Радиационная безопасность

Основные понятия ядерной физики и радиационной защиты. Характеристика естественных и техногенных источников радиации. Мероприятия по обеспечению достаточного уровня радиационной безопасности населения. Ликвидация последствий аварии на Чернобыльской АЭС.

Рубрика Безопасность жизнедеятельности и охрана труда
Вид дипломная работа
Язык русский
Дата добавления 06.05.2013
Размер файла 211,4 K

Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже

Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Размещено на http://www.allbest.ru/

Радиационная безопасность

Введение

ядерный радиационный защита

В настоящее время наиболее мощными источником энергии являются источники атомной энергии - естественные источники органического топлива исчерпываются, а использование солнечной энергии пока что имеет очень низкий КПД. Ядерная энергия преобразуется в электрическую на атомных электростанциях (АЭС).

Использование источников энергии неизбежно связано с вредным воздействием на окружающую среду (может быть, единственное исключение - биохимический метод усвоения энергии). Это воздействие специфично для каждого типа источника энергии. Ядерная энергия характерна тем, что ее вредное действие связано с радиоактивным излучением.

Аварии на предприятиях атомной энергетики могут сопровождаться выходом за защитные барьеры радиоактивных веществ. Ионизирующие излучения, испускаемые этими радиоактивными веществами, представляют серьезную угрозу для людей, животных и растений. Рассмотренные ниже вопросы обеспечения радиационной безопасности освещены с учетом опыта ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС (ЧАЭС) 26 апреля 1986 г

На территории Республики Беларусь нет объектов с атомными энергетическими установками, однако в непосредственной близости расположены четыре АЭС.

Игналинская АЭС находится на расстоянии 7 км от границ республики. В случае аварии в 30 - километровой зоне возможного радиоактивного загрязнения может оказаться часть Браславского района Витебской области с населением 24 тыс. человек (244 населенных пункта), в 100 - километровой зоне загрязнения - семь районов Витебской, два Минской, два Гродненской областей с населением 247 тыс. человек (2343 населенных пункта).

Ровенская АЭС удалена от Беларуси на 65 км. При аварии в 100 - километровую зону загрязнения могут попасть пять районов Брестской области с населением 289 тыс. человек (328 населенных пунктов).

Смоленская АЭС находится в 75 км от границы республики. В случае аварии в 100 - километровой зоне загрязнения окажутся четыре района Могилевской области с населением 32 тыс. человек (148 населенных пунктов).

Чернобыльская АЭС удалена от границы республики на 12 км. В результате катастрофы 26 апреля 1986 года было загрязнено радионуклидами 23% территории Беларуси с населением 2 млн. человек.

В соответствии с определением, которое определено в «Нормах радиационной безопасности (НРБ-2000)», радиационная безопасность населения это состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного воздействия ионизирующего излучения. Проблема радиационной безопасности актуальна не только в связи с радиоактивным загрязнением местности после аварии на АЭС, но и при эксплуатации, хранении, транспортировке, захоронении источников ионизирующих излучений, а также при медицинском обследовании населения.

Глава 1. Основные понятия ядерной физики и радиационной защиты

Гениальный русский ученый Д.И. Менделеев открыл один из важнейших законов природы -- периодический закон химических элементов и создал на его основе свою научную классификацию -- Периодическую систему элементов.

Атом имеет сложное устройство. В центре атома находится очень плотное ядро, несущее положительный заряд, вокруг которого с большой скоростью вращаются легкие отрицательно заряженные электроны, составляющие электронную оболочку атома. У атомов разных элементов -- разное число электронов, например: вокруг ядра атома водорода движется только один электрон, у гелия -- 2, у лития -- 3, а вокруг ядра атома урана -- 92 электрона. Число электронов в электронной оболочке атома равно порядковому номеру элемента в Периодической системе элементов Д.И. Менделеева.

Почти вся масса атома сосредоточена в его ядре. На долю электронов приходится менее 0,05% массы атома. При этом плотность ядерного вещества очень велика, не зависит от размеров ядра и составляет примерно 1,8-1017 кг/м3. Высокая плотность ядерного вещества свидетельствует об огромной энергии внутриядерных сил.

Простейшее ядро, ядро первого в Периодической системе элементов Д.И. Менделеева элемента -- водорода, названо протоном. Он имеет единичный положительный заряд. Протон, а также электрон относятся к элементарным частицам. Кроме того, основными элементарными частицами являются: нейтрон -- частица приблизительно такой же массы, как и протон, но не имеющая электрического заряда; позитрон -- частица аналогичная электрону, но несущая единичный положительный заряд; нейтрино -- нейтральная частица с весьма малой массой покоя и некоторые другие.

Итак, ядра всех атомов построены из протонов и нейтронов. Протоны и нейтроны имеют общее наименование -- нуклоны. Число протонов в ядре, определяющее его положительный заряд, равно порядковому номеру элемента в Периодической системе. Сумма чисел протонов и нейтронов определяет массу ядра и называется массовым числом. Число протонов в ядре каждого элемента строго определенно, а число нейтронов может изменяться в некоторых пределах. Поэтому могут существовать разновидности атомов одного и того же элемента, которые отличаются друг от друга массовым числом. Такие атомы размещаются в одной клетке Периодической системы элементов Д.И. Менделеева и называются изотопами этого элемента.

Многие природные элементы являются смесью нескольких изотопов. Так, водород представляет собой смесь 99,98% легкого изотопа -- протия и 0,02% тяжелого изотопа-- дейтерия. Ядро протия не что иное, как протон. Ядро дейтерия состоит из одного протона и одного нейтрона. Известен и третий изотоп водорода -- тритий, ядро которого состоит из одного протона и двух нейтронов. Ядро атома одного из важнейших изотопов плутония (Рu) содержит 94 протона и 145 нейтронов.

При написании символов изотопов слева внизу ставится порядковый номер, а слева вверху -- массовое число изотопа. Например, протий, дейтерий и тритий соответственно обозначаются: 11Н, 12Н и 13Н. Иногда дейтерий и тритий пишутся символами D и Т.

Известны изотопы элементов, которые самопроизвольно претерпевают ядерные превращения и испускают ионизирующие излучения в виде -квантов, -частиц (ядер гелия) и -частиц (электронов). Такие изотопы элементов называются радиоактивными.

Реакция деления

Открытие нейтрона привело к возникновению новых направлений в ядерных исследованиях. Поглощение нейтрона большинством ядер атомов сопровождается радиационным захватом, когда энергия возбуждения выделяется в виде - -излучения.

В некоторых тяжелых элементах, в частности в уране и плутонии, наблюдается другое явление -- распад ядра на два осколка. Этот процесс называется делением ядра. Он сопровождается испусканием около 200 МэВ энергии на каждое разделившееся ядро.

Изучение процесса деления урана показало, что тепловыми нейтронами делится лишь U-235; более тяжелый U-238 поглощает тепловые нейтроны без деления. Тепловыми нейтронами делятся также Рu-239 и U-233. Поэтому делящимися материалами, или ядерными взрывчатыми веществами (ЯВВ), для цепных реакций деления называются те вещества, в которых реакцию деления вызывают тепловые нейтроны.

На рис. 1. в качестве примера показана реакция деления ядра U-235. На стадии а нейтрон приближается к ядру U-235, на стадии б образуется возбужденное составное ядро U-236, так как при поглощении нейтрона ядру передается энергия возбуждения Wвозб, которая слагается из энергии связи нейтрона Wсв n в ядре и его кинетической энергии

Wк(Wвозб = Wсв n + Wк).

Для U-235 характерным является то, что даже при очень малой кинетической энергии нейтрона Wк 0 энергия связи нейтрона в ядре Wсв n больше некоторого порогового значения, называемого энергией активации Wа:

Энергия активации, являющаяся потенциальным барьером реакции, представляет собой ту энергию, которую необходимо сообщить ядру урана для совершения ядрами-осколками работы против ядерных сил при делении ядра на две части.

На стадии в энергия возбуждения вызывает деформацию ядра с образованием перетяжки. Части ядра приходят в колебательное движение (подобно каплям жидкости). В результате преобладания сил электростатического отталкивания над силами ядерного притяжения происходит деление (рис. 1. г). В осколках деления сосредоточена основная масса, они содержат большую часть выделившейся энергии (166 МэВ из общего количества 200 МэВ). Это их кинетическая энергия. На рисунке показаны также у-кванты и нейтроны п, которые испускаются в процессе деления ядра. Эти нейтроны могут вызывать деление новых ядер урана или плутония.

Распределение энергии (МэВ), освобождающейся в результате деления ядра, между различными видами осколков и частиц следующее:

кинетическая энергия осколков деления - 166

нейтроны - 5

мгновенное -излучение - 7

-излучение продуктов распада - 7

энергия -частиц - 5

нейтрино -10

общее количество - 200

Для того чтобы осуществить реакцию деления других тяжелых ядер, требуется значительная энергия возбуждения. Дополнительная энергия должна быть получена за счет движения нейтрона. Так, например, для деления ядра U-238 требуются нейтроны с кинетической энергией не менее 0,9 МэВ.

Реакция деления тяжелых ядер может быть использована для освобождения огромных количеств энергии. Действительно, в соответствующем количестве ЯВВ 1 нейтрон может дать начало разветвленной цепи делений, причем число ядер, участвующих в делении в единицу времени, будет возрастать по мере увеличения числа вторичных нейтронов в каждом поколении такой цепной реакции деления (рис. 2).

Важнейшей характеристикой цепной ядерной реакции является коэффициент развития реакции Крр, который определяет число делений ядер, вызванное одним делением в предыдущем звене реакции. Если Крр>1, то реакция развивается с ускорением. Система с Крр=1, в которой процесс деления идет с постоянной скоростью, называется критической. Этому состоянию соответствует понятие «критическая масса».

Критическая масса -- это такое количество ЯВВ, находящегося в определенных условиях, в котором каждое поколение нейтронов рождает новое, состоящее из такого же количества нейтронов. Критическая масса зависит от содержания делящегося изотопа в ЯВВ, среднего количества нейтронов, образующихся в одном акте деления ядра (U-235 -- 2,47 нейтрона, Рu-239 -- 3,09), плотности вещества с учетом действия внешнего давления, геометрической формы заряда, наличия отражателя нейтронов.

Саморазвивающаяся (цепная) реакция деления на тепловых нейтронах носит взрывной характер и служит источником энергии в ядерных боеприпасах.

1.1Закон радиоактивного распада. Период полураспада

Радиоактивный распад есть свойство самого ядра и зависит только от его состояния. Все исследованные до настоящего времени способы воздействия на радиоактивные вещества (химические способы, применение высоких и низких температур, повышенных и малых давлений, электрических и магнитных полей и др.) не оказывают влияния на процесс радиоактивного распада. Можно лишь указать время, в течение которого распадается определенное количество ядер данного вещества. Это время определяется на основании закона радиоактивного распада, установленного экспериментально. Сущность этого закона состоит в следующем. Если к моменту времени t радиоактивное вещество содержало N ядер, то начиная с этого момента, за бесконечно малый промежуток времени dt распадается бесконечно малое число этих ядер dN, пропорциональное промежутку времени dt и числу ядер N, еще не распавшихся к моменту времени t

- dN = dt

Постоянная радиоактивного распада , входящая в это выражение, является коэффициентом пропорциональности, характеризующим собой долю ядер, распадающихся в единицу времени. Знак минус перед свидетельствует о том, что число ядер в веществе с течением времени уменьшается.

Число ядер, распадающихся за единицу времени (скорость радиоактивного распада), называют активностью А радиоактивного вещества и определяют по формуле:

А = - = - N

За единицу измерения активности в Международной системе единиц (СИ) принят распад в секунду (расп/сек) или, другими словами, обратная секунда (с-1), называемая Беккерель (Бк). Внесистемной единицей измерения активности является Кюри (Кu). Активности в 1 Кu соответствует такое количество радиоактивного вещества, в котором происходит 3,7?1010 распадов в секунду (Бк). Для измерения малых активностей пользуются более мелкими единицами: милликюри (мКu), равной 10-3 кюри,, и микрокюри (мкКu), равной 10-6 Кu.

Из выражения (1) следует, что количество ядер, распадающихся в единицу времени, представляет собой определенную часть от общего числа ядер, имеющихся в данный момент в веществе, т. е. активность вещества определяется не только постоянной распада, но и числом ядер, имеющихся в данном количестве вещества в данный момент времени. Для того чтобы определить число ядер, оставшихся по истечении промежутка времени t, необходимо уравнение (1) проинтегрировать.

Разделяя переменные в этом уравнении, получим

= - лdt

Интегрируя это выражение для промежутка времени от 0 до t, получим

lnN = - лt + C

При t=0 постоянная интегрирования С будет равна 1пN0, где N0-- число атомов радиоактивного вещества в начале наблюдения.

Поэтому

lnN = - лt + 1пN0

Отсюда

ln = - л t

Потенцируя последнее выражение, получим

= e - л t

или

N = No e - л t ( 2 )

Уравнение (2) выражает закон радиоактивного распада в интегральной форме, оно показывает, что число ядер радиоактивного (РА) вещества с течением времени убывает по экспотенциальному закону (рис.3)

Необходимо отметить, что закон радиоактивного распада является статистическим законом, поэтому выражение (1) справедливо лишь только в том случае, если общее число распадающихся ядер радиоактивного вещества (РВ) достаточно велико, чтобы статистические методы были действительны.

Используя выражение (1) и (2), выражение для закона радиоактивного распада можно записать еще в следующем виде

А = л N = л No e - лt

или

А = Ао е - лt ,

где

Ао = л No - активность вещества при t = 0

Из выражения (3) следует, что активность вещества с течением времени также убывает по экспотенциальному закону. Для характеристики скорости уменьшения активности вещества с течением времени принято пользоваться периодом полураспада.

Периодом полураспада Т1/2 называется время, в течение которого распадается половина ядер атомов радиоактивного элемента, и соответственно с этим его активность уменьшается в два раза.

Число нераспавшихся ядер N радиоактивного изотопа с течением времени t определяется по формуле:

N=Nо е - t ;

где Nо - число ядер в начальный момент времени; е - основание натуральных логарифмов; постоянная радиоактивного распада.

Постоянная радиоактивного распада может быть выражена через период полураспада:

Т1/2. =ln 2 = 0,693, Т1/2. = 0,693/ = 0,693/Т1/2. (4)

1.2 Виды радиоактивного излучения. Взаимодействие излучения с веществом. Защита от альфа-, бета-, гамма- излучения

Ознакомившись с отдельными видами радиоактивного распада и их количественными характеристиками, перейдем к рассмотрению основных свойств ионизирующих излучений.

Прежде чем переходить к описанию различных видов излучения, необходимо оговорить, в каких единицах измеряется энергия излучения. В стандартной системе единиц СИ единицей измерения энергии является джоуль (Дж). Джоуль -- это работа силы один Ньютон (1 Н) при перемещении тела на расстояние 1 м в направлении действия силы. Ньютон -- единица измерения силы, 1 Н равен силе, придающей телу массой 1 кг ускорение 1 м/с2 в направлении ее действия. Килограмм -- единица измерения массы. Эта единица постулируется (так же как единицы измерения длины и времени). В СИ за основные единицы приняты метр, секунда, килограмм. Это определение переносится и в область атомной науки и техники, что не особенно удобно. В области традиционной техники СИ адекватна рассматриваемым задачам. В области реакторной физики задачи по своему содержанию и формулировке далеки от задач, возникающих в традиционной технике и базирующихся главным образом на понятиях механики. Это относится прежде всего к выбору единиц энергии. Единица измерения энергии в ядерной физике возникла как единица измерения для перемещения единичного электрического заряда (в первую очередь заряда электрона) в электромагнитном поле. В области ядерной физики удобной оказалась единица энергии, соответствующая той энергии, которую приобретает электрон, проходя разность потенциалов в один вольт. Естественно, что подобная единица энергии называется электрон-вольт. Это внесистемная единица (внесистемными называются все единицы измерения, отличающиеся от единиц, употребляемых в СИ). Соотношение между электрон-вольтом (эВ) и прочими единицами следующее. Удобнее это соотношение написать для мегаэлектрон-вольта -- миллиона электрон-вольт:

1 МэВ= 106 эВ= 1,6.10- 6эрг= 1,6 10- 13 Дж =- 4,45 1- 20 кВт ч,

Перейдем к перечислению видов излучения, играющих роль в физике реакторов. Все эти виды излучения объединяются в общее понятие «ионизирующее излучение».

Гамма-излучение. Под гамма-излучением (обозначается как г-излучение) понимается электромагнитное (фотонное) излучение, испускаемое при ядерных превращениях. Это электоромагнитные колебания очень большой частоты, распространяющиеся в пространстве со скоростью света. Эти излучения испускаются ядром в виде отдельных порций, называемых г - квантами или фотонами.

Гамма - излучение условно подразделяют на мягкое излучение с энергией менее 1 МэВ и жесткое излучение с энергией более 1 МэВ.

В табл. 1 приведены основные виды излучения в зависимости от энергии фотонов (или длины волны). В соответствии с законами квантовой механики для фотона (как для частицы без массы) длина волны обратно пропорциональна энергии. Если же частица имеет массу, то ее длина волны обратно пропорциональна массе и корню квадратному из энергии. Для нейтрона

л= =0,287/Е 1/2, где [Е]=эВ, а [л] = 10 - 8см.

В ядерном реакторе имеется большое число г-квантов, обусловленных переходом ядер из возбужденных состояний в основное. Возбуждение ядер в реакторе происходит главным образом за счет захвата ими нейтронов (в значительно меньшей степени за счет захвата высокоэнергетичных г -квантов). Возникающие при внутриядерных переходах г -кванты имеют большую энергию (порядка нескольких мегаэлектрон-вольт) и поэтому ухудшают радиологическую обстановку.

Помимо «жестких» (т. е. обладающих большой энергией) г -квантов, возникающих при внутриядерных переходах, в ядерном реакторе жесткие г -кванты образуются непосредственно в процессе деления ядер (правда, на это уходит незначительная доля общей энергии, выделяющейся при делении,-- всего лишь около 4 %).

Бета-излучение. Под бета - излучением (обозначается как в-излучение) понимается испускание электрона е- (или позитрона е+) при превращении в ядре нейтрона в протон или протона в нейтрон соответственно. Эти превращения происходят по схеме

n> p + е - + э; p>n + е+ + х

где п -- нейтрон; р -- протон; э -- антинейтрино; х -- нейтрино. Вообще говоря, нейтрон тяжелее протона, поэтому, казалось бы, первая реакция разрешена (и всегда будет происходить!), а вторая запрещена. Но это не так, ибо речь идет о распадах нейтрона и протона в ядрах (причем в конечном состоянии также образуется ядро) и необходимо учитывать энергию связи начальных и конечных ядер. Именно за счет связи в ядре нейтроны и не распадаются, иначе не осталось бы вообще вещества в виде ядер, содержащих нейтроны.

Энергия связи нуклонов (нуклонами называются протоны и нейтроны) в ядре порядка нескольких мегаэлектрон-вольт. Разница масс нейтрона и протона также порядка мегаэлектрон-вольта [массы нейтрона и протона, измеренные в атомных единицах массы (а. е. м.), 1,00898 и 1,00758 соответственно; 1а.е. м., определяемая как 1/12 массы изотопа 12С, равна 931,1 МэВ; при получении последнего равенства используется связь между массой и энергией (соотношение Эйнштейна):

Е=Мс2 ,

где

с -- скорость света в вакууме, равная 2,9979?1010 см/с].

Так как в приведенных выше реакциях распада нейтрона и протона в конечном состоянии присутствует либо антинейтрино, либо нейтрино, т.е. имеются три частицы, то образующиеся электроны (и соответственно позитроны) не монохроматичны.

Электроны за счет электромагнитного взаимодействия сильно поглощаются веществом, так что при минимальном слое защиты они не представляют опасности для человека. Однако если имеется интенсивный неэкранируемый пучок электронов, то его попадание на человеческое тело может привести к неприятностям: поражению кожи или даже к потере зрения.

Альфа-излучение. Под альфа - излучением (обозначается как б-излучение) понимаются б-частицы, т.е. ядра 4Не, испускаемые при ядерных превращениях. б-Частицы имеют заряд +2 и поэтому испытывают сильное электромагнитное взаимодействие с веществом. Небольшой слой защиты позволяет существенно ослабить излучение. Иначе обстоит дело, когда источники б-излучения расположены в воздухе (а тем более в дыхательных путях человека) и нет никаких защищающих экранов: тогда б-частицы могут принести большой вред.

Перечисленные виды излучения определяют в основном радиоактивность, возникающую в ядерных реакторах. Правда, имеется еще нейтринное излучение (как это следует из реакций, схемы которых приводились выше). Но это излучение представляет лишь очень большой научный интерес (проектируются даже специальные ядерные реакторы, основным назначением которых является получение потоков нейтрино высоких плотностей) и совершенно безопасно для живых организмов.

Нейтронное излучение. Нейтроны образуются в ядерном реакторе в процессе деления ядер. Энергия нейтронов деления лежит в области нескольких мегаэлектронвольт (центр распределения по энергиям соответствует Ео?2 МэВ). Вследствие замедления нейтронов в обычных энергетических реакторах спектр нейтронов простирается от нуля до нескольких мегаэлектрон-вольт. Взаимодействие нейтронов с веществом обусловлено сильным взаимодействием (сильное взаимодействие -- специфичное для нуклонов взаимодействие, в частности, приводящее к образованию атомных ядер; оно примерно в 100 раз интенсивнее, чем электромагнитное; но сильное взаимодействие проявляется на очень малых расстояниях, порядка размера ядра, т.е. 10-13 см: если частицы сближаются на такие расстояния, то они сильно взаимодействуют). Электромагнитным взаимодействием нейтроныне обладают, так как они нейтральны, а взаимодействие, обусловленное наличием у нейтрона магнитного момента, мало и представляет лишь большой экспериментально-научный, а не практический интерес.

В ядерных реакторах плотности потока нейтронов велики, и поэтому необходима защита от нейтронов. Но специфично то, что нейтроны в реакторе существуют лишь в момент протекания цепной реакции, в «заглушенном» реакторе, т. е. реакторе на нулевой мощности, плотность потока нейтронов практически равна нулю.

Взаимодействие излучения с веществом определяется взаимодействием с атомами (их ядрами и электронами), составляющими вещество. Конечно, специфика взаимодействия зависит от вида излучения и вида атомов. Но есть одно общее свойство, не зависящее от сортов сталкивающих частиц, -- любое взаимодействие можно охарактеризовать некоторой квантово-механической величиной, называемой сечением реакции. Квантово-механический характер сечения проявляется в том, что сечение определяет лишь вероятность того или иного вида соударения. Если речь идет об одной-единственной налетающей частице, то предсказать ее поведение принципиально невозможно. Понятие вероятности имеет смысл только для большого (очень большого) числа актов взаимодействия. Но именно такое большое число актов взаимодействия и имеется при описании поведения нейтронов в реакторе или выходящих через защиту реактора различных частиц. Как же реально используется понятие сечения? Это далеко не праздный вопрос, ибо его решение лежит в основе технического проектирования ядерных реакторов.

Пусть имеется огромное количество частиц некоторого сорта, поведение которых мы изучаем. Для упрощения картины предположим, что все эти частицы имеют одинаковую энергию. Распределение этих частиц в пространстве и времени характеризуется величиной, называемой плотностью потока данных частиц (электронов, протонов, нейтронов, г-квантов и т. п.). Плотность потока есть число частиц, проходящих через единичную площадку в единицу времени. В физике ядерных реакторов обычно в качестве единицы измерения длины выбирают сантиметр (см), а в качестве единицы измерения времени -- секунду (с). Тогда единицей измерения плотности потока будет см-2-с-1.

Обозначим сечение реакции х. Сечение характеризует свойства атомов (или ядер) среды относительно взаимодействия с частицами. Измеряется сечение в физике-реакторов в специальных единицах, называемых барнами (б):

1 б = 10 -24см2=10 -28 м2.

Если в единице объема (точнее, при выбранных нами единицах измерения -- в 1 см3) имеется п атомов (ядер) среды, то число взаимодействий в нем в единицу времени есть произведение хФп. Если на тонкий слой вещества толщиной Дx падает поток частиц, то плотность потока частиц Ф, выходящих из слоя, будет несколько меньшей: некоторое количество частиц ДФ = ФnДx провзаимодействует с атомами (ядрами вещества). Устремляя Дx>0 получаем элементарное дифференциальное уравнение для определения плотности потока частиц на глубине x:

= -- Ф х n,

решение которого есть

Ф (x ) = Ф (0) ехр (--х n x ),

где Ф(0) --плотность потока падающих на слой частиц.

В действительности при расчете спектра нейтронов в реакторе или расчете прохождения различных частиц через защиту реактора дело не сводится, конечно, к решению такого простого дифференциального уравнения, которое приведено выше. Но логика рассуждения остается прежней, а именно: использование законов сохранения (в рассмотренном нами случае это было утверждение: выходит из слоя столько частиц, сколько в него вошло, кроме тех, которые провзаимодействовали) и описание элементарных актов при помощи сечений. При этом приходится вводить более конкретные сечения, например сечения, характеризующие процесс взаимодействия, при котором одновременно теряется определенная энергия, налетающая частица после взаимодействия летит в определенном направлении и т.п. Кроме того, приходится учитывать появление частиц меньших энергий, взаимодействие их в свою очередь с веществом и т.д. Поэтому расчет спектра нейтронов и прохождения частиц через защиту -- задачи весьма трудоемкие.

Способы передачи энергии веществу различны. И прежде чем перечислять особенности сечений для различных излучений, отметим следующие моменты.

Все виды взаимодействия излучения с веществом по характеру протекания можно разделить на упругие и неупругие. Упругое взаимодействие (рассеяние) характеризуется сохранением суммарной кинетической энергии частиц. В отдельном акте взаимодействия веществу может быть передана не любая энергия. Если частица первоначально имела энергию Е, то в конце она может иметь энергию Е', лежащую в пределах еЕ?Е'?Е. Значение е определяется законами классической механики и оказывается равным

е = (М--m)2/(М + m)2,

где М и m -- массы сталкивающихся частиц.

Неупругие процессы характеризуются переходом (полным или частичным) кинетической энергии движущейся частицы в другие формы, например в энергию возбуждения атома или ядра, в энергию излучения и т.п.

Взаимодействие а- и в-излучений с веществом. Основными процессами взаимодействия заряженных частиц сравнительно малых энергий (?20МэВ) с веществом являются упругое и неупругое рассеяния, тормозное излучение. Упругое рассеяние происходит в результате электромагнитного взаимодействия заряженных частиц с кулоновским полем ядра. При этом изменяется направление движения частицы, а ее энергия практически остается такой же, как и до взаимодействия.

Неупругое рассеяние происходит при взаимодействии заряженной частицы с электронами атома. При этом часть энергии частицы передается электрону, который в результате либо переходит в более высокое энергетическое состояние, либо вылетает за пределы атома. В первом случае говорят о возбуждении, во втором -- об ионизации атома. Одновременно с уменьшением энергии налетающая частица изменяет направление первоначального движения. Электроны, выбитые из атомов среды, способны производить вторичную ионизацию атомов. Другой неупругий электромагнитный процесс -- тормозное (радиационное) излучение -- возникает при торможении заряженной частицы в электрическом поле атомного ядра.

Важнейшие физические характеристики заряженных частиц -- удельная потеря энергии (количество энергии, теряемой частицей на единице пути) и пробег. Удельная потеря энергии на ионизацию не зависит от массы частицы, пропорциональна квадрату ее заряда и концентрации электронов в среде и обратно пропорциональна квадрату скорости частицы. Обычно процессы ионизации играют доминирующую роль в потерях энергии заряженными частицами. Так, для электронов с энергией 1 МэВ потери энергии из-за упругого взаимодействия меньше ионизационных потерь примерно в 20 раз, а в случае б-частиц вклад упругого рассеяния в замедление вообще не заметен. Радиационные потери энергии существенны только для быстрых электронов, если их энергия превышает несколько мегаэлектрон-вольт. Для остальных частиц радиационные потери не важны: они обратно пропорциональны квадрату массы частицы.

В таблице 2 приведены пробеги б- и в-частиц в воздухе и биологической ткани. Как видно из таблицы, пробеги, особенно б-частиц, очень малы. Слой воздуха толщиной 10см, тонкая фольга, резиновые перчатки, одежда полностью экранируют ос-частицы.

Хотя пробег в-частиц значительно больше, чем б-частиц, защита от в-излучения не вызывает проблем. Несколько миллиметров алюминия или стекла обычно полностью экранируют поток в-частиц. Однако для высокоактивных источников в-частиц с энергией, превышающей 1 МэВ, приходится учитывать, что часть энергии уносится высокоэнергетическими г-квантами, возникающими при торможении в-частиц и обладающими большой проникающей способностью.

Взаимодействие г-излучения с веществом. В области энергии г-квантов от 20 кэВ до 10 МэВ, к которой относятся г-кванты реакторных источников излучений и встречающихся в природе радионуклидов, основными процессами взаимодействия с веществом являются фотоэффект, комптоновское рассеяние (комптон-эффект) и образование электронно-позитронных пар.

Остановимся крайне бегло на физике перечисленных процессов. При фотоэффекте падающий г-квант поглощается, передает всю свою энергию одному из атомных электронов, в результате чего последний покидает атом. Сечение фотоэффекта для различных сред лежит в пределах от 100 до 10 000 б (барнов) и пропорционально Z5г7/2, где Z, -- заряд ядра атома поглощающей среды; Ег -- энергия г-кванта. Поэтому фотоэффект играет особо существенную роль лишь в случае -квантов небольших энергий и тяжелых веществ, т. е. материалов с большим Z.

В отличие от фотоэффекта комптоновское рассеяние не приводит к полному поглощению г-кванта. Этот процесс состоит в следующем: г-квант в результате упругого взаимодействия передает часть энергии электрону и при этом рассеивается, а электрон начинает двигаться. Комптоновское рассеяние преобладает над другими процессами взаимодействия г-квантов в довольно широком диапазоне энергий: от 0,5 до 5 МэВ в свинце; от 1 до 10 МэВ в железе, и от 0,02 до 23 МэВ в воздухе.

Образование электронно-позитронных пар происходит в электромагнитном поле ядра или атомного электрона. При этом г-квант рождает пару электрон -- позитрон, которой и передает всю свою энергию (по законам сохранения распасться на электрон -- позитрон в отсутствие дополнительного тела г-квант не может). Для того чтобы рождение пары произошло, энергия г-квантов должна превышать 1,02 МэВ.

Таким образом, в результате всех процессов замедления и захвата г-квантов происходит ионизация вещества. Это крайне важный момент: если речь идет о ткани человеческого тела, то ионизация и обусловливает вредное биологическое воздействие излучения на живой организм

В таблице 3 приводятся значения линейного коэффициента ослабления г-излучения для железа, бетона и свинца. В ядерной энергетике железо (в виде стали тех или иных марок) применяется для баков реакторов; из бетона делается защита; свинец же, как тяжелый элемент, может специально применяться в качестве защиты от г-квантов.

Обращает на себя внимание следующее. Во-первых, только для свинца в рассматриваемом диапазоне энергий наблюдается увеличение коэффициента линейного ослабления г-излучения с ростом энергии, обусловленное процессами рождения пар. Во-вторых, свинец существенно сильнее поглощает г-кванты, чем железо или бетон. Дополнительно к данным табл. 3 полезно иметь в виду следующие цифры: интенсивность потока г-квантов с энергией, равной 2 МэВ, падает в 10 раз при прохождении 47 см воды, или 22 см бетона, или 6,9 см железа, или 4,5 см свинца.

Коэффициент ослабления характеризует суммарную вероятность взаимодействия с веществом, приводящего как к поглощению, так и к рассеянию г-квантов. Для характеристики степени поглощения г-квантов используют другую величину -- коэффициент истинного поглощения (или просто коэффициент поглощения) энергии. Коэффициент поглощения мп отражает факт частичной передачи энергии г-квантов среде при комптоновском рассеянии и численно равен коэффициенту ослабления минус коэффициент рассеяния при комптоновском взаимодействии. Линейные коэффициенты поглощения г-излучения в свинце приведены в последнем столбце табл. 3. Сравнение показывает, что в результате рассеяния г-излучения коэффициенты поглощения примерно на 40 % меньше соответствующих коэффициентов ослабления. Это обстоятельство указывает на крайне важную роль многократного рассеяния г-излучения в поглощающей среде.

В результате многократного рассеяния изменение плотности потока г-квантов (или создаваемой ими дозы) при прохождении поглощающего слоя толщиной x уже не может быть описано простым уравнением типа (6). Вклад рассеянного излучения обычно учитывают введением в закон ослабления сомножителя В -- фактора накопления г-излучения:

Ф (x) = ВФ (0) ехр (-- мx).)

Ясно, что фактор накопления больше единицы или равен ей, когда рассеянием можно пренебречь. Фактор накопления зависит от многих переменных: регистрируемого эффекта (что именно измеряется или рассчитывается -- плотность потока, доза или другие характеристики излучения), энергии г-квантов, атомного номера и толщины материала защиты, геометрии и компоновки защиты и т.д. Значения факторов накопления измеряют экспериментально или специально рассчитывают. Чтобы дать количественное представление о факторах накопления, отметим, что при энергии г-квантов 2,5 МэВ для слоя воды толщиной 50 см дозовый фактор накопления примерно равен 2,5, а для слоя толщиной 1 м достигает 4,5. При энергии г-квантов в 10 раз меньших (Е = 0,25 МэВ) и толщине слоя воды 50 см дозовый фактор весьма велик и равен примерно 50. Таким образом, слой воды толщиной 50 см уменьшает дозу не в 500 раз, как это следует из выражения (6) [если учитывать только не рассеянное излучение, то ехр(--мx) =500], а примерно в 10 раз. Другими словами, рассчитывая защиту, обязательно нужно учитывать многократное рассеяние.

Взаимодействие нейтронов с веществом. Взаимодействие нейтронов с ядрами вещества составляет, пожалуй, один из самых важных классов взаимодействия в ядерной физике. Объясняется это просто: благодаря взаимодействию нейтронов с ядрами урана ядерный реактор работает.

Нейтроны не имеют электрического заряда, а поэтому не взаимодействуют с электрическим полем. При взаимодействии с ядрами атомов нейтроны в зависимости от энергии могут вступать в различные ядерные реакции: упругое и неупругое рассеяние, деление, поглощение с последующим испусканием г-квантов или заряженных частиц и т.д. Сечения этих реакций являются сложными функциями энергии нейтронов и значительно различаются для элементов и даже для изотопов одного элемента. Иногда различие сечений для изотопов достигает очень большого значения. Так, изотопы 10В, 135Хе, 155Gd и 157Gd поглощают нейтроны существенно сильнее, чем прочие изотопы соответствующих элементов.

Рассеяние нейтронов на ядрах может быть двух типов: упругое и неупругое. В первом случае нейтрон рассеивается на ядре как на нечто целом, при этом потеря энергии нейтрона определяется элементарной кинематикой, подобной той, какая имеет место при упругом рассеянии бильярдных шаров (именно на основе подобной кинематики и было получено приведенное выше значение е -- относительное минимальное значение энергии частицы после рассеяния). Во втором случае часть кинетической энергии нейтрона уходит на возбуждение ядра, которое из возбужденного состояния переходит в основное, как правило, с испусканием г-кванта.

Сечение рассеяния нейтронов с низкой энергией почти для всех элементов лежит в области от 1 до 10 б. На рис. 4 на примере ядра 12С приведено типичное поведение сечения рассеяния для элементов с небольшой атомной массой. Хорошо просматриваются пики в сечении, называемые резонансными. Обусловлены резонансы внутренней структурой ядра -- при некоторых, совершенно строго определенных энергиях нейтрона его взаимодействие с ядром оказывается существенно более вероятным.

Если при рассеянии нейтроны теряют энергию, но остаются нейтронами, то при поглощении ядрами они перестают существовать как свободные частицы. Это очень существенно для протекания цепной реакции деления в ядерном реакторе.

Но при этом нейтроны не пропадают. Согласно закону сохранения нуклонов, которыми являются протоны и нейтроны, возможен переход нейтронз-протон, но не их исчезновение. (Подчеркнем, что в этой книге мы несколько упрощаем ситуацию: строго говоря, за счет слабых взаимодействий нуклоны могут переходить в гипероны; это явление, играющее основополагающую роль в физике элементарных частиц, не имеет ни малейшего значения для физики ядерных реакторов, ибо гипероны живут ничтожно малое время - порядка 10--10 с.) В результате поглощения (радиационного захвата) нейтрона образуется ядро более тяжелого изотопа, которое, как правило, бывает неустойчивым и распадается главным образом в результате в-распада (сопровождается г-излучением; последнее обстоятельство обусловлено тем, что при в-распаде конечное ядро образуется в возбужденном состоянии). Процесс радиационного захвата нейтронов используется в технике для получения искусственных радиоактивных нуклидов.

1.4 Облучение: техногенное, профессиональное, производственное, природное, потенциальное, медицинское, аварийное

Облучение - воздействие на человека ионизирующего излучения.

Облучение аварийное - облучение в результате радиационной аварии.

Облучение медицинское - облучение граждан (пациентов) при медицинском обследовании и лечении.

Облучение планируемое повышенное - планируемое облучение персонала в дозах, превышающих установленные основные пределы доз, с целью предупреждения развития радиационной аварии или ограничения ее последствий.

Облучение потенциальное - облучение, которое может возникнуть в результате радиационной аварии.

Облучение природное - облучение, которое обусловлено природными источниками излучения.

Облучение производственное - облучение работников от всех техногенных и природных источников ионизирующего излучения в процессе производственной деятельности.

Облучение профессиональное - облучение персонала в процессе его работы с техногенными источниками ионизирующего излучения.

Облучение техногенное - облучение от техногенных источников как в нормальных, так и в аварийных условиях, за исключением медицинского облучения пациентов.

Поражение персонала, работающего с источниками ионизирующего излучения (ИИИ) и населения, происходит в результате внешнего и внутреннего облучения. Под внешним облучением понимают воздействие ИИИ, испускаемое радионуклидами, на внешние покровы человека и глаза. Основное поражение при внешнем облучении происходит от гамма- и нейтронного излучения (ГИ и НИ), которые проникают через кожные покровы и одежду. Альфа- и бета - излучения, имея малый пробег в воздухе, не оказывают заметного влияния на организм человека, за исключением органов зрения. Попадая на слизистую оболочку глаза, альфа- и бета - частицы вызывают сильное раздражение (ожоги), что при больших дозах может привести к потере зрения.

Внутреннее облучение делится, в свою очередь, на пероральное при попадании радиоактивных веществ (РВ) внутрь с пищей или водой и ингаляционной при дыхании с воздухом. Здесь основное воздействие на человека оказывают альфа- и бета - радионуклиды, обладающие высокой ионизационной способностью, поражающие внутренние органы человека, ускоряя появление первичных реакций радиационного поражения (головокружение, рвота и т.п.).

Внешнее и внутреннее облучение определяется поглощенной дозой излучения и могут приводить к повреждениям тканей организма человека, возникновению различной степени лучевой болезни, а при высоких дозах - к летальному исходу.

Отдаленные последствия облучения.

Острые эффекты облучения проявляются либо непосредственно, либо спустя несколько суток или недель поле облучения. Обычно они проявляются в органах и тканях с быстро делящимися клетками. В медленно делящихся и неделящихся тканях, таких как легкие, печень, почки, сердце, соединительная и нервная ткани, кости, наблюдается широкое разнообразие всевозможных изменений. Так, казалось бы в «выздоровевшем организме», перенесшем большую дозу радиации, спустя 10--20 лет возникают различные болезненные явления, которые называют отдаленными последствиями облучения.

Описать все многообразие отдаленных последствий невозможно, поэтому мы остановимся лишь на наиболее важных из них.

Одним из универсальных отдаленных эффектов облучения является сокращение продолжительности жизни. Экспериментальные исследования, проведенные на млекопитающих, позволяют утверждать, что между степенью укорочения жизни и дозой облучения существует прямо пропорциональная зависимость, т.е. чем больше доза, тем больше степень укорочения жизни.

Данные, полученные на млекопитающих, были экстраполированы на человека. В результате был сделан вывод: каждые 0,01 Гр при однократном облучении сокращают жизнь на 1--15 суток, а при хроническом облучении -- на 0,08 суток.

Наблюдения за жертвами бомбардировок Хиросимы и Нагасаки показали, что сокращение продолжительности жизни следует отнести за счет увеличения заболеваний крови (лейкозов) и раков.

Облучение может вызвать появление злокачественных новообразований практически во всех органах. Рак того или иного органа -- наиболее серьезное последствие облучения. Оценки риска заболевания раком основаны на обследовании жертв атомных бомбардировок в Японии. Однако эти оценки нельзя считать вполне надежными, так как мы должны в каждом конкретном случае знать поглощенную дозу. Эта задача практически не выполнима, поскольку это зависит от того, в каком месте и в каких условиях находился человек в момент взрыва или аварии. И тем не менее даже эти данные позволяют сделать некоторые выводы об увеличении злокачественных новообразований по сравнению со спонтанным уровнем.

Первыми в группе раковых заболеваний являются лейкозы. Максимальное развитие лейкозов после двухлетнего скрытого периода приходится в среднем на 6--7 лет после облучения (рис. 5). По оценкам Научного Комитета по действию атомной радиации ООН (НКДАР) от каждого 1 Гр умрут от лейкозов в среднем два человека из тысячи.

Действие радиации часто вызывает рак молочной и щитовидной желез, частота которого пропорциональна поглощенной дозе. Эти железы яв-

ляются гармонизированными органами, поэтому возникновение злокачественных новообразований определяется не только поглощенной дозой, но и состоянием эндокринного равновесия, которое нарушается при действии радиации. Попадание радионуклидов с воздухом внутрь организма может привести к развитию рака легких.

К отдаленным последствиям радиации относится рак кожи. Спустя длительное время после облучения (иногда 18--25 лет) облученные участки кожи уплотняются, теряют эластичность, нарушается функция потовых желез, замедляется заживление ран. Тяжесть этих повреждений зависит от многих факторов: от площади облученной зоны, длительности и вида облучения и т. д.

Местное облучение глаз может привести к повреждению клеточных волокон, составляющих хрусталик. Результатом повреждения является помутнение хрусталика (катаракта). Возникновение катаракты -- пороговая реакция. Так, минимальная доза 2 Гр при однократном гамма-облучении вызывает помутнение хрусталика. Если доза растянута во времени, то частота возникновения катаракты уменьшается. Это говорит о том, что происходят процессы восстановления. Облучение в дозе около 6 Гр вызывает катаракты у большинства облученных людей.

При выведении из организма радионуклидов поражаются сосуды почек и почечная ткань, что приводит к нефросклерозу. Пораженные участки теряют функциональную активность и замещаются соединительной тканью. Следствием нефросклероза является стойкое повышение артериального давления.

Ускоренное старение организма связывают с отдаленными последствиями облучения. Существует гипотез старения: гипотеза изнашивания, гипотеза накопления токсинов и гипотеза соматических мутаций.

Согласно гипотезе изнашивания физиологические и биологические повреждения накапливаются в течение жизни. Некоторые из них восстанавливаются, не восстановленные вызывают старение и смерть.

Гипотеза накопления токсинов предполагает аккумуляцию некоторых отработанных веществ, приводящих к преждевременному старению.

Теория соматических мутаций утверждает, что молекулы, несущие жизненно важную информацию, подвержены постепенному изнашиванию. В результате будет осуществляться неверная передача информации, что приведет к накоплению дефектов в клетках, тканях, органах.

Отметим, что ни одна из приведенных гипотез не объясняет в полной мере процесса радиационного сокращения жизни.

Остановимся на том, как влияет облучение беременной женщины на развитие плода. На основе анализа данных, полученных при лучевой терапии беременных женщин, был сделан вывод, что радиочувствительность плода тем выше, чем он моложе.

Облучение беременной женщины большими дозами радиации может вызвать ряд неприятных последствий: внутриутробную гибель плода, самопроизвольное рассасывание, выкидыш, разнообразные уродства развития.

Облучение эмбриона на самых ранних стадиях его развития заканчивается обычно гибелью плода, либо очень грубыми поражениями. Наиболее опасно облучение в первые 40 дней после зачатия. Облучение на 3--6 месяцах беременности чаще всего приводит к уродствам, умственной отсталости, а на 7--9 месяцах -- к лучевой болезни новорожденных.

Дети, которые были облучены внутриутробно, имеют большую вероятность заболеть лейкозом, они тяжело переносят детские инфекции, что говорит об ослаблении иммунитета.

Таким образом, можно сделать абсолютный вывод: беременную женщину необходимо оберегать от всякого воздействия радиации.

1.5 Доза облучения (эквивалентная, эффективная)

Доза поглощенная (D) - величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу:

D =
где de - средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме; dm - масса вещества в этом объеме.
Энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной объему, деленной на массу этого объема. В единицах СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж?кг-1), и имеет специальное название - грэй (Гр). Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад равна 0,01 Гр.
Доза в органе или ткани (Dт) - средняя поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела.
Доза эквивалентная (Нт,R) - поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения WR:
Нт,R = WR? Dт,
где DT,R - средняя поглощенная доза в органе или ткани; WR - взвешивающий коэффициент для излучения R.
При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения:
Нт = У Нт,R
Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв).
Доза эффективная (Е) - величина воздействия ионизирующего излучения, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения организма человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности.
Она представляет собой сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты:

Е = У Wт?Нт

где НT - эквивалентная доза в органе или ткани; WT - взвешивающий коэффициент для органа или ткани.

Единица эффективной дозы - зиверт (Зв).

Доза эквивалентная (Нт(ф)) или эффективная (E(ф)), ожидаемая при внутреннем облучении, - доза за время ф, прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм:

Когда ф не определено, то его следует принять равным 50 годам для взрослых и 70 для детей и подростков.

Доза годовая эффективная (эквивалентная) - сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения человека, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.

...

Подобные документы

  • Правовые основы безопасности жизнедеятельности. Проблема предотвращения возникновения катастроф, смягчения их последствий и ликвидации. Режимы радиационной защиты населения, рабочих и служащих. Оценка радиационной обстановки при аварии на АЭС.

    реферат [51,4 K], добавлен 31.10.2008

  • Основные показатели степени потенциальной опасности радиационно-опасных объектов. Приборы радиационной разведки и дозиметрического контроля. Мероприятия по ограничению облучения населения и его защите в условиях радиационной аварии, алгоритм действий.

    контрольная работа [54,3 K], добавлен 26.02.2011

  • Оценка радиационной обстановки после применения ядерного боеприпаса. Расчет сумарной дозы радиации. Определение коэффициента радиации жилья. Коэффициент защиты жилья. Мероприятия, проводимые по уменьшению воздействия РВ. Решение вопросов питания и воды.

    контрольная работа [113,9 K], добавлен 21.11.2008

  • Подходы для обоснования критериев обеспечения безопасности человека. Основные принципы концепции приемлемого риска. Особенности рисков, связанных с техногенными объектами. Принципы и задачи, лежащие в основе современной системы радиационной защиты ALARA.

    реферат [2,1 M], добавлен 08.12.2010

  • Технические характеристики аварий. Факторы радиационной опасности. Возможные пути облучения при нахождении личного состава в районе аварийной АЭС. Оценка радиационной обстановки при аварии. Лечебно-профилактические работы в очагах, их основные этапы.

    презентация [1,2 M], добавлен 23.08.2015

  • Готовность к радиационной аварии на стадии планирования и проектирования. Содержание плана защиты персонала в случае аварии. Регламентация действий эксплуатационного персонала специальными инструкциями. Первоочередные действия оперативных работников.

    контрольная работа [30,8 K], добавлен 18.11.2010

  • Анализ концепции приемлемого риска при работе с материалами, излучающими радиацию. Средняя допустимая индивидуальная доза облучения персонала как от естественных, так и от техногенных источников радиации. Материалы для защиты от нейтронного излучения.

    контрольная работа [74,4 K], добавлен 27.01.2016

  • Принципы организации радиационной безопасности на атомных электростанциях. Основные задачи дозиметрии. Ведущие направления радиационного контроля. Технические средства, предназначенные для удержания радиоактивных веществ. Средства биологической защиты.

    контрольная работа [33,6 K], добавлен 19.11.2010

  • Оценка радиационной обстановки при возможных взрывах ядерных боеприпасов и авариях на АЭС. Классификация помещений по пожарной опасности. Обязанности руководителя по обеспечению пожарной безопасности. Правительственная классификация чрезвычайных ситуаций.

    контрольная работа [39,5 K], добавлен 24.02.2011

  • Прогнозирование обстановки при землетрясении. Режимы функционирования РСЧС. Декларирование безопасности потенциально опасных объектов. Оценка радиационной и химической обстановки. Определение режимов радиационной защиты населения в условиях заражения.

    курсовая работа [1,1 M], добавлен 10.12.2013

  • Первая помощь на различных этапах эвакуации. Квалификационная медицинская помощь. Расчет количества пострадавших при чрезвычайной ситуации техногенного характера. Методы локализации источников радиоактивного загрязнения. Защитные комплекты пожарных.

    курсовая работа [175,2 K], добавлен 29.12.2014

  • Основные представления о радиоактивности. Источники и пути попадания радионуклидов в организм человека. Понятие радиационной безопасности и законодательство в области безопасности пищевых продуктов. Гигиеническая оценка радиоактивной безопасности.

    реферат [32,1 K], добавлен 08.08.2014

  • Официальная хронология событий. Основные причины катастрофы. Предполагаемый сценарий аварии на Чернобыльской АЭС. Выводы комиссии Национальной академии наук Украины. Ликвидация последствий аварии. Работы по очистке территории и захоронению реактора.

    реферат [25,1 K], добавлен 20.12.2010

  • Обеспечение безопасности при ликвидации последствий взрыва. Причины образования взрывоопасной газовоздушной смеси в топках и газоходах газифицированной котельной. Порядок оповещения персонала и эвакуация из зоны аварии. Мероприятия по защите населения.

    курсовая работа [1,4 M], добавлен 07.05.2019

  • Основные виды ионизирующих излучений. Основные правовые нормативы в области радиационной безопасности. Обеспечение радиационной безопасности. Радиационное воздействие и биологические эффекты. Последствия облучения людей ионизирующим излучением.

    реферат [28,0 K], добавлен 10.04.2016

  • Источники ионизирующего излучения лучевых досмотровых установок: рентгеновские и инспекционно-досмотровые ускорительные комплексы. Требования к организации по обеспечению радиационной безопасности. Контроль индивидуальных доз внешнего облучения персонала.

    реферат [20,6 K], добавлен 19.10.2014

  • Основные характеристики ионизирующих излучений. Принципы и нормы радиационной безопасности. Защита от действия ионизирующих излучений. Основные значения дозовых пределов внешнего и внутреннего облучений. Отечественные приборы дозиметрического контроля.

    реферат [24,6 K], добавлен 13.09.2009

  • Мероприятия, проводимые в лабораториях и научно-исследовательских центрах при пожарах, правила тушения и используемое оборудование, вещества, материалы. Порядок ликвидации радиационной и химической аварии. Техника безопасности при работе в лаборатории.

    презентация [891,0 K], добавлен 16.12.2011

  • Виды безопасностей. Классификация чрезвычайных ситуаций. Основные поражающие факторы при радиационной аварии. Принципы защиты от ионизирующего излучения. Вредные, опасные факторы производственной среды. Воздействие на организм тока, ультразвука.

    шпаргалка [28,3 K], добавлен 03.02.2011

  • Изучение нормативно-технической документации, обеспечивающей выполнение требований охраны труда. Требования радиационной безопасности, действующие на заводе. Организация работ с высоким уровнем риска. Порядок обращения с твердыми радиоактивными отходами.

    отчет по практике [39,8 K], добавлен 16.10.2012

Работы в архивах красиво оформлены согласно требованиям ВУЗов и содержат рисунки, диаграммы, формулы и т.д.
PPT, PPTX и PDF-файлы представлены только в архивах.
Рекомендуем скачать работу.