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.
Единица годовой эффективной дозы - зиверт (Зв).
Доза эффективная коллективная - мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения; она равна сумме индивидуальных эффективных доз. Единица эффективной коллективной дозы - человеко-зиверт (чел.-Зв).
Доза предотвращаемая - прогнозируемая доза вследствие радиационной аварии, которая может быть предотвращена защитными мероприятиями.
1.6 Единицы радиоактивности и величины, применяемые в радиационной защите
В настоящее время существует достаточно много различных единиц измерения источников ИИ, что создает различные проблемы в их понимании и предпосылки для путаницы. Соотношения между единицами измерения источников ИИ представлены в табл.4:
1.7 Минимально значимая активность. Мощность дозы излучения. Расчет активности источника по величине мощности дозы
Активность минимально значимая (МЗА) - активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешение органов санитарно-эпидемиологической службы Министерства здравоохранения на использование этих источников, если при этом также превышено значение минимально значимой удельной активности.
Активность минимально значимая удельная (МЗУА) - удельная активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешение органов санитарно-эпидемиологической службы Министерства здравоохранения на использование этого источника, если при этом также превышено значение минимально значимой активности.
Активность удельная (объемная) - отношение активности А радионуклида в веществе к массе т (объему V) вещества:
Аm = ; Av =
Единица удельной активности - Беккерель на килограмм, Бк/кг. Единица объемной активности - Беккерель на метр кубический, Бк/м3.
Мощность дозы - доза излучения за единицу времени (секунда и производные). Единицей измерения мощности экспозиционной дозы излучения является Рентген в час или Кулон на кг в секунду.
Существует определенная зависимость мощности дозы, создаваемой источником ионизирующего излучения от его активности, геометрических размеров и расстояния до источника. Эта зависимость имеет следующее выражение:
Рэкс =,
где Рэкс - экспозиционная мощность дозы, Р/ч; А - активность источника, мКu (и производные), R - расстояние от источника, см; Кг - коэффициент, называемый гамма - постоянной, которая численно равная мощности дозы, создаваемой точечным источником г - излучения с активностью равной 1 мКu на расстоянии 1 см (Р?см2 /ч?мКu), определяется по таблице 5.
Под точечным источником принято понимать такой источник, максимальный размер которого меньше расстояния от него до облучаемого объекта, не менее чем в 10 раз.
Из выражения 13 следует:
Кг?А = Р?R2 или А =
Выражение 14 позволяет определить активность источника ионизирующего излучения по мощности экспозиционной дозе измеренной каким либо прибором на определенном расстоянии от источника.
1.8 Радиоактивное загрязнение (снимаемое, неснимаемое). Радиационная авария. Вмешательство, уровни вмешательства
Радиоактивное загрязнение - присутствие радиоактивных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле человека или в другом месте в количестве, превышающем уровни, принятые в установленном порядке.
Загрязнение поверхности неснимаемое (фиксированное) - радиоактивные вещества, которые не переносятся при контакте на другие предметы и не удаляются при дезактивации.
Загрязнение поверхности снимаемое (нефиксированное) - радиоактивные вещества, которые переносятся при контакте на другие предметы и удаляются при дезактивации.
Зона наблюдения - территория за пределами санитарно-защитной зоны, на которой проводится радиационный мониторинг.
Зона радиационной аварии - территория, на которой установлен факт радиационной аварии.
Радиационная авария - это потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к незапланированному облучению людей или радиоактивному загрязнению окружающей среды, превышающим величины, регламентированные для контролирующих условий.
Радиационная авария проектная - авария, для которой проектом определены исходные и конечные состояния радиационной обстановки и предусмотрены системы безопасности.
Наиболее типичные случаи, связанные с авариями:
* сознательное использование или хранение источников ионизирующих излучений с нарушением требований, предусмотренных санитарным законодательством, или правил техники безопасности, создающее прямую возможность облучения лиц из населения или персонала и загрязнения окружающей среды;
* потеря, хищение источников ионизирующих излучений или радиационных установок и приборов;
* оставление источников ионизирующих излучений в скважинах при радиоизотопных методах исследования;
* отказ радиационной техники, эксплуатируемой в промышленности, медицине, НИИ и т. д.;
* неисправности на ядерных транспортных средствах (спутники, летательные аппараты, подводные лодки и т. д.);
* аварии и происшествия на АЭС и реакторах.
Вмешательство - мероприятие (действие), направленное на предотвращение либо снижение неблагоприятных последствий облучения или комплекса неблагоприятных последствий радиационной аварии.
Уровень вмешательства (УВ) - уровень радиационного фактора, при превышении которого следует проводить определенные защитные мероприятия.
Радиационные аварии, не связанные с АЭС, по их последствиям делят на 5 групп:
I -- аварии, которые не приводят к облучению персонала, лиц из населения (выше ДП) или загрязнению производственной и окружающей среды, не создают реальной опасности переоблучения или загрязнения и требуют расследования причин их возникновения;
II -- аварии, в результате которых персонал и лица из населения получили дозу внешнего облучения (выше ДП);
III ---аварии, при которых была загрязнена производственная или окружающая среда (выше ДУ);
IV -- аварии, в результате которых персонал и лица из населения получили дозу внешнего и внутреннего облучения выше значений, предусмотренных НРБ-2000;
V -- аварии, в результате которых произошло внешнее и внутреннее облучение персонала, лиц из населения и загрязнение окружающей среды (группы III и IV настоящей классификации).
Глава 2. Естественные и техногенные источники радиации
2.1 Природные источники радиации. Космическое (галактическое и солнечное) излучение. Радиоактивные элементы земной коры
Природные источники радиации
Естественные источники излучения делятся на два типа. К первому относятся те источники, которые расположены вне Земли. Испускаемое ими излучение приходит на Землю из космоса и поэтому называется космическим (космические лучи). Ко второму относятся радиоактивные источники, входящие в состав вещества Земли.
Космическое излучение. В настоящее время установлено, что космическое излучение, т.е. частицы, падающие на Землю из космоса, образуются при вспышках сверхновых звезд нашей Галактики. Это так называемое галактическое космическое излучение. Его энергия весьма высока (вплоть до 1021эВ = 1015 МэВ). Кроме того, на Землю падают частицы, испускаемые Солнцем, -- солнечное космическое излучение. Его энергия существенно ниже (не выше 1010эВ = 104 МэВ).
Состав галактического космического излучения, падающего на Землю, примерно следующий: 90 % -- протоны, 7 % б-частицы, 1 % -- ядра элементов более тяжелых, чем 4Не. Распространение элементов в составе космического излучения примерно соответствует их распространению во Вселенной. Имеется лишь два исключения, обусловленных следующими физическими причинами. Во-первых, значительно большее количество легких ядер (литий, бериллий, бор), что вызвано расщеплением тяжелых ядер при столкновении с атомами межзвездной среды. Количественные оценки этого эффекта позволяют оценить расстояние, проходимое галактическим излучением от рождения до попадания в околоземное пространство: оно оказывается равным в массовых единицах около 3 г/см2. Время жизни космического излучения в Галактике порядка 3?107лет. Во-вторых, в составе космического излучения значительно больше тяжелых ядер (Z>20), чем в среднем в веществе Вселенной. Это объясняется тем, что в источнике космического излучения более тяжелые ядра эффективнее ускоряются, чем легкие.
При движении в космическом пространстве частицы ускоряются и перемешиваются, проходя через нерегулярные и неоднородные межзвездные магнитные поля. Космическое излучение от различных источников долгое время диффундирует в Галактике, в результате чего происходит сильное перемешивание и изотропизация.
Плотность потока галактического излучения у Земли порядка 1 част./(см2?с). Энергетический спектр галактического космического излучения качественно имеет следующий вид. При полной энергии е, меньшей чем 109 эВ, количество частиц практически от энергии не зависит. В диапазоне энергий 109?е?1010 эВ наблюдается некоторое уменьшение количества частиц больших энергий. В области энергий 1010--1015 эВ спектр всех частиц описывается степенной функцией вида е--1,7. В интервале 1015--1017 эВ имеет вид е--2,2. Исходя из спектра галактического космического излучения, можно вычислить его плотность энергии в пространстве. Она равна 10--12 эрг/см3 = 0,6 эВ/см3. Попадая в магнитное поле Земли, космическое излучение, состоящее из заряженных частиц, отклоняется от первоначального направления. Отклонение тем сильнее, чем меньше геомагнитная широта места наблюдения. Поэтому на экватор приходят, например, протоны с энергией, большей чем ,1,5?1010 эВ, а на широту 51° -- с энергией, большей чем 2,5·109 эВ. Поскольку с ростом энергии плотность потока частиц падает, на экваторе наблюдается меньшая интенсивность космического излучения. Последний эффект называется широтным эффектом.
Кроме того, максимальная энергия, которую может иметь космическое излучение на поверхности Земли, обусловлена излучением в магнитном поле Земли. Это так называемый эффект Померанчука. Установление этого эффекта предопределило открытие синхротронного излучения, т. е. излучения электромагнитной волны заряженными частицами, движущимися с релятивистскими скоростями в однородном магнитном поле. В отличие от галактического солнечное космическое излучение наблюдается эпизодически после некоторых хромосферных вспышек. Его состав соответствует составу элементов на Солнце (с преимущественным преобладанием более тяжелых элементов, что обусловлено их большим ускорением), энергетический спектр -- более быстро падающий (этот спектр изменяется от события к событию показатель степени колеблется в пределах 2--7). Интенсивность солнечного космического излучения сильно колеблется. Наибольшая интенсивность соответствовала 7·104 част./(см2·с) (4 августа 1972 г.). Длительность возрастания интенсивности -- от нескольких суток до нескольких часов.
Наконец, отметим следующее. Космическое излучение попадает из космоса на поверхность атмосферы. Проходя атмосферу, первичное космическое излучение многократно взаимодействует с веществом атмосферы. Так, пробег протонов относительно ядерных взаимодействий (порядка 90 г/см2) составляет примерно 1/11 всей толщи атмосферы. Поэтому протоны успевают в атмосфере полностью провзаимодействовать, и на уровне моря регистрируется вторичное космическое излучение, состоящее из трех компонент: ядерно-активной, мюонной и электронно-фотонной. Ядерно-активную компоненту составляют нуклоны и не успевшие распасться р±--мезоны. На уровне моря остается 1 % ядерно-активных частиц. Мюонная (и нейтринная) компонента состоит из мюонов и нейтрино, образовавшихся в результате распада мезонов по схеме
р± > µ± + э
И мюоны, и нейтрино-- слабовзаимодействующие частицы. Поэтому нейтрино (стабильные частицы) уходят, а мюоны (время жизни 2,2- 10--6 с; масса 105,7 МэВ т. е. в 207 раз больше массы электрона) распадаются, Электронно-фотонная компонента возникает в результате распада р° мезона по схеме
р°> 2г
и дальнейшего возникновения электронно-позитронных пар и новых г-квантов в результате тормозного излучения. Повторение этих процессов приводит к лавинным процессам. Если первичная частица имела энергию, превосходящую 1014 эВ, то в образующемся каскаде частиц их число может достигать 10б--109. Подобные каскады называются широкими атмосферными ливнями и являются прямо-таки находкой для экспериментаторов, изучающих элементарные частицы.
В заключение стоит отметить, что космическое излучение -- это тот радиоактивный фон, который сопровождал и сопровождает развитие и эволюцию жизни на Земле. Более того, он в существенной степени определял и направление эволюции жизни, ибо являлся причиной генетических мутаций. Как мы видим, все обошлось достаточно благополучно и генотип человечества достаточно хороший. Задача же заключается в том, чтобы его непоправимо не испортить за счет создания человеком искусственных источников ионизирующего излучения. В настоящее время одним из подобных потенциальных источников являются ядерный реактор и, конечно, ядерные войны.
Радиоактивность земной коры (вещества Земли). Земля возникла около 4,7 млрд. лет тому назад. В момент ее возникновения в веществе содержались радиоактивные нуклиды с самыми различными временами жизни. Однако к настоящему времени остались только те из них, периоды полураспада которых достаточно велики, и, конечно, радиоактивные нуклиды, являющиеся продуктами распада долгоживущих радионуклидов, даже те, которые обладают и небольшими периодами полураспада. Просто в радиоактивном ряде -- а так называется последовательность генетически связанных радиоактивных нуклидов, в которой каждый последующий нуклид возникает в результате б- или в-распада предыдущего, - устанавливается равновесие концентраций нуклидов. Время установления «векового равновесия» равно нескольким временам полураспада наиболее долгоживущего промежуточного члена ряда. Поэтому в земной коре присутствуют все члены естественных рядов, в том числе и быстрораспадающиеся. В равновесном состоянии отношение концентраций двух следующих один за другим нуклидов радиоактивного ряда xi и хi+1 выражается через соответствующие времена полураспадов так:
xi / хi+1 = Т1/2i+1 /Т1/2i
Известны три ествественных радиоактивных ряда, начинающихся соответственно с нуклидов 23290Тh, 23592U и 23892U. Ряды 23592U и и 23892U имеют специальные названия -- ряд актиноурана и ряд урана -- радия соответственно. Кроме того, имеется еще радиоактивный ряд, начинающийся с 23793Np; точнее говоря, такой ряд когда-то существовал в природе, но из-за сравнительно малого периода полураспада первого члена ряда 23793Np в настоящее время в природе членов этого ряда уже нет (но все они получены искусственным путем в ядерных реакторах). На рис. 6.а, б, в приведены схемы первых трех радиоактивных рядов. По оси абсцисс отложен порядковый номер элементов (что совпадает с числом протонов в ядре), а по оси ординат - число нейтронов в ядре. Движение на два деления влево по оси абсцисс и на два деления вниз по оси ординат соответствует б-распаду; движение на одно деление вправо по оси абсцисс и на одно деление вниз по оси ординат -- в-распаду. На схемах видно, что в радиоактивных рядах имеются разветвления, т. е. некоторые промежуточные нуклиды могут распадаться путем как б-распада, так и в-распада. Но каждый естественный радиоактивный ряд начинается с определенного нуклида и определенным нуклидом заканчивается. Для общего представления заметим, что в 1 т естественного урана содержится 0,36 г 226Rа и 1,3?10--9 г 218Ро.
Уран, на котором в настоящее время базируется ядерная энергетика, -- весьма распространенный и сильно рассеянный в земной коре элемент. Его среднее содержание в земной коре составляет примерно 3?10--4 %. Встречающийся в природе уран состоит из трех изотопов: 238U (99,275 %), 235U (0,72 %) и 234U (0,0054 %). Все эти изотопы урана радиоактивны, самопроизвольно распадаются с испусканием б-частиц и испытывают слабое спонтанное деление.
Малое содержание 235U в природе не дает возможности развиться цепной реакции деления ядер. Однако это утверждение, совершенно справедливое сегодня, оказывается неверным по отношению к давно прошедшему времени.
Известно, что период полураспада 235U в 6 раз меньше, чем изотопа урана 238U). Поэтому 2 млрд. лет тому назад содержание 235U) в природном уране было значительно выше, чем сейчас, и составляло около 3 %. Но при таких концентрациях 235Uи уже возможно возникновение критической системы, состоящей из урана и воды, что и произошло в свое время в Окло (Габон): там в течение 600 млн. лет (!) работал природный реактор мощностью около25 кВт. Это было достоверно установлено по анализу руды из района месторождения. Правда, по современным понятиям плотность потока нейтронов в природном реакторе была не так уж велика -- всего около 108см--2?с--1, но и в этих условиях трудно представить, насколько опасной была радиационная обстановка в прилегающей местности.
2.2 Источник ионизирующего излучения: природный, техногенный, радионуклидный закрытый, радионуклидный открытый
Источник ионизирующего излучения - устройство или радиоактивное вещество, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение (далее в данном документе - источник излучения).
Источник излучения природный - источник ионизирующего излучения природного происхождения, на который распространяется действие настоящих Норм.
Источник излучения техногенный - источник ионизирующего излучения специально созданный для его полезного применения или являющийся побочным продуктом этой деятельности.
Источник радионуклидный закрытый - источник излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.
Источник радионуклидный открытый - источник излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду.
Закрытые источники ионизирующего излучения по характеру действия могут быть условно разделены на 2 группы:
* источники излучения непрерывного действия;
* источники, генерирующие излучение периодически.
К I группе относятся г-установки различного назначения, нейтронные, в- и г-излучатели; ко II -- рентгеновские аппараты и ускорители заряженных частиц (в последнем случае при ускорении частиц до энергий, превышающих 10 МэВ, возможно образование искусственных радионуклидов). При этом возникает потенциальная опасность поступления радиоактивных изотопов в организм.
Открытые источники ионизирующего излучения являются причиной не только внешнего, но и внутреннего облучение персонала, которое происходит при поступлении радионуклидов в окружающую рабочую среду в виде газов, аэрозолей, а также твердых и жидких радиоактивных отходов. Технологические процессы и операции, связанные с возможностью образования радиоактивных аэрозолей, часто имеют ведущее значение.
Наряду с обычными механизмами возникновения аэрозолей, которыми сопровождаются работы с неактивными материалами (например, при механической обработке, химических и металлургических процессах и др.), для операции с радионуклидами в открытом виде характерны следующие особенности:
Ш образование радиоактивных аэрозолей дочерних продуктов распада радона, торона и актинона, поступающих в воздух при работе с радием, торием и актинием, криптона-89 и -90, ксенона-133, возникающих на атомных реакторах и других объектах;
Ш образование радиоактивных аэрозолей за счет поступления в воздух с загрязненной радионуклидами поверхности ядер отдачи; указанный процесс образования аэрозолей, который встречается чаще всего при распаде на поверхности радия, полония и плутония, называют агрегатной отдачей;
Ш возникновение радиоактивных аэрозолей в результате активации частиц обычной пыли при воздействии на них интенсивных потоков нейтронов.
Таким образом, источниками образования радиоактивных аэрозолей могут быть не только производственные операции, но и загрязненные радионуклидами рабочая поверхность, спецодежда и обувь.
Таким образом, источниками образования радиоактивных аэрозолей могут быть не только производственные операции, но и загрязненные радионуклидами рабочая поверхность, спецодежда и обувь.
Все объекты, которые представляют потенциальную опасность загрязнения радионуклидами рабочей среды, можно условно разделить на 2 группы:
* I группа -- многочисленные лаборатории, учреждения и предприятия, где их использование в открытом виде предусмотрено самой технологией производства. Например, в медицинских учреждениях для лечения и диагностики ряда заболеваний; в лабораториях сельскохозяйственного профиля -- для изучения процессов усвоения растениям вносимых в почву удобрений, оценки роли микроэлементов в питании растений и решения других научно-исследовательских задач; в лабораториях промышленного профиля -- для изучения износа деталей различных устройств машиностроении, для оценки процесса шлакообразования и динамики плавки металлического лома в мартеновских печах и т.д.;
* II группа -- такие объекты, на которых радионуклиды в открытом виде образуются как неизбежные, а в отдельны: случаях и как побочные нежелательные продукты технологического процесса, например рудники по добыче радиоактивных руд и заводы по их переработке, атомные электростанции и экспериментальные реакторы, мощные ускорители заряженных частиц и др.
Вполне понятно, что потенциальная опасность внутреннего переоблучения персонала на указанных объектах неравнозначна. Она зависит прежде всего от общей активности радионуклидов на рабочих местах, степени их радиотоксичности, характера производственных операций. Так, чем большее их количество применяется при работе, тем (естественно, при прочих равных условиях) больше вероятность загрязнения воздуха, рабочей поверхности и тела работающих; потенциальная опасность внутреннего переоблучения при работе с радионуклидом. Согласно основным санитарным правилам, все радионуклиды в зависимости от допустимого количества на рабочем месте условно подразделяют на 4 группы радиотоксичности.
Группа А -- элементы с особой высокой радиотоксичностью; изотопы, допустимая активность которых на рабочем месте соответствует 1,0?104 Бк.
Группа Б -- элементы с высокой радиотоксичностью: изотопы, допустимая активность которых на рабочем месте соответствует 1,0?105 Бк.
Группа В -- элементы со средней радиоактивностью: изотопы, допустимая активность которых на рабочем месте соответствует 1,0?106 Бк.
Группа Г -- элементы с малой радиотоксичностью: изотопы, для которых допустимая активность на рабочем месте составляет 1,0?107 Бк.
Все многообразные формы открытых радиоактивных источников по степени потенциальной опасности внутреннего переоблучения (в зависимости от количества радионуклидов на рабочем месте и относительной радиотоксичности изотопа) подразделяют на 3 класса (табл. 6), причем при определении класса работ в зависимости от сложности выполняемых операций вносится поправочный коэффициент. Чем выше класс выполняемых работ, тем жестче гигиенические требования по защите персонала от внутреннего переоблучения. Вместе с тем главные принципы защиты остаются неизменными:
Ш соблюдение принципов защиты при работе с источниками излучения в закрытом виде;
Ш герметизация производственного оборудования для изоляции процессов, которые могут явиться источниками поступления радионуклидов в окружающую среду;
Ш планировка помещений;
Ш оптимизация санитарно-технических устройств и оборудования;
Ш использование средств индивидуальной защиты;
Ш санитарно-бытовые условия;
Ш выполнение правил личной гигиены;
Ш очистка от радиоактивных загрязнений всех поверхностей (строительных конструкций, аппаратуры и оборудования и средств индивидуальной защиты).
2.3 Применение источников излучения в промышленности, медицине и других областях
Область применения закрытых источников весьма разнообразна:
Ш Металлургия. Применяются ускорители заряженных частиц, рентгеновские аппараты, аппараты для г-дефектоскопии, радиоизотопные приборы (уровнемеры).
Ш Строительная индустрия. Применяются ускорители заряженных частиц, рентгеновские аппараты, аппараты для г-дефектоскоп ии.
Ш Химическая промышленность. Применяются мощные г-установки, радиоизотопные приборы (уровнемеры, толщиномеры, приборы для снятия электростатических зарядов).
Ш Легкая промышленность. Применяются радиоизотопные приборы (уровнемеры, толщиномеры, приборы для снятия электростатических зарядов).
Ш Пищевая промышленность. Применяются мощные г-установки, радиоизотопные приборы (уровнемеры).
Ш Геология. Применяются нейтронные и г-источники, радиоизотопные приборы (уровнемеры).
Ш Медицина и биология. Применяются ускорители заряженных частиц, рентгеновские и г-аппараты, у- и в-источники.
Ш Сельское хозяйство. Применяются мощные г-установки.
Ш Научные исследования. Применяются ускорители заряженных частиц, рентгеновские аппараты, мощные г-установки, нейтронные, г- и в-источники.
В качестве г-излучателей в основном служат искусственные радиоактивные элементы, помещаемые в порошкообразном или твердом состоянии в герметичные стальные ампулы.
Активность закрытых источников ионизирующей радиации для различных целей варьирует в широких пределах. Так, в настоящее время осуществляется практика строительства мощных г-установок промышленного назначения (для получения полимерных материалов, стерилизации изделий одноразового использования в медицинской практике, улучшения качества резины и т.д.). В зависимости от их назначения и условий применения общий заряд излучателя (чаще всего в этих установках используют 60Со) может достигать 5,5 ПБк (150 000 Ки) и более.
Для радиационных исследований в области химии, биологии, физики твердого тела, сельского хозяйства, пищевой и легкой промышленности и других целей в нашей стране налажен выпуск г-установок: К-300 000, заряд 110 ПБк (300 000 Ки); «Панорама», заряд 6,7 ПБк (180 000 Ки); МРХ-гамма-100, заряд 11 ПБк (300 000 Кu); «ГУПОС», заряд 3?10-2 ПБк (800 Кu); ГУБЭ-4000, заряд 0,15 ПБк (4000 Кu) и др.
Активность г-источников для дистанционной лучевой терапии колеблется от 37 ГБк (1 Кu) -- установки для внутрипо-лостной терапии типа «АГАТ-В» до 15-104 ГБк (4000 Кu) -- установки «Рокус-М», «АГАТ-Р», «АГАТ-C». Закрытые источники (60Со, I98Au) в виде препаратов различной конфигурации (цилиндры, бусинки, иглы, отрезки тонкой проволоки) предназначены для внутриполостной и внутритканевой терапии злокачественных новообразований. Активность вводимых в пораженные ткани игл составляет 18,5-370 МБк (0,5-10 мКu), активность отдельных бусинок -- 74-370 МБк (2-10 мКu), цилиндров -- до 740-1480 МБк (20-40 мКu), а суммарная вводимая активность лечебных препаратов может достигать 1480-2220 МБк (40-60 мКu) 60Со и 740-3700 МБк (20-100 мКu) 198Аu. Для аппликационной терапии применяют аппликаторы в виде квадратов из гибкого пластика, в материале которого равномерно распределен 32Р; мощность излучения на их поверхности достигает 2-4 Гр/ч (200-400 рад/ч).
Максимальная активность источников в г-дефектоскопии находится в пределах от 1,85 до 5,55 ГБк (от 5 до 150 Кu).
Закрытые источники нейтронного излучения изготавливают в зависимости от требований технологии различной мощности. На 1 г радия при его смешении с бериллием образуется до 107 нейтронов в 1 с.
С помощью линейных и циклических ускорителей получают потоки электронов и тормозного излучения высоких энергий. В линейных ускорителях инжектированные в волновод с помощью электронной пушки электроны ускоряются электрическим полем и попадают в конце пути на мишень (для получения тормозного излучения).
При сообщенной электронам в волноводе энергии около 1 МэВ и при среднем токе 15-30 мкА интенсивность тормозного излучения на расстоянии 1 м от ускорителя может достигать 1-2 Гр/мин (100-200 рад/мин). Линейные ускорители позволяют увеличить скорость электронов до энергии 10 МэВ и более; бетатроны -- по круговым орбитам до энергии 100 МэВ.
Эксплуатируемые в настоящее время рентгеновские аппараты промышленного и медицинского назначения могут генерировать рентгеновское излучение с энергией от 25-60 кэВ (при рентгеноструктурном анализе) до 60-250 кэВ (в диагностике и терапии заболеваний) и 200 кэВ - 35 МэВ (при дефектоскопии).
Таким образом, из краткого описания используемых в народном хозяйстве закрытых источников видно, что их мощность варьирует в широких пределах, а технология весьма многообразна.
Обеспечение радиационной безопасности при работе с закрытыми источниками ионизирующего излучения достигается комплексом санитарно-гигиенических, инженерно-технических и организационных мероприятий, перечень которых, естественно, зависит от активности излучателя, вида излучения, технологии и способов применения источников. Вместе с тем в основу всех мероприятий защитного характера положено главное требование о том, чтобы дозы облучения как персонала, так и лиц других категорий не превышали допустимых величин.
Рентгенорадиологические методы исследования относятся к наиболее распространенным в диагностике заболеваний. С помощью рентгенодиагностики устанавливают 60-80 % клинических диагнозов, а при отдельных нозологических формах - до 100 %. Радиологические или радионуклидные диагностические исследования с использованием радиофармацевтических препаратов имеют меньшее распространение. Однако они в ряде случаев позволяют получить важную диагностическую информацию, которую другими методами получить трудно или невозможно. Кроме того, эти процедуры сопряжены с меньшими дозовыми нагрузками на пациента по сравнению с рентгенодиагностическими, поэтому радионуклидной диагностике принадлежит большое будущее.
Достижения рентгенологии и радиологии обусловили массовость этих исследований с тенденцией к неуклонному расширению их применения. Так, число рентгенологических исследований на 1000 человек выросло за 20 лет на 30 %. Их выполняют практически у всего взрослого и у значительной части детского населения страны. В 1986 г. в стране было проведено около 280 млн рентгенологических исследований, а в настоящее время около 100 млн. При этом доза облучения населения составляет в показателях эффективной эквивалентной дозы 1.5 мЗв (150 мбэр) в год, что значительно превышает таковую дозу за счет всех других вместе взятых искусственных источников облучения. Эта доза примерно в 1,5 раза превысила уровень естественного радиационного фона, она лишь на 25-35 % ниже технологически усиленного естественного фона и составляет около 1/3 популяционной дозы от суммы всех источников облучения. Средняя индивидуальная эффективная эквивалентная доза за счет радионуклидной диагностики в десятки и даже сотни раз ниже по сравнению с рентгенодиагностикой. Она не превышает по странам СНГ нескольких сотен микрозивертов в год (десятки миллибэр в год).
В настоящее время имеется достаточно большое количество объектов, имеющих ядерную энергетическую установку. К таким объектам относятся в первую очередь атомные электростанции. Наиболее распространенными представителями таких станций на территории стран СНГ являются реакторы РБМК (реактор большой мощности канальный) и ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор). В мире расположено множество атомных электростанций, в непосредственной близости от территории Республики Беларусь расположены четыре АЭС:
Игналинская АЭС находится на расстоянии 7 км от границ республики, Ровенская АЭС удалена от Беларуси на 65 км, Смоленская АЭС находится в 75 км от границы республики и Чернобыльская АЭС удалена от границы республики на 12 км. Кроме того к объектам с ядерной энергетической установкой относят многие морские суда, в особенности ледоколы, выполняющие работу по проводке транспортных судов по северным морям, такие например как атомоход «Сибирь», «Арктика», «Ленин» и другие. Подводный флот современных военно-морских сил многих развитых стран также на своем вооружении имеет атомные подводные лодки. Примеров таких атомоходов можно привести много. Наиболее яркими представителями атомного подводного флота ВМФ Российской Федерации являются «Комсомолец», «Курск» и другие, которые кроме реактора имеют на вооружении и ядерное оружие. На борту космических летательных аппаратов, включая и не пилотируемые, имеются также ядерные энергетические установки, которые также являются источником радиоактивного загрязнения местности при вхождении этих спутников в плотные слои атмосферы Земли. Естественно следует отметить, что пожалуй самую серьезную опасность для человечества представляют ядерные боеприпасы всех видов базирования, включая стационарные и подвижные.
И, наконец институты ядерной физики, в своем большинстве имеют экспериментальный ядерный реактор, например ядерный институт г. Дрезден (ФРГ), г. Минск (Республика Беларусь).
2.4 Действие ионизирующего излучения на организм человека
О том, что ионизирующее излучение опасно, стало известно практически сразу же после открытия радиоактивности. К началу XX века уже было описано более 70 случаев радиационных кожных ожогов (эритемы). На облученных участках кожи спустя несколько суток развивалась лучевая эритема, похожая на тепловой ожог различной степени тяжести в зависимости от экспозиционной дозы: первой (при дозе 500--600 Р), второй (1500--1600 Р) и третьей (3000--4000 Р) степени. В первых двух случаях через некоторое время ожог исчезал без образования рубцов на восстановившейся коже, в последнем -- заживление протекало длительно, часто с образованием рубцов и злокачественным перерождением тканей впоследствии. По мере возрастания сроков наблюдения за персоналом с лучевыми ожогами было обнаружено, что даже прекращение работы с ионизирующим излучением не останавливает начавшееся перерождение тканей, которое завершается через 6--30 лет образованием злокачественной опухоли и смертью.
Стало известно, что переоблучение людей возможно также в результате попадания минимального количества радиоактивных веществ внутрь организма. Широко известен случай массового заболевания работниц, занятых на производстве светящихся циферблатов на заводе Нью-Джерси. За десятилетний период с 1916 по 1926 г. от злокачественных опухолей погибла 41 работница. Проведенные исследования позволили выяснить причины трагедии.
Производство светящихся циферблатов было основано на хорошо известном свойстве сернистого цинка давать яркую вспышку при торможении в нем б-частиц. Светящаяся краска на основе сернистого цинка с примесью б-излучающего радия (несколько десятков микрограмм радия на 1г ZnS) наносилась на циферблат с помощью кисточек, причем, чтобы штрихи получались тоньше, работницы заостряли кисточки губами. Ничтожные количества радия попадали при этом в рот и постепенно накапливались в организме. От начала облучения до развития опухоли проходило в среднем около 15 лет. В организмах погибших работниц было накоплено от 1,4 до 180 мкг радия. Этого крайне незначительного по массе количества радиоактивного вещества оказалось достаточно для трагического исхода.
В настоящее время в результате экспериментов на животных и изучения последствий облучения людей (жертв ядерных взрывов в Хиросиме и Нагасаки, а также лиц, пострадавших во время аварий или подвергшихся терапевтическим облучениям), накоплен довольно большой объем знаний о биологическом действии ионизирующих излучений, особенно при больших дозах облучения. Как уже отмечалось, один из возможных механизмов действия ионизирующих излучений связывают с образованием свободных радикалов, разрушающих мембраны клеток. В результате клетка теряет цитоплазму и гибнет. Гибель живой клетки может произойти также в результате ее прямого поражения ионизирующим излучением. Повреждение молекулы ДНК может привести либо к утрате способности клетки делиться, после чего клетка погибает, либо к изменению генетической информации, которую несет данная молекула. В последнем случае после деления клетки возникает мутация. Эта мутация может, как и происходит в большинстве случаев, оказаться гибельной для клетки, может быть устойчивой и передаваться из поколения в поколение и, наконец, может оказаться канцерогенной. Тогда пораженная клетка начинает размножаться со значительно большей скоростью, чем нормальные.
Эффекты воздействия ионизирующего излучения на живой организм обычно разделяют на две категории: соматические (от греческого слова «soma», означающего «тело»), которые возникают в организме человека, непосредственно подвергшегося облучению, и генетические, проявляющиеся у его потомков. Соматические проявления радиационного переоблучения могут носить характер острого или хронического поражения. Острые радиационные поражения возникают при действии больших доз облучения (50 Гр и выше) в течение короткого времени. Хронические радиационные воздействия обычно имеют место при поглощении относительно небольших доз облучения в течение продолжительного периода времени.
При однократном облучении дозой свыше 600 рад (6 Гр) необратимые нарушения функционирования жизненно важных систем организма практически неизбежно приводят к смерти человека в течение 30 сут. Причем чем выше доза, тем быстрее умирают люди. Если доза превышает 104 рад (100 Гр), то смерть наступает в результате поражения нервной системы. При дозах от 900 до 10000 рад (от 9 до 100 Гр) летальный исход обычно обусловлен инфекционными желудочно-кишечными заболеваниями. Значение так называемой полулетальной дозы-- ЛД50(30), от которой в течение 30 сут погибает 50 % людей, подвергшихся однократному облучению, составляет примерно 300 рад (3 Гр).
Однако распределение энергии, выделяемой в организме при воздействии ионизирующего излучения, носит случайный характер, так же как случайным образом образовавшиеся ионы и свободные радикалы взаимодействуют с окружающими молекулами. Поэтому нельзя утверждать, что определенная доза облучения всегда вызовет один и тот же эффект. Совсем не обязательно, что последствия облучения одинаковыми дозами двух живых организмов будут одинаковыми.
Интересно сопоставить полулетальные дозы ЛДбо (30), Гр, для различных живых существ:
При поглощенных дозах ниже примерно 0,5 Гр вероятность острых радиационных поражений крайне низка.
Изучены также закономерности хронического радиационного облучения. В частности, обнаружены восстановительные процессы в живых тканях: организм способен противостоять многократному (дробному) облучению, суммарная доза которого при однократном воздействии безусловно смертельна. Так, при однократном облучении крыс дозой 800 рад (8 Гр) все животные погибали в течение 30 сут. Если же крыс облучали такой же дозой, но постепенно, то ни одно из животных не погибало. Однако полного восстановления организма, конечно же, при этом не достигалось. Облученные животные умирали раньше, чем животные из контрольной группы, не подвергавшиеся воздействию излучения. Эффект сокращения продолжительности жизни в результате переоблучения наблюдался для многих видов животных. Понятно, что количественное определение сокращения продолжительности жизни для людей экспериментальным путем недопустимо.
Проявления хронического облучения весьма многообразны: хроническая лучевая болезнь при общем облучении, поражения кожи, хрусталика глаза и т. д. Они возникают только в том случае, если доза превышает некоторое пороговое значение, например 3000 бэр (30 Зв) для хрусталика.
Помимо рассмотренных до сих пор видов поражений спустя много лет после облучения могут возникнуть еще два вида эффектов: соматические (раковые заболевания) и генетические (врожденные уродства и нарушения, передающиеся по наследству). Их появление обусловлено мутациями, носит вероятностный (стохастический) характер и практически непредсказуемо у отдельного человека.
Ионизирующее излучение может привести к многократному увеличению частоты мутаций. Имеется немало доказательств существования этого эффекта при относительно больших дозах (100 бэр и более). Иначе обстоит дело с получением достоверных данных о генетических и соматико-стохастических последствиях малых доз (5 бэр и меньше). Дело в том, что обнаружить такие эффекты очень трудно из-за малой вероятности их появления. Кроме того, их придется выделить из числа самопроизвольных, не обусловленных излучением, заболеваний раком или генетических повреждений.
В настоящее время среди ученых нет единой точки зрения по вопросу о биологических последствиях малых доз облучения. Некоторые считают, что зависимость доза -- эффект имеет линейный вид, другие полагают, что вредные эффекты облучения выявляются начиная с какого-то определенного порога. Третьи полагают, что небольшие дозы даже полезны. И надо признаться, что их аргументация не кажется надуманной.
Во-первых, утверждают сторонники полезности малых доз, люди всегда находились в условиях естественного фонового облучения и поэтому привыкли к облучению (в малых дозах). Естественный фон ионизирующего излучения обусловлен первичными и вторичными космическими частицами, внешним г-излучением от радиоактивных веществ, содержащихся в почве, воздухе, радионуклидами космогенного происхождения и многочисленными источниками внутреннего облучения. Наибольший вклад во внутреннее облучение людей вносят радиоактивные изотопы важнейших биоэлементов -- калия (среднее содержание в организме около 0,2%, ежесуточное поступление 3 г; в каждом грамме калия содержится 1,2?10--4г радиоактивного изотопа 40К) и углерода (среднее содержание в организме 23%, ежесуточное поступление достигает 40 г; активность природного углерода вызвана примесями радиоактивного изотопа 14С и составляет 0,23 Бк/г), а также содержащиеся в воздухе тритий, 232Тп, 226Ка и продукты их распада. Естественный фон ионизирующего излучения неоднороден, он зависит от высоты местности, географического региона, состава употребляемых продуктов питания, типа жилища и других факторов. Зависимость дозы от географического региона хорошо прослеживается на следующем примере. Уровень фона ионизирующего излучения в США изменяется примерно от 0,85 мГр/год (85 мрад/год), на Атлантическом побережье в районе Скалистых гор до 1,8 мГг/ год (180 мрад/год). В странах СНГ средняя годовая поглощенная доза за счет естественного фона равна 1 мГр (100 мрад).
Соотношения фонового облучения с допустимыми и опасными уровнями облучения человека можно представить следующим образом:
450 бэр - тяжелая степень лучевой болезни (погибает 50 % облученных);
100 бэр - нижний уровень развития легкой степени лучевой болезни;
75 бэр - кратковременные незначительные изменения состава крови;
30 бэр - облучение при рентгеноскопии желудка (местное);
25 бэр - допустимое аварийное облучение персонала (разовое);
10 бэр - допустимое аварийное облучение населения (разовое);
5 бэр - допустимое облучение персонала в нормальных условиях за год;
3 бэр - облучение при рентгенографии зубов;
500 мбэр (0,06 мбэр/ч) - допустимое облучение населения в нормальных условиях за год;
100 мбэр (0, 011 мбэр/ч) - фоновое облучение за год;
1 мкбэр - просмотр одного хоккейного матча по телевизору.
Во-вторых, полезность малых доз следует из успешного применения на многих курортах радоновых ванн для лечения различных болезней. Установлено, что при вдыхании воздуха с повышенным содержанием радона уменьшается заболеваемость раком легких.
В-третьих, имеются неоспоримые доказательства того, что малые дозы излучения стимулируют рост растений и повышают их урожайность. На испытательном полигоне ядерного оружия в Неваде (США), например, произрастает пышная растительность (кстати, обитающие там грызуны отличаются поразительным здоровьем). Облучение семян и растений дозой 2--6 Гр на 20-- 30 % повышает урожайность сельскохозяйственной продукции. В частности, в несколько раз увеличивается содержание витаминов А и С в томатах и других плодах.
Подводя итоги, отметим, что влияние малых доз облучения на людей изучено еще недостаточно. По-видимому, существуют как положительные, так и отрицательные радиационные эффекты малых доз. Науке еще только предстоит выяснить, какие -- полезные или вредные для человека -- эффекты будут преобладать в каждой конкретной ситуации и определить границу доз, за которой отрицательные эффекты доминируют.
Глава 3. Мероприятия по радиационной защите и обеспечению радиационной безопасности населения
3.1 Нормативно-правовые акты в области радиационной защиты населения. Проведение мероприятий радиационной защиты при аварии на объекте ядерной энергетики
В Республике Беларусь в законодательном порядке введены в действие законы и концепции в обрасти радиационного контроля и защиты; постановления Правительства, нормативные документы министерств и других органов государственного управления; документы, устанавливающие нормативы содержания радионуклидов в пищевых продуктах и сельскохозяйственном сырье. К таким документам, в частности, относятся:
1. Закон Республики Беларусь «О социальной защите граждан, пострадавших от катастрофы на Чернобыльской АЭС».
2. Закон Республики Беларусь «О правовом режиме территорий, подвергшихся радиоактивному загрязнению в результате катастрофы на Чернобыльской АЭС».
3. Закон Республики Беларусь «О санитарно - эпидемическом благополучии населения».
4. Закон Республики Беларусь «О радиационной безопасности населения».
5. Концепция проживания населения в загрязненных радионуклидами районах и развития находящихся в них населенных пунктов.
6. Концепция защитных мер в восстановительный период для населения, проживающего на территории Республики Беларусь, подвергшейся радиоактивному загрязнению в результате Чернобыльской аварии.
7. Концепция защиты населения Республики Беларусь при радиационных авариях на АЭС.
8. Концепция содержания зон отчуждения.
9. Постановление Совета Министров Республики Беларусь от 17.06.1999 года № 929. Положение о единой государственной системе контроля и учета индивидуальных доз облучения.
10. Приказ МЧС Республики Беларусь от 06.02.1995 года №5 «Положение о контроле радиоактивного загрязнения от Чернобыльской катастрофы в Республике Беларусь».
11. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСН-2002).
12. Нормы радиационной безопасности (НРБ-2000).
13. Республиканские допустимые уровни содержания радионуклидов в пищевых продуктах и питьевой воде (РДУ - 99)
14. Республиканские допустимые уровни содержания цезия - 137 и стронция - 90 в сельскохозяйственном сырье и кормах.
и многие другие документы.
Основополагающим документом регламентирующим требования Закона Республики Беларусь "О радиационной безопасности населения" в форме основных пределов доз, допустимых уровней воздействия ионизирующего излучения и других требований по ограничению облучения человека являются Нормы радиационной безопасности (НРБ - 2000).
Требования и нормативы, установленные Нормами, являются обязательными для всех юридических лиц, независимо от их подчиненности и формы собственности, в результате деятельности которых возможно облучение людей, а также для местных распорядительных и исполнительных органов, граждан Республики Беларусь, иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих на территории Республики Беларусь.
Нормы распространяются на следующие виды воздействия ионизирующего излучения на человека:
* в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников излучения;* в результате радиационной аварии;
* от природных источников излучения;
* при медицинском облучении.
Главной целью радиационной безопасности является охрана здоровья населения, включая персонал, от вредного воздействия ионизирующего излучения путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности без необоснованных ограничений полезной деятельности при использовании излучения в различных областях хозяйства, в науке и медицине.
Контроль радиационный - получение информации о радиационной обстановке в организации, в окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль).
Требования к контролю за выполнением НРБ
Радиационный контроль является важнейшей частью обеспечения радиационной безопасности, начиная со стадии проектирования радиационно опасных объектов. Он имеет целью определение степени соблюдения принципов радиационной безопасности и требований нормативов, включая не превышение установленных основных пределов доз и допустимых уровней при нормальной работе, получение необходимой информации для оптимизации защиты и принятия решений о вмешательстве в случае радиационных аварий, загрязнения местности и зданий радионуклидами, а также на территориях и. в зданиях с повышенным уровнем природного облучения.
Радиационному контролю подлежат:
* радиационные характеристики источников излучения, выбросов в атмосферу, жидких и твердых радиоактивных отходов;
* радиационные факторы, создаваемые технологическим процессом на рабочих местах и в окружающей среде;
* радиационные факторы на загрязненных территориях и в зданиях с повышенным уровнем природного облучения;
* уровни облучения персонала и населения от всех источников излучения, на которые распространяется действие настоящих Норм,
Основными контролируемыми параметрами являются:
* годовая эффективная и эквивалентная дозы;
* поступление радионуклидов в организм и их содержание в организме для оценки годового поступления;
* объемная или удельная активность радионуклидов в воздухе, воде, продуктах питания, строительных материалах и других;
...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 31.10.2008Основные 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 26.02.2011Оценка 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 21.11.2008Подходы 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 08.12.2010Технические 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 23.08.2015Готовность 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 18.11.2010Анализ 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 27.01.2016Принципы 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 19.11.2010Оценка 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 24.02.2011Прогнозирование 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 10.12.2013Первая 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 29.12.2014Основные 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 08.08.2014Официальная 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 20.12.2010Обеспечение 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 07.05.2019Основные 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 10.04.2016Источники 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 19.10.2014Основные 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 13.09.2009Мероприятия, 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 16.12.2011Виды 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 03.02.2011Изучение 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
