способы защитыот статического электричества следующие: заземление оборудования, сосудов в которых накапливается статич. электричество;

увлажнение окружающего воздуха;

подбор контактных пар, изменение режима технологического процесса.

При заземлении изолирующего проводника разность потенциалов м/у проводником и землей становится равной нулю, а генерируемые электростатические заряды стекают на землю.

Увлажнение воздуха. Считается, что при относительной влажности 70% и более на материалах скапливается достаточное количество влаги, чтобы предотвратить накопление зарядов статического электричества.

41. Воздействие электрического тока на человека. Виды электротравм. Электрический удар. Пороговые значения токов. Воздействие электрического тока на организм человека.

123 4

Дата добавления: 2016-06-13; просмотров: 1348;