Ионизирующее излучение

Размещено на http://www.allbest.ru/

Оглавление

Введение

Глава 1. Понятие ионизирующего излучения

1.1 Источники ионизирующего излучения

1.2 Основные методы обнаружения ионизирующего излучения

Глава 2. Дозиметрические величины облучения

2.1 Основные дозиметрические величины. Единицы величин

2.2 Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом

Глава 3. Воздействие ионизирующих излучений на организм человека

3.1 Принципы, методы и средства защиты от ионизирующих излучений

Глава 4. Радиационный контроль

Заключение

Список использованных источников и литературы



Введение

С ионизирующим излучением и его особенностями человечество познакомилось совсем недавно: в 1895 году немецкий физик В.К. Рентген обнаружил лучи высокой проникающей способности, возникающие при бомбардировке металлов энергетическими электронами (Нобелевская премия, 1901 г.), а в 1896 г. А.А. Беккерель обнаружил естественную радиоактивность солей урана. Вскоре этим явлением заинтересовалась Мария Кюри, молодой химик, полька по происхождению, которая и ввела в обиход слова «радиоактивность». В 1898 году она и ее муж Пьер Кюри обнаружили, что уран после излучения превращается в другие химические элементы. Один из этих элементов супруги назвали полонием в память о родине Марии Кюри, а еще один - радием, поскольку по-латыни это слово обозначает «испускающий лучи». Хотя новизна знакомства состоит лишь в том, как люди пытались ионизирующее излучение использовать, а радиоактивность, и сопутствующие ей ионизирующие излучения существовали на Земле задолго до зарождения на ней жизни и присутствовали в космосе до возникновения самой Земли.

Нет необходимости говорить о том положительном, что внесло в нашу жизнь проникновение в структуру ядра, высвобождение таившихся там сил. Появилось также число пострадавших от ионизирующей радиации, а сама она начала осознаваться как опасность, способная привести среду обитания человека в состояние, не пригодное для дальнейшего существования.

Причина не только в тех разрушениях, которые производит ионизирующее излучение. Хуже то, что оно не воспринимается нами: ни один из органов чувств человека не предупредит его о приближении или сближением с источником радиации. Человек может находиться в поле смертельно опасного для него излучения и не иметь об этом ни малейшего представления.

Продукты ядерного взрыва содержат более 100 нестабильных первичных изотопов. Большое количество радиоактивных изотопов содержится в продуктах деления ядерного горючего в ядерных реакторах АЭС.

Таким образом, источниками ионизирующего излучения являются искусственные радиоактивные вещества, изготовленные на их основе медицинские и научные препараты, продукты ядерных взрывов при применении ядерного оружия, отходы атомных электростанций при авариях на них.

ионизирующий излучение дозиметрический защита



Глава 1. Понятие ионизирующего излучения

Радиационная опасность для населения и всей окружающей среды связана с появлением ионизирующих излучений (ИИ), источником которых являются искусственные радиоактивные химические элементы (радионуклиды), которые образуются в ядерных реакторах или при ядерных взрывах (ЯВ). Радионуклиды могут попадать в окружающую среду в результате аварий на радиационно-опасных объектах (АЭС и др. объектах ядерного топливного цикла - ЯТЦ), усиливая радиационный фон земли.

Ионизирующими излучениями называют излучения, которые прямо или косвенно способны ионизировать среду (создавать раздельные электрические заряды). Все ионизирующие излучения по своей природе делятся на фотонные (квантовые) и корпускулярные. К фотонному (квантовому) ионизирующему излучению относятся гамма-излучение, возникающее при изменении энергетического состояния атомных ядер или аннигиляции частиц, тормозное излучение, возникающее при уменьшении кинетической энергии заряженных частиц, характеристическое излучение с дискретным энергетическим спектром, возникающее при изменении энергетического состояния электронов атома и рентгеновское излучение, состоящее из тормозного и/или характеристического излучений. К корпускулярному ионизирующему излучению относят б-излучение, электронное, протонное, нейтронное и мезонное излучения. Корпускулярное излучение, состоящее из потока заряженных частиц (б-, в-частиц, протонов, электронов), кинетическая энергия которых достаточна для ионизации атомов при столкновении, относится к классу непосредственно ионизирующего излучения. Нейтроны и другие элементарные частицы непосредственно не производят ионизацию, но в процессе взаимодействия со средой высвобождают заряженные частицы (электроны, протоны), способные ионизировать атомы и молекулы среды, через которую проходят. Соответственно, корпускулярное излучение, состоящее из потока незаряженных частиц, называют косвенно ионизирующим излучением.

Нейтронное и гамма излучение принято называть проникающей радиацией или проникающим излучением.

Ионизирующие излучения по своему энергетическому составу делятся на моноэнергетические (монохроматические) и немоноэнергетические (немонохроматические). Моноэнергетическое (однородное) излучение - это излучение, состоящее из частиц одного вида с одинаковой кинетической энергией или из квантов одинаковой энергии. Немоноэнергетическое (неоднородное) излучение - это излучение, состоящее из частиц одного вида с разной кинетической энергией или из квантов различной энергии. Ионизирующее излучение, состоящее из частиц различного вида или частиц и квантов, называется смешанным излучением.

При авариях реакторов образуются a+ ,b± частицы и g-излучение. При ЯВ дополнительно образуются нейтроны -n° .

Рентгеновское и g-излучение обладают высокой проникающей и достаточно ионизирующей способностью (g в воздухе может распространяться до 100м и косвенно создать 2-3 пары ионов за счёт фотоэффекта на 1 см пути в воздухе). Они представляют собой основную опасность как источники внешнего облучения. Для ослабления g-излучения требуются значительные толщи материалов.

Бета- частицы (электроны b- и позитроны b+ ) краткобежны в воздухе (до 3,8м/МэВ), а в биоткани - до несколько миллиметров. Их ионизирующая способность в воздухе 100-300 пар ионов на 1 см пути. Эти частицы могут действовать на кожу дистанционно и контактным путём (при загрязнении одежды и тела), вызывая «лучевые ожоги». Опасны при попадании внутрь организма.

Альфа - частицы (ядра гелия) a+ краткобежны в воздухе (до 11 см), в биоткани до 0,1 мм. Они обладают большой ионизирующей способностью (до 65000 пар ионов на 1 см пути в воздухе) и особо опасны при попадании внутрь организма с воздухом и пищей. Облучение внутренних органов значительно опаснее наружного облучения.

Последствия облучения для людей могут быть самыми различными. Они во многом определяются величиной дозы облучения и временем её накопления.

1.1 Источники ионизирующего излучения

Различают ионизирующее излучение естественного и искусственного происхождения.

Облучению от естественных источников радиации подвергаются все жители Земли, при этом, одни из них получают большие дозы, чем другие. В зависимости, в частности, от местожительства. Так уровень радиации в некоторых местах земного шара, там, где особенно залегают радиоактивные породы, оказывается значительно выше среднего, в других местах -- соответственно, ниже. Доза облучения зависит также от образа жизни людей. Применение некоторых строительных материалов, использование газа для приготовления пищи, открытых угольных жаровен, герметичность помещений и даже полеты на самолетах -- все это увеличивает уровень облучения за счет естественных источников радиации.

Земные источники радиации в сумме ответственны за большую часть облучения, которому подвергается человек за счет естественной радиации. Остальную часть радиации вносят космические лучи.

Космические лучи, в основном, приходят к нам из глубин Вселенной, но некоторая их часть рождается на Солнце во время солнечных вспышек. Космические лучи могут достигать поверхности Земли или взаимодействовать с ее атмосферой, порождая вторичное излучение и приводя к образованию различных радионуклидов.

За последние несколько десятилетий человек создал несколько сотен искусственных радионуклидов и научился использовать энергию атома в самых разных целях: в медицине и для создания атомного оружия, для производства энергии и обнаружения пожаров, для поиска полезных ископаемых. Все это приводит к увеличению дозы облучения как отдельных людей, так и населения Земли в целом.

Индивидуальные дозы, получаемые разными людьми от искусственных источников радиации, сильно различаются. В большинстве случаев эти дозы весьма невелики, но иногда облучение за счет техногенных источников оказывается во много тысяч раз интенсивнее, чем за счет естественных.

В настоящее время основной вклад в дозу, получаемую человеком от техногенных источников радиации, вносят медицинские процедуры и методы лечения, связанные с применением радиоактивности. Во многих странах этот источник ответствен практически за всю дозу, получаемую от техногенных источников радиации.

Радиация используется в медицине как в диагностических целях, так и для лечения. Одним из самых распространенных медицинских приборов является рентгеновский аппарат. Получают все более широкое распространение и новые сложные диагностические методы, опирающиеся на использование радиоизотопов. Как ни парадоксально, но одним из способов борьбы с раком является лучевая терапия.

Источником облучения, вокруг которого ведутся наиболее интенсивные споры, являются атомные электростанции, хотя в настоящее время они вносят весьма незначительный вклад в суммарное облучение населения. При нормальной работе ядерных установок выбросы радиоактивных материалов в окружающую среду очень невелики. Атомные электростанции являются лишь частью ядерного топливного цикла, который начинается с добычи и обогащения урановой руды. Следующий этап -- производство ядерного топлива. Отработанное в АЭС ядерное топливо иногда подвергают вторичной обработке, чтобы извлечь из него уран и плутоний. Заканчивается цикл, как правило, захоронением радиоактивных отходов. Но на каждой стадии ядерного топливного цикла в окружающую среду попадают радиоактивные вещества.

1.2 Основные методы обнаружения ионизирующего излучения

Чтобы избежать ужасных последствий ИИ, необходимо производить строгий контроль служб радиационной безопасности с применением приборов и различных методик. Для принятия мер защиты от воздействия ИИ их необходимо своевременно обнаружить и количественно оценить. Воздействуя на различные среды ИИ вызывают в них определенные физико-химические изменения, которые можно зарегистрировать. На этом основаны различные методы обнаружения ИИ.

К основным относятся: 1) ионизационный, в котором используется эффект ионизации газовой среды, вызываемой воздействием на неё ИИ, и как следствие - изменение ее электропроводности; 2) сцинтилляционный, заключающийся в том, что в некоторых веществах под воздействием ИИ образуются вспышки света, регистрируемые непосредственным наблюдением или с помощью фотоумножителей; 3) химический, в котором ИИ обнаруживаются с помощью химических реакций, изменения кислотности и проводимости, происходящих при облучении жидкостных химических систем; 4) фотографический, заключающийся в том, что при воздействии ИИ на фотопленку на ней в фотослое происходит выделение зерен серебра вдоль траектории частиц; 5) метод, основанный на проводимости кристаллов, т.е. когда под воздействием ИИ возникает ток в кристаллах, изготовленных из диэлектрических материалов и изменяется проводимость кристаллов из полупроводников и др.



Глава 2. Дозиметрические величины облучения

2.1 Основные дозиметрические величины. Единицы величин

ИИ, распространяясь в воздухе, в различных веществах, биологической ткани живых организмов, вызывает возбуждение атомов и молекул, часто их ионизацию, а иногда и разрушение.

Для установления закономерностей воздействия распространения и поглощения ИИ в среде, в том числе и в биологической ткани, введены следующие основные характеристики:

-экспозиционная доза фотонного излучения и ее мощность;

-поглощенная доза и ее мощность;

-керма;

-эквивалентная доза и ее мощность;

- эффективная доза;

-полувековая эквивалентная доза;

-коллективная эквивалентная доза и др.

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

В зависимости от места нахождения источника облучения различают внешние и внутреннее облучение.

Внешнее облучение имеет место, если источник излучения находится вне облучаемого объекта.

Внутреннее облучение имеет место, если источник излучения находится внутри облучаемого объекта.

Источники излучения могут быть как точечные, так и распределены на поверхности, в объеме или в массе вещества.

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

Выражается отношение суммарного электрического заряда ионов одного знака dQ, образованного излучением в некотором объеме воздуха к массе dm в этом объеме:

X = dQ/dm

Единица этой величины в СИ Кулон/кг, внесистемная единица - Рентген. На практике используются дробные единицы мкР, мР.

Доза в 1 Р накапливается за 1 час на расстоянии 1 м от источника радия массой 1 г, т.е. активностью в 1 Ки.

1 Рентген - это доза фотонного излучения, при прохождении которого через 1,29 ^.10^-6 кг (1 см³) воздуха при температуре 273 К давлении 100 кПа. В результате завершения всех ионизационных процессов, вызванных этим излучением, образуется заряд, равный 3,34^.10⁹ пар ионов.

1Р = 2,58^.10^-4Кл/кг; 1Кл/кг = 3,867^.10³ Р.

Поскольку экспозиционная доза накапливается во времени, на практике используется понятие «мощность экспозиционной дозы»

Мощность экспозиционной дозы - отношение приращения экспозиционной дозы dX за интервал времени dt к этому интервалу:

Х* = dX/dt

Единицы величины А/кг. Мощность дозы, измеренная на высоте 70-100 см относительно земли, часто называют уровнем радиации.

Поглощенная доза

После открытия бета- и альфа-излучения экспозиционная доза для оценки этих излучений оказалась непригодной, т.к. в различных облучаемых веществах и в биологической ткани она различна.

Поэтому была предложена универсальная характеристика - поглощенная доза.

Поглощенная доза - количество энергии Е, переданное веществу ИИ любого вида в пересчете на единицу массы m любого вещества.

Другими словами, поглощенная доза (Д) - это отношение энергии dE, которая передана веществу ИИ в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:

D = dE/dm, [D] = Дж/кг

1 Дж/кг = 1 Грей. Внесистемная единица - рад (радиационная адсорбционная доза)

1 Грей = 100 рад. Используются также дробные единицы мГр, мкГр или мрад, мкрад.

В определение поглощенной дозы входит понятие средней энергии, переданной веществу в определенном объеме, т.к. определить точное значение энергии, преданной веществу не возможно. Поэтому путем неоднократных измерений получают среднее значение этой величины.

Доза в органе или биологической ткани (D_T) - средняя поглощенная доза:

D_T = E_T/m_T,

где E_T - полная энергия, преданная ИИ ткани или органу;

m_T - масса органа или ткани.

При облучении вещества поглощенная доза нарастает. Скорость нарастания дозы характеризуется мощностью поглощенной дозы.

Мощность поглощенной дозы ИИ - отношение приращения поглощенной дозы излучения dD за интервал времени dt к этому интервалу:



D = P = dD/dt/

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

Мощность поглощенной дозы в ряде случаев можно рассматривать как величину постоянную в небольшом интервале времени, в значительном временном интервале это экспонента и ее можно считать, что:

P = const, P = P₀e^-0,693/T = P₀/2^t/T.

Эквивалентная доза

Установлено, что при облучении различными видами лучей последствия для здоровья человека различны. Возможность заболеть раком при облучении альфа-частицами выше, чем бета или гамма- частицами.

Поэтому для биологической ткани была введена характеристика - эквивалентная доза.

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

Она введена для оценки последствий облучения биологической ткани малыми дозами (дозами, не превышающими 5 предельно допустимых доз при облучении всего тела человека), т.е. 250 мЗв/год.

Ее нельзя использовать для оценки последствий облучения большими дозами.

Эквивалентная доза равна:

H_T,R = D_T,R * W_R,

где D_T,R - поглощенная доза биологической тканью излучением R;

W_R, - весовой множитель (коэффициент качества) излучения R (аль-,бета-частиц, гамма-квантов и др.).который учитывает относительную эффективность различных видов излучения в индуцировании биологических эффектов.

Приведенная формула справедлива для оценки доз как внешнего, так и внутреннего облучения только отдельных органов и тканей.

При воздействии различных видов излучений одновременно с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для всех видов излучения R:

H_T = У H_T,R

Установлено, что при одной и той же поглощенной дозе, биологический эффект зависит от вида ионизирующих излучений и плотности потока излучения.

Единица эквивалентной дозы - Зильверт (Зв)

Зильверт - единица эксивалентной дозы излучения любой природы в биологической ткани, которая создает такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1 Гр образцового рентгеновского излучения с энергией фотона 200 кэВ. Существуют и дробные единицы мкЗв, мЗв.

Существует и внесистемная единица - бэр (биологический эквивалент рада). 1Зв = 100 бэр.

Мощность эквивалентной дозы - отношение приращения эквивалентной дозы dH за время dt к этому интервалу времени:

H = dH/dt

Единицы мощности эквивалентной дозы мЗв/с, мкЗв/с, бэр/с, мбэр/с. и т. д.

Эффективная доза

Различные радионуклиды, попавшие в организм человека с пищей, водой накапливаются в организме не равномерно, а локализуются в отдельных участках тела.

Для расчета такой дозы радиоактивности используется эффективная доза.

Эффективная доза (Е) - это такая доза при неравномерном облучении тела человека, которая равна эквивалентной дозе при равномерном облучении всего организма, при этом риск неблагоприятных последствий будет таким же, как и при неравномерном облучении тела человека.

Учет неравномерного облучения производится с помощью W_T (взвешивающий коэффициент), который учитывает радиочувствительность различных органов человека:

E = У H_t * W_Ti,

где H_t - эквивалентная доза в данном i-том органе биологической ткани;

W_Ti - взвешивающий коэффициент для тканей и органов, учитывающий чувствительность разных органов и тканей, при возникновении стохастических эффектов в i-том органе. Сумма рассматривается по всем тканям.

Единицы эффективной дозы те же, что и эквивалентной дозы (Зильверт).

Распределение во времени поглощенной дозы зависит от типа радионуклида, его физико-химической формы, характера поступления в ткани, в которых он накапливается.

Для учета этого распределения и введено понятие полувековая эквивалентная доза. Она представляет собой временной интеграл мощности эквивалентной дозы в определенной ткани (органе).

Полувековая эффективная доза может быть получена, если умножить полувековые эквивалентные дозы в отдельных органах на соответствующие весовые множители W_T и затем их просуммировать.

Коллективная эквивалентная доза (S_T ) в биологической ткани т для выражения общего облучения конкретной ткани у группы лиц.

Коллективная эффективная доза (S) относится в целом к облученной популяции. Она равна произведению средней эффективной дозы на число лиц в облученной группе.

В определении коллективной эквивалентной и коллективной эффективной доз не указано время, за которое она получена. Поэтому обычно указывается и время получения дозы для группы лиц.

Единицы коллективных доз - чел.* Зв и чел.* бэр.

2.1 Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом

Зная свойства различных видов излучений проникать через разные материалы, последние можно использовать для защиты как человека, так и некоторых объектов, приборов и т.д.

Гамма-излучение

Взаимодействие гамма-квантов с веществом может сопровождаться фотоэффектом, комптоновским рассеиванием и образованием электрон-позитронных пар.

Вид эффекта зависит от энергии гамм-кванта:

E_K = hн - E_U,

где h - постоянная Планка, н - частота излучения, Е_U - энергия ионизации соответствующей атомной оболочки.

Проникающая способность гамма-квантов

Гамма-квант- образуется при переходе ядра на более низкие энергетические состояния. Он не имеет массы и не может замедляться в среде, а лишь поглощается или рассеивается.

При прохождении через вещество их энергия не меняется, но уменьшается интенсивность излучения по следующему закону:

I = I₀ * e -^мx,

где I - плотность потока; I₀ - начальная интенсивность квантов до прохождения поглотителя; м - коэффициент поглощения; х - толщина поглотителя.

Расчеты показывают, что проникающая способность гамма-излучения в воздухе составляет в десятки и сотни метров, в твердом теле - многие сантиметры, в биологической ткани человека часть гамма квантов проходит через человека без последствий, а часть поглощается.

Средняя глубина проникновения фотона с энергией 1МэВ в воздухе составляет 122 м, в биологической ткани человека 14 см, оконное стекло он проходит беспрепятственно.

Бета- излучение

Бета-частица представляет собой электрон или позитрон, выброшенный из ядра атома в результате ядерной реакции.

Для грубой оценки глубины проникновения бета-частицы пользуются приближенной формулой:

R_cp /R_возд. = с_возд./с_ср.

Альфа-излучение

Энергия альфа-частиц находится в пределах 4 - 10 МэВ, скорость 20000 км/с. Имея большую массу и значительную энергию, альфа-частица расходует ее на неупругое рассеивание на электронах атомов. Поэтому альфа-излучение облает большой ионизирующей способностью.

Длина пробега альфа-частицы в воздухе при 15⁰С и давлении 0,1 Па определяется по формуле:

R_Ь = 0,318 * E_Ь^2/3 при Е_б = (4 - 7) МэВ,

а пробег этой частицы в веществе, отличном от воздухе определяется по формуле Брегга:

R_б = 10^-4 (M E_б³)^1/2/с,

М - атомная масса, с - плотность вещества.

Расчет по приведенным формулам показывает, что пробег альфа-частиц в воздухе не превышает 10 см, биологической ткани - 120 мкм, т.е реальную опасность альфа-частицы представляют только при попадании во внутрь организма.



Глава 3. Воздействие ионизирующих излучений на организм человека

Степень воздействия ионизирующих излучении на организм человека зависит от дозы излучения, ее мощности, плотности ионизации излучения, вида облучения, продолжительности воздействия, индивидуальной чувствительности, физиологического состояния организма и др. Под влиянием ионизирующих излучений в живой ткани, как и в любой среде, поглощается энергия и возникают возбуждение и ионизация атомов облучаемого вещества. В результате возникают первичные физико-химические процессы в молекулах живых клеток и окружающего их субстрата и как следствие - нарушение функций целого организма. Первичные эффекты на клеточном уровне проявляются в виде расщепления молекулы белка, окисления их радикалами ОН и Н, разрыва наименее прочных связей, а также повреждения механизма митоза и хромосомного аппарата, блокирования процессов обновления и дифференцировки клеток.

Наиболее чувствительными к действию радиации являются клетки постоянно обновляющихся тканей и органов(костный мозг, половые железы, селезенка и др.).

Эти изменения на клеточном уровне и гибель клеток могут приводить к нарушению функций отдельных органов и систем, межорганных связей, нарушению нормальной жизнедеятельности организма и к его гибели.

Облучение организма может быть внешним, когда источник излучения находится вне организма, и внутренним- при попадании радиоактивного вещества (радионуклидов) внутрь организма через пищеварительный тракт, органы дыхания и через кожу.

При внешнем облучении наиболее опасными являются гамма-, нейтронное и рентгеновское излучение. Альфа- и бета-частицы из-за их незначительной проникающей способности вызывают в основном кожные поражения.

Внутреннее облучение опасно тем, что оно вызывает на различных органах долго незаживающие язвы. Облучение людей ионизирующими излучениями может привести к соматическим, сомато-стохастическим и генетическим последствиям.

Соматические эффекты проявляются в виде острой или хронической лучевой болезни всего организма, а также в виде локальных лучевых повреждений.

Сомато-стохастические эффекты проявляются в виде сокращения продолжительности жизни, злокачественные изменения кровообразующих клеток (лейкозы), опухоли различных органов и клеток. Это отдаленные последствия.

Генетические эффекты проявляются в последующих поколениях в виде генных мутаций как результат действия облучения на половые клетки при уровнях дозы, не опасных данному индивиду.

Острая лучевая болезнь характеризуется цикличностью протекания со следующими периодами:

· период первичной реакции;

· скрытый период; период формирования болезни; восстановительный период; период отдаленных последствий и исходов заболевания.

Хроническая лучевая болезнь формируется постепенно при длительном и систематическом облучении дозами, превышающими допустимые при внешнем и внутреннем облучении. Хроническая болезнь может быть легкой (I ступень), средней (II ступень) и тяжелой (III ступень).

Первая ступень лучевой болезни проявляется в виде незначительной головной боли, вялости, слабости, нарушения сна и аппетита и др.

Средняя или вторая ступень характеризуется усилением указанных симптомов и нервно-регуляторных нарушений с появлением функциональной недостаточности пищеварительных желез, сердечно-сосудистой и нервной систем, нарушением некоторых обменных процессов, стойкой лейко- и тромбоцитопенией.

При тяжелой степени, кроме того, развивается анемия, появляется резкая лейко- и тромбопения, возникают атрофические процессы в слизистой желудочно-кишечного тракта и др. (изменения в центральной нервной системе, выпадение волос).

Отдаленные последствия лучевой болезни проявляются в повышенной предрасположенности организма к злокачественным опухолям и болезням кроветворной системы.

Опасность радионуклидов, попавших внутрь организма, обусловливается рядом причин, - способностью некоторых из них избирательно накапливаться в отдельных органах, увеличением времени облучения до выведения нуклида из органа и его радиоактивною распада, ростом опасности высокоионизирующих альфа-и бета-частиц, которые малоэффективны при внешнем облучении.

Критические органы подразделяют на три группы:

I- все тело, репродуктивные органы (гонады), красный костный мозг;

II - мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталик глаза;

III- костная ткань, кожный покров, руки, предплечья, ступни ног.

3.1 Принципы, методы и средства защиты от ионизирующих излучений

Защита от ионизирующих излучений включает в себя:

· организационные мероприятия (выполнение требований безопасности при размещении предприятий, устройстве рабочих помещений и организации рабочих мест, при работе с закрытыми и открытыми источниками, при транспортировке, хранении и захоронении радиоактивных веществ, проведение общего и индивидуального дозиметрического контроля);

· медико-профилактические мероприятия (сокращенный рабочий день, дополнительный отпуск, медицинские осмотры, лечебно-профилактическое питание и др.);

· инженерно-технические методы и средства (защита расстоянием и временем, применение средств индивидуальной защиты, защитное экранирование и др.).

Средства индивидуальной защиты предназначены для защиты от попадания радиоактивных загрязнений на кожу тела работающих и внутрь организма, а также от альфа- и бета-излучений.

Для защиты всего тела применяется спецодежда в виде халатов, шапочек, резиновых перчаток и др. При работах с изотопами большой активности (>10 мКи) применяются комбинезоны, спецбелье, пленочные хлорвиниловые фартуки и нарукавники, клееночные халаты, тапочки или ботинки, для защиты рук - перчатки из просвинцованной резины, а защиты ног - специальная пластиковая обувь.

Для защиты глаз применяются очки, стекло которых может быть обычным (при альфа- и мягких бета-излучениях), силикатным или органическим (при бета-излучениях высоких энергий), свинцовое или с фосфатом вольфрама (при гамма-излучениях), с боросиликатом кадмия или фтористыми соединениями (при нейтронном облучении) и др.

При содержании радиоактивных веществ в паро-, газо- или пылевидном состоянии для защиты от них применяются очки закрытого типа с резиновой полумаской.

Для защиты органов дыхания применяются респираторы или шланговые приборы (противогазы), пневмокостюмы и пневомошлемы.

Для предотвращения или частичного ослабления воздействия радионуклидов, попавших в организм, а также для предупреждения отложения их в организме и ускорения выведения рекомендуются такие меры как промывание желудка и кишечника, использование адсорбентов, веществ для замещения радионуклидов или комплексообразования с последующим ускоренным их выведением из организма (сернокислый барий, глюканат кальция, хлористый кальций, хлористый аммоний, пентацин, йодная настойка или йодистый калий и др.).

Защитное экранирование. При проектировании и расчете защитных экранов определяют их материал и толщину, которые зависят от вида излучения, энергии частиц и квантов и необходимой кратности ослабления.

Расчет защитных экранов основывается на особенностях и закономерностях взаимодействия различных видов излучения с веществом.

Для защиты от альфа-частиц необходимо, чтобы толщина экрана превышала длину пробега альфа-частиц в данном материале экрана. Для защиты от внешнего облучения альфа-частицами обычно применяют тонкую металлическую фольгу (20-100 мкм), силикатное стекло, плексиглас или несколько сантиметров воздушного зазора.

Для защиты от бета-излучений применяют экраны из материалов с малым атомным весом (алюминий, оргстекло, полистирол и др.), т.к. при прохождении бета-излучений через вещество, возникает вторичное излучение, энергия которого увеличивается с ростом атомного номера вещества.

При высоких энергиях бета-частиц (>3 МэВ), применяют двухслойные экраны, наружный слой которых выполняется из алюминия. Внутренняя облицовка экрана изготавливается из материалов с малым атомным номером, чтобы уменьшить первоначальную энергию электронов.

Толщина слоя различных материалов для поглощения бета-излучения определяется также максимальным пробегом бета-частиц.

При проектировании защитного экранирования от нейтронов выбирают вещества с малым атомным номером (вода, полиэтилен, парафин, органические пластмассы и др.), т.к. при каждом столкновении с ядром нейтрон теряет тем большую часть своей энергии, чем ближе масса ядра к массе нейтрона.

При защите от нейтронного излучения необходимо учитывать, что процесс поглощения эффективен для тепловых, медленных и резонансных нейтронов, поэтому быстрые нейтроны должны быть предварительно замедлены. Средняя потеря энергии при упругом рассеянии максимальна на легких ядрах (например, водороде) и минимальна на тяжелых. Вероятность потери энергии при неупругом рассеянии возрастает на тяжелых ядрах и с увели-чением энергии нейтрона. Тепловые нейтроны диффундируют через защиту до тех пор, пока не будут захвачены или не выйдут за ее пределы, поэтому важно обеспечить быстрое поглощение тепловых нейтронов выбором наиболее эффективных поглотителей. После захвата тепловых нейтронов почти всегда возникает гамма-излучение, которое необходимо ослабить. Таким образом, защита от нейтронов должна иметь в своем составе водород или другое легкое вещество для замедления быстрых и промежуточных нейтронов при упругом рассеянии, тяжелые элементы с большой атомной массой для замедления быстрых нейтронов в процессе неупругого рассеяния и ослабления от захватного гамма-излучения, элементы с высоким эффективным сечением поглощения тепловых нейтронов.

Для защиты от гамма-лучей применяются экраны из металлов высокой плотности (свинец, висмут, вольфрам), средней плотности (нержавеющая сталь, чугун, медные сплавы) и некоторые строительные материалы (бетон, баритобетон и др.).

В практике расчета защиты от гамма-излучения широко применяются универсальные таблицы, позволяющие определить толщину защиты по заданному уменьшению мощности дозы, а при известной толщине защиты легко найти кратность ослабления излучения и определить допустимое время работы за защитой или допустимое значение активности источника. По этим таблицам определяют также дополнительную защиту к уже существующей, требуемый набор толщины слоев различных материалов, линейные или массовые эквиваленты отдельных защитных материалов, слои полуослабления в различных интервалах толщины материала и т.п. Однако указанные таблицы пригодны только для моноэнергетических источников гамма-излучения. В тех случаях, когда источник имеет сложный спектр излучения, расчет толщины защиты, обеспечивающий необходимую кратность ослабления, ведут методом "конкурирующих" линий.

При защите от рентгеновского излучения толщина защитного экрана определяется необходимой степенью ослабления мощности дозы излучения.

Для экранирования от рентгеновского излучения используются такие материалы как свинец, бетон, свинцовое стекло и др.

В отдельных случаях, когда по характеру выполняемых работ использование стационарной защиты затруднено, допускается обеспечение защиты путем использования переносных защитных ширм, экранов, а также средств индивидуальной защиты (защитные фартуки, рукавицы, щитки и пр.)

Защита высоковольтных электронных приборов или всей установки, генерирующих мягкое рентгеновское излучение, достигается помещением этих приборов в металлические кожухи, шкафы или блоки.



Глава 4. Радиационный контроль

Под радиационной безопасностью понимается состояние защищённости настоящего и будущего поколения людей, материальных средств и окружающей среды от вредного воздействия ИИ.

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. Радиационный контроль осуществляется за всеми источниками излучения.

Радиационному контролю подлежат: 1) радиационные характеристики источников излучения, выбросов в атмосферу, жидких и твердых радиоактивных отходов; 2) радиационные факторы, создаваемые технологическим процессом на рабочих местах и в окружающей среде; 3) радиационные факторы на загрязненных территориях и в зданиях с повышенным уровнем природного облучения; 4) 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; объёмная или удельная активность радионуклидов в воздухе, воде, продуктах питания, строительных материалов; радиоактивное загрязнение кожных покровов, одежды, обуви, рабочих поверхностей.

Поэтому, администрация организации может вводить дополнительные, более жесткие числовые значения контролируемых параметров -- административные уровни.

Причём государственный надзор за выполнением Норм радиационной безопасности осуществляют органы Госсанэпиднадзора и другие органы, уполномоченные Правительством Российской Федерации в соответствии с действующими нормативными актами.

Контроль за соблюдением Норм в организациях, независимо от форм собственности, возлагается на администрацию этой организации. Контроль за облучением населения возлагается на органы исполнительной власти субъектов Российской Федерации.

Контроль за медицинским облучением пациентов возлагается на администрацию органов и учреждений здравоохранения.



Заключение

И так как только были открыты ионизирующие излучения и их вредное воздействие на живые организмы, появилась необходимость контролировать облучение этими излучениями человека. Каждый человек должен знать об опасности радиации и уметь защищаться от нее.

Радиация по своей природе вредна для жизни. Малые дозы облучения могут «запустить» не до конца еще изученную цепь событий, приводящих к раку или генетическим повреждениям. При больших дозах радиация может разрушать клетки, повреждать ткани органов и явиться причиной скорой гибели организма.

В медицине одним из самых распространенных приборов является рентгеновский аппарат, также получают все более широкое распространение и новые сложные диагностические методы, опирающиеся на использование радиоизотопов. Как ни парадоксально, но одним из способов борьбы с раком является лучевая терапия, хотя и облучение направлено на исцеление больного, но нередко дозы оказываются неоправданно высокими, поскольку дозы, получаемые от облучения в медицинских целях, составляют значительную часть суммарной дозы облучения от техногенных источников.

Огромный ущерб приносят и аварии на объектах, где присутствует радиация, яркий этому пример Чернобыльская АЭС

Таким образом, необходимо всем нам задуматься, чтобы не получилось так, что упущенное сегодня может оказаться совершенно непоправимым завтра.



Список используемых источников и литературы

1. Защита населения и территорий от ЧС. (ред. М.И.Фалеев) - Калуга: ГУП «Облиздат», 2001.

2. Смирнов А.Т. Основы безопасности жизнедеятельности. Учебник для 10, 11 классов СШ. - М.: Просвещение, 2002.

3. Фролов. Основы безопасности жизнедеятельности. Учебник для студентов учебных заведений среднего профессионального образования. - М.: Просвещение, 2003.

4. https://www.ronl.ru/doklady/bezopasnost_zhiznideyatelnosti/712355/

5. https://studfiles.net/preview/5558176/

6. https://studfiles.net/preview/5617091/

Размещено на Allbest.ru

...