Размещено на http://www.allbest.ru/

Размещено на http://www.allbest.ru/

МИНОБРНАУКИ РФ

ФГБОУ ВПО

Московский государственный горный университет

Кафедра «Инженерная защита окружающей среды»

Реферат

по дисциплине: «Горное дело и окружающая среда»

на тему:

Энергетическое загрязнение окружающей среды (ионизирующее излучение)

Москва-2014 г.



Содержание

Введение

1. Общие сведения об ионизирующем излучении

1.1. Природа ионизирующего излучения

1.2. Физические свойства ионизирующих излучений

1.3. Радиационное загрязнение биосферы

2. Механизм воздействия ионизирующих излучений

3. Единицы измерения дозы облучения

4. Защита окружающей среды от ионизирующих излучений

Заключение

Список 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. Нет необходимости говорить о том положительном, что внесло в нашу жизнь проникновение в структуру ядра, высвобождение таившихся там сил. Но как всякое сильнодействующее средство, особенно такого масштаба, радиоактивность внесла в среду обитания человека вклад, который к благотворным никак не отнесёшь.

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 органолептически: 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 [1] .



1. Общие сведения об ионизирующем излучении

1.1 Природа ионизирующего излучения

Ионизирующее излучение -- любое излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков. К нему относят различные виды микрочастиц и физических полей, способные ионизировать вещество. В более узком смысле к ионизирующему излучению не относят ультрафиолетовое излучение и излучение видимого диапазона света, которое в отдельных случаях также может быть ионизирующим. Излучение микроволнового и радиодиапазонов не является ионизирующим [2-6].

Наиболее значимы следующие типы ионизирующего излучения:

- коротковолновое электромагнитное излучение (рентгеновское и гамма-излучения)

- потоки заряженных частиц: бета-частиц (электронов и позитронов)

- альфа-частиц (ядер атома гелия-4), протонов, других ионов, мюонов и др., а также нейтронов [2, 3, 7, 8].

Различают непосредственно ионизирующее и косвенно ионизирующее излучение. Непосредственно ионизирующее излучение состоит из заряженных частиц, кинетическая энергия которых достаточна для ионизации при столкновении с атомами вещества (б- и в-излучение радионуклидов, протонное излучение ускорителей и т.п.).

Косвенно ионизирующее излучение состоит из нейтральных частиц, взаимодействие которых со средой приводит к возникновению заряженных частиц, способных непосредственно вызывать ионизацию (нейтронное излучение, гамма-излучение).

Источники ионизирующего излучения бывают естественные (космические лучи, естественно распределенные на Земле радиоактивные вещества и др.) и искусственные (ядерные реакторы, ядерные материалы, ядерное оружие и др.). Они являются существенным экологическим фактором, воздействующим на все живые организмы.

В природе ионизирующее излучение обычно генерируется в результате спонтанного радиоактивного распада радионуклидов, ядерных реакций (синтез и индуцированное деление ядер, захват протонов, нейтронов, альфа-частиц и др.), а также при ускорении заряженных частиц в космосе (природа такого ускорения космических частиц до конца не ясна).

Искусственными источниками ионизирующего излучения являются искусственные радионуклиды (генерируют альфа-, бета- и гамма-излучения), ядерные реакторы (генерируют главным образом нейтронное и гамма-излучение), радионуклидные нейтронные источники, ускорители элементарных частиц (генерируют потоки заряженных частиц, а также тормозное фотонное излучение), рентгеновские аппараты (генерируют тормозное рентгеновское излучение) [7, 8, 9].

Источник излучения характеризуется активностью. Активность радиоактивного источника -- число элементарных радиоактивных распадов в единицу времени.

Удельная активность -- активность, приходящаяся на единицу массы вещества источника.

Объёмная активность -- активность, приходящаяся на единицу объёма источника. Удельная и объёмная активности используются, как правило, в случае, когда радиоактивное вещество распределено по объёму источника.

Поверхностная активность -- активность, приходящаяся на единицу площади источника. Эта величина применяется для случаев, когда радиоактивное вещество распределено по поверхности источника.

В системе СИ единицей активности является беккерель (Бк, Bq); 1 Бк = с^?1. В образце с активностью 1 Бк происходит в среднем 1 распад в секунду.

Внесистемными единицами активности являются:

- кюри (Ки, Ci); 1 Ки = 3.7Ч10¹⁰ Бк.

- резерфорд (Рд, Rd); 1 Рд = 10⁶ Бк (используется редко).

Удельная активность измеряется в беккерелях на килограмм (Бк/кг, Bq/kg), иногда Ки/кг и т. д.

Системная единица объёмной активности -- Бк/мі, часто используются также Бк/л. Системная единица поверхностной активности -- Бк/мІ, часто используются также Ки/кмІ (1 Ки/кмІ = 37 кБк/мІ).

1.2 Физические свойства ионизирующих излучений

Рис.1. Компоненты ионизирующего излучения

Ионизирующее излучение состоит из трех компонент: б, в, г. Рассмотрим каждое их них.

Альфа()-излучение представляет собой поток ядер гелия, обладающих большой скоростью. Эти ядра имеют массу 4 и заряд +2. Они образуются при радиоактивном распаде ядер или при ядерных реакциях. В настоящее время известно более 120 искусственных и естественных альфа-радиоактивных ядер, которые, испуская альфа-частицу, теряют 2 протона и 2 нейтрона.

Энергия альфа-частиц не превышает нескольких МэВ. Излучаемые альфа-частицы движутся практически прямолинейно со скоростью примерно 20 000 км/с.

Под длиной пробега частицы в воздухе или других средах принято называть наибольшее расстояние от источника излучения, при котором еще можно обнаружить частицу до ее поглощения веществом. Длина пробега частицы зависит от заряда, массы, начальной энергии и среды, в которой происходит движение. С возрастанием начальной энергии частицы и уменьшением плотности среды длина пробега увеличивается. Если начальная энергия излучаемых частиц одинакова, то тяжелые частицы обладают меньшими скоростями, чем легкие. Если частицы движутся медленно, то их взаимодействие с атомами вещества среды более эффективно и частицы быстрее растрачивают имеющийся у них запас энергии.

Длина пробега альфа-частиц в воздухе обычно менее 10 см. Так, например, альфа-частицы с энергией 4 МэВ обладают длиной пробега в воздухе примерно в 2,5 см. В воде или в мягких тканях человеческого тела, плотность которых более чем в 700 раз превышает плотность воздуха, длина пробега альфа-частиц составляет несколько десятков микрометров. За счет своей большой массы при взаимодействии с веществом альфа-частицы быстро теряют свою энергию. Это объясняет их низкую проникающую способность и высокую удельную ионизацию: при движении в воздуной среде альфа-частица на 1 см своего пути образует несколько десятков тысяч пар заряженных частиц - ионов.

Бета-излучение представляет собой поток электронов (в-излучение, или, чаще всего, просто в-излучение) или позитронов (в+-излучение), возникающих при радиоактивном распаде. В настоящее время известно около 900 бета-радиоактивных изотопов.

Масса бета-частиц в несколько десятков тысяч раз меньше массы альфа-частиц. В зависимости от природы источника бета-излучений скорость этих частиц может лежать в пределах 0,3-0,99 скорости света. Энергия бета-частиц не превышает нескольких МэВ, длина пробега в воздухе составляет приблизительно 1800 см, а в мягких тканях человеческого тела ~ 2,5 см. Проникающая способность бета-частиц выше, чем альфа-частиц (из-за меньших массы и заряда). Например, для полного поглощения потока бета-частиц, обладающих максимальной энергией 2 МэВ, требуется защитный слой алюминия толщиной 3,5 мм. Ионизирующая способность бета-излучения ниже, чем альфа-излучения: на 1 см пробега бета-частиц в среде образуется несколько десятков пар заряженных ионов.

Нейтронное излучение представляет собой поток ядерных частиц, не имеющих электрического заряда. Масса нейтрона приблизительно в 4 раза меньше массы альфа-частиц. В зависимости от энергии различают медленные нейтроны (с энергией менее 1КэВ1), нейтроны промежуточных энергий (от 1 до 500 КэВ) и быстрые нейтроны (от 500КэВ до 20МэВ). Среди медленных нейтронов различают тепловые нейтроны с энергией менее 0,2эВ. Тепловые нейтроны находятся по существу в состоянии термодинамического равновесия с тепловым движением атомов среды. Наиболее вероятная скорость движения таких нейтронов при комнатной температуре составляет 2200 м/с. При неупругом взаимодействии нейтронов с ядрами атомов среды возникает вторичное излучение, состоящее из заряженных частиц и гамма-квантов (гамма-излучение). При упругих взаимодействиях нейтронов с ядрами может наблюдаться обычная ионизация вещества. Проникающая способность нейтронов зависит от их энергии, но она существенно выше, чем у альфа- или бета-частиц. Так, длина пробега нейтронов промежуточных энергий составляет около 15 м в воздушной среде и 3 см в биологической ткани, аналогичные показатели для быстрых нейтронов - соответственно 120 м и 10 см. Таким образом, нейтронное излучение обладает высокой проникающей способностью и представляет для человека наибольшую опасность из всех видов корпускулярного излучения. Мощность нейтронного потока измеряется плотностью потока нейтронов (нейтр./смІ*с).

Гамма-излучение (г-излучение) представляет собой электромагнитное излучение с высокой энергией и с малой длиной волны. Оно испускается при ядерных превращениях или взаимодействии частиц. Высокая энергия (0,01-3МэВ) и малая длина волны обусловливает большую проникающую способность гамма-излучения. Гамма-лучи не отклоняются в электрических и магнитных полях. Это излучение обладает меньшей ионизирующей способностью, чем альфа- и бета-излучение.

Рентгеновское излучение может быть получено в специальных рентгеновских трубах, в ускорителях электронов, в среде, окружающей источник бета-излучения, и др. Рентгеновские лучи представляют собой один из видов электромагнитного излучения. Энергия его обычно не превышает 1 МэВ.

Рентгеновское излучение, как и гамма-излучение, обладает малой ионизирующей способностью и большой глубиной проникновения [12].

1.3 Радиационное загрязнение биосферы

Одной из составляющих радиационного загрязнения биосферы является технологически изменённый естественный радиационный фон - за счёт поступления в природную среду естественных радионуклидов, извлекаемых из глубин земли вместе с углём, газом, нефтью, минеральными удобрениями, строительными материалами и др. К нему также относят: дополнительное облучение при полётах в самолётах; радионуклиды радий-226, прометий-147, тритий, используемые для светосоставов постоянного действия, цветные телевизоры и другие устройства, содержащие радионуклиды или излучающие рентгеновское излучение; радионуклид Ро-210, используемый для снятия статического электрического заряда в некоторых производствах; некоторые пожарные дымовые детекторы; керамическую и стеклянную посуду, содержащую уран и торий и др.

Ряд радионуклидов содержится в сжигаемых углях. Удельная активность угольной золы достигает следующих величин, Бк/кг: 265 - ⁴⁰К, 200 - ²³⁸U, 240 - ²²⁶Ra, 930 - ²¹⁰Pb, 1700 - ²¹⁰Ро и т.д. Индивидуальная средняя годовая доза облучения в районе ТЭС мощностью 1 млн. кВт (район радиусом 20 км) может достигать 0,005 Зв. Эта доза зависит от зольности угля и эффективности очистки дымовых газов от твёрдых частиц (летучей золы).

Значительное количество радионуклидов содержится в удобрениях, применяемых в сельском хозяйстве. После внесения удобрений в почву радионуклиды по пищевым цепям поступают в живые организмы. Так, тройной суперфосфат (производства США) имеет удельную активность, Бк/кг: 2100 - ²³⁸U, 1800 - ²³⁰Th, 780 - ²²⁶Ra, азотно-фосфорно-калиевые удобрения (Бельгия): 470 - ²³⁸U, 210 - ²²⁶Ra, 5900 - ⁴⁰К.

Предметы широкого потребления - дополнительные источники облучения человека. Так, часы с циферблатом, содержащим радий - 226, создают мощность дозы 0,074 мкГр/ч, цветной телевизор - 0,003 мкГр/ч (на расстоянии 2,5 м от экрана).

Огромное количество радионуклидов поступило в биосферу при испытаниях ядерного оружия в 1945-1980 гг. Установлено, что основной вклад в ожидаемую эффективную эквивалентную дозу вносят 21 радионуклид, образовавшихся при испытаниях: ¹⁴С, ¹³⁷Cs, ⁹⁵Zr, ¹⁰⁶Ru, ⁹⁰Sr, ¹⁴⁴Cl, ³H, ¹³¹I и др. Полная ожидаемая доза от всех этих радионуклидов составляет 4 мЗв.

Радиоактивные вещества поступают в биосферу на всех стадиях ядерно-топливного цикла (ЯТЦ): добыча и переработка урановых и ториевых руд, обогащение урана изотопом U-235, изготовление тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), получение энергии в ядерных реакторах, переработка отработавшего ядерного топлива, переработка, хранение и захоронение радиоактивных отходов - на всех стадиях необходима транспортировка радиоактивных материалов.

Основные источники потенциальной ядерной опасности - ядерные реакторы. Несмотря на очень высокие требования по безопасной экс-плуатации ядерных реакторов, количество нарушений правил эксплу-атации весьма высоко, и целый ряд таких нарушений привёл к авариям с катастрофическими последствиями для биосферы: взрыв на предприятии «Маяк» на Северном Урале (1957 г.), аварии на Ленинградской АЭС (1974-1975 гг.), пожар на Белоярской АЭС (1978 г.), катастрофа на Чернобыльской АЭС (1986 г.), при которой выброс радиоактивных веществ составил более 10¹⁵ Бк по ¹³¹I, авария на Сибирском химическом комбинате (1993 г.). Аналогичные аварии происходили и в зарубежных странах: Тримайл-Айленд, США, 1979 г., выброс до 510¹³ Бк; Виндскейл, Великобритания, 1957 г., выброс до 510¹⁴ Бк. Аварии и катастрофы на ядерных объектах - основной аргумент противников развития ядерной энергетики.

При добыче ураносодержащей руды образуются газообразные, жидкие и твёрдые радиоактивные отходы (РАО). Газообразные - в основном за счёт радона-222, до 810⁹ Бк на 1 т добытой руды. Жидкие отходы определяются шахтными водами, образующимися при дренаже, и водой для технологических целей. Твёрдые отходы - горная порода и руды с низким содержанием урана.

Руда обогащается в процессах грохочения, дробления, измельчения и перевода в растворимый в воде диоксид урана UО₂. Отходы обогащения в виде суспензии с 50% -ой, твёрдой фракцией содержат радий и его дочерние радионуклиды, причём до 85% активности содержится в илистой фракции. Хвостохранилища - источник радиоактивных выбросов и долговременного облучения населения. Облучение можно ограничить, покрыв отвалы, например, асфальтом.

После обогащения урановый концентрат перерабатывают на химических и аффинажно-металлургических заводах с целью извлечения урана и очистки его от примесей. При этом образуются газообразные и жидкие отходы (альфа- и бета-излучатели), но доза облучения от них намного меньше, чем на других стадиях ЯТЦ. Обогащённый уран (в виде оксида урана) - исходное сырьё для производства ядерного топлива в виде таблеток массой до 15 г. Последние размещаются в оболочках из термостойких сплавов. Это - тепловыделяющие элементы. ТВЭЛами загружают активную зону (ядерную «топку») ядерного реактора. Безопасность работы реактора обеспечивается регулированием цепной реакции, охлаждением активной зоны и радиационной защитой.

Регулирование цепной реакции осуществляется путём погружения в активную зону стержней из материалов, поглощающих нейтроны (графит, бор, кадмий).

В активной зоне реактор выделяет огромное количество тепла, отводимого теплоносителем (вода, газ, жидкие металлы) на производство пара. Прекращение подачи теплоносителя в активную зону может привести к расплавлению топлива и серьёзной аварии. В конструкции реакторов предусмотрены решения, исключающие нарушения подачи теплоносителя. Реактор снабжается также аварийным запасом воды для аварийного охлаждения.

По мере работы реактора в топливе накапливаются высокоактивные продукты деления. Для защиты персонала активная зона реактора и коммуникации выгрузки отработанного топлива окружены мощным защитным экраном, имеется также система радиоактивных выбросов в штатных и аварийных режимах.

Современные реакторы разделяются на два основных типа: на тепловых нейтронах и на быстрых нейтронах.

Реакторы первого типа: водо-водяные (ВВЭР), паро-водяные (ПВР), водо-графитовые (ВГР, РБМК), графито-газовые (ГГР). В них тепло-носитель - вода (пар) или газ (гелий, углекислый газ), замедлитель - вода или графит, топливо - таблетки оксида урана - 238, слабообогащённого ураном-235, способным на самопроизвольную цепную реакцию. Теплоноситель прокачивается через активную зону (первый контур) и полученное в ней тепло передаёт на парогенератор (второй контур). Из него пар подаётся на турбину электрогенератора.

В реакторах второго типа теплоноситель - жидкий натрий, он прокачивается через активную зону и отводит тепло в теплообменник, в котором отдаёт тепло натрию второго контура. Натрий второго контура проходит в парогенератор, испаряя воду третьего контура, пар поступает в турбину электрогенератора. Топливо - уран, обеднённый ураном - 235 (практически чистый уран-238), не «работающий» в тепловых реакторах.

При работе АЭС образуются РАО, часть которых поступает в окружающую среду, поскольку системы очистки не дают 100 %-го эффекта.

Газообразные РАО: радиоактивные благородные газы (РБГ), например, около десяти радионуклидов Кr и Хе - продуктов деления, ⁴¹Ar - продукт нейтронной активации ⁴⁰Ar, содежащегося в воздухе и в теплоносителе. Более 50 биологически значимых радионуклидов содержится в аэрозольных выбросах АЭС.

Жидкие РАО: пульпа ионо-обменных смол, фильтроматериалы, кубовые остатки выпарных аппаратов, в которые поступает загрязнённая радионуклидами вода при эксплуатации или ремонте реактора, дебалансные воды, активность которых создаётся в основном за счёт трития, т.к. система очистки не позволяет извлекать тяжёлую воду из воды.

Твёрдые РАО: отвердённые жидкие концентрированные РАО, детали оборудования реактора, снятые с эксплуатации, отработавшие материалы.

Доза облучения населения зависит от времени, расстояния и типа реактора. Например, расчётная индивидуальная средняя эффективная эквивалентная годовая доза облучения населения от газоаэрозольных выбросов составляет на расстоянии 10 и 100 км соответственно: для РБМК - 0,0013 и 0,0000135 мЗв/ГВт; для ВВЭР - 0,000079 и 0,0000036 мЗв/ГВт.

Значимый вклад в загрязнение биосферы вносят долгоживущие радионуклиды ³Н, ¹⁴С, ³⁵Kr, ⁹⁰Sr, ¹⁰⁶Ru, ¹²⁹I, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs и изотопы трансурановых элементов, присутствующие в выбросах и сбросах заводов по переработке облучённого ядерного топлива. Такой завод, перерабатывающий 1500 тонн отработанного топлива, создаёт на расстоянии до 100 км индивидуальную годовую эффективную эквивалентную дозу до 0,25 мЗв. Кроме того, в окружающую среду могут поступать отходы кислот, химреагентов для обработки жидких РАО, органических растворителей, могущие отравить грунтовые воды на больших территориях.

На конечной стадии ЯТЦ производится захоронение высокоактивных РАО. До сих пор не определены оптимальные способы захоронений. Есть проекты захоронений в глубоких подземных выработках, например, в соляных шахтах, в герметичных ёмкостях глубоко под землёй или на дне океана и т.д. - каждый способ имеет свои недостатки, создающие угрозу глобального загрязнения в будущем. Оптимистические оценки лучших вариантов, например, отвердение отходов с последующим захоронением в геологически стабильных районах, показывают, что заметные количества радиоактивных веществ достигнут биосферы через 10⁵…10⁶ лет.

Облучение человека при медицинских обследованиях и радиационной терапии превышает воздействие всех других искусственных источников. Дозы облучения создаются при рентгеновской диагностике человека и диагностике состояния отдельных органов с помощью радиоактивных фармацевтических препаратов, а также при радиотерапии с использованием радиоактивных источников (кобальт-60, цезий-137), бетатронов, линейных ускорителей и радиофармпрепаратов.

Максимальная средняя годовая доза от рентгенодиагностических процедур приходится на костный мозг, желудочно-кишечный тракт и всё тело: 1310, 860 и 1386 мкГр, в то же время средняя эффективная эквивалентная годовая доза облучения человека, проживающего в районе с “нормальным” природным радиационным фоном, составляет 2000 мкЗв.

При радиотерапии поглощённые дозы составляют 20…60 Гр за несколько сеансов [13]

физический ионизирующий радиоактивный биосфера



2. Механизм воздействия ионизирующих излучений

Ионизирующее излучение вызывает в организме цепочку обратимых и необратимых изменений. Пусковым механизмом воздействия являются процессы ионизации и возбуждения атомов и молекул в тканях. Диссоциация сложных молекул в результате разрыва химических связей - прямое действие радиации. Существенную роль в формировании биологических эффектов играют радиационно-химические изменения, обусловленные продуктами радиолиза воды. Свободные радикалы водорода и гидроксильной группы, обладая высокой активностью, вступают в химические реакции с молекулами белка, ферментов и других элементов биоткани, что приводит к нарушению биохимических процессов в организме. В результате нарушаются обменные процессы, замедляется и прекращается рост тканей, возникают новые химические соединения, не свойственные организму. Это приводит к нарушению деятельности отдельных функций и систем организма.

Индуцированные свободными радикалами химические реакции развиваются с большим выходом, вовлекая в процесс сотни и тысячи молекул, не задействованных излучением. В этом состоит специфика действия ионизирующего излучения на биологические объекты. Эффекты развиваются в течение разных промежутков времени: от нескольких секунд до многих часов, дней, лет.

Ионизирующая радиация при воздействии на организм человека может вызвать два вида эффектов, которые клинической медициной относятся к болезням:

· детерминированные пороговые эффекты (лучевая болезнь, лучевой ожог, лучевая катаракта, лучевое бесплодие, аномалии в развитии плода и др.);

· стохастические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы, наследственные болезни). [3]



3. Единицы измерения дозы облучения

Основная характеристика взаимодействия ионизирующего излучения и среды - это ионизационный эффект. В начальный период развития радиационной дозиметрии чаще всего приходилось иметь дело с рентгеновским излучением, распространявшимся в воздухе. Поэтому в качестве количественной меры поля излучения использовалась степень ионизации воздуха рентгеновских трубок или аппаратов. Количественная мера, основанная на величине ионизации сухого воздуха при нормальном атмосферном давлении, достаточно легко поддающаяся измерению, получила название экспозиционная доза.

Экспозиционная доза определяет ионизирующую способность рентгеновских и гамма-лучей и выражает энергию излучения, преобразованную в кинетическую энергию заряженных частиц в единице массы атмосферного воздуха. Экспозиционная доза - это отношение суммарного заряда всех ионов одного знака в элементарном объёме воздуха к массе воздуха в этом объёме.

В системе СИ единицей измерения экспозиционной дозы является кулон, деленный на килограмм (Кл/кг). Внесистемная единица - рентген (Р).

1 Кл/кг = 3880 Р

Поглощенная доза. При расширении круга известных видов ионизирующего излучения и сфер его приложения, оказалось, что мера воздействия ионизирующего излучения на вещество не поддается простому определению из-за сложности и многообразности протекающих при этом процессов. Важным из них, дающим начало физико-химическим изменениям в облучаемом веществе и приводящим к определенному радиационному эффекту, является поглощение энергии ионизирующего излучения веществом. В результате этого возникло понятие поглощенная доза. Поглощенная доза показывает, какое количество энергии излучения поглощено в единице массы любого облучаемого вещества и определяется отношением поглощенной энергии ионизирующего излучения на массу вещества.

За единицу измерения поглощенной дозы в системе СИ принят грэй (Гр). 1 Гр - это такая доза, при которой массе 1 кг передается энергия ионизирующего излучения 1 Дж. Внесистемной единицей поглощенной дозы является рад. 1 Гр=100 рад.

Эквивалентная доза. Изучение отдельных последствий облучения живых тканей показало, что при одинаковых поглощенных дозах различные виды радиации производят неодинаковое биологическое воздействие на организм. Обусловлено это тем, что более тяжелая частица (например, протон) производит на единице пути в ткани больше ионов, чем легкая (например, электрон). При одной и той же поглощенной дозе радиобиологический разрушительный эффект тем выше, чем плотнее ионизация, создаваемая излучением. Чтобы учесть этот эффект, введено понятие эквивалентной дозы. Эквивалентная доза рассчитывается путем умножения значения поглощенной дозы на специальный коэффициент - коэффициент относительной биологической эффективности (ОБЭ) или коэффициент качества.

Единицей измерения эквивалентной дозы в СИ является зиверт (Зв). Величина 1 Зв равна эквивалентной дозе любого вида излучения, поглощенной в 1 кг биологической ткани и создающей такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1 Гр фотонного излучения. Внесистемной единицей измерения эквивалентной дозы является бэр (до 1963 года - биологический эквивалент рентгена, после 1963 года - биологический эквивалент рада). 1 Зв = 100 бэр.

Эффективная доза. Эффективная доза (E) - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радио чувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты.

Таблица 1

Коэффициент относительной биологической эффективности для различных видов излучений

Вид излучения	Коэффициент, Зв/Гр
Рентгеновское и г-излучение	1
в-излучение(электроны, позитроны)	1
Нейтроны с энергией меньше 20 кэВ	3
Нейтроны с энергией 0,1-10 МэВ	10
Протоны с энергией меньше 10 МэВ	10
б-излучение с энергией меньше 10 МэВ	20
Тяжелые ядра отдачи	20



4. Защита окружающей среды от ионизирующих излучений

Защитить окружающую среду от ИИ - значит обеспечить непревышение предела дозы (ПД) облучения для населения, установленного в НРБ-99.

Соблюдение ПД достигается регламентацией и контролем допустимых уровней ИИ, установленных в НРБ-99.

При внутреннем облучении: предел годового поступления (ПГП) радионуклида через органы дыхания и пищеварения, допустимая объёмная концентрация (ДК) радионуклида в атмосферном воздухе и в воде. При внешнем облучении: допустимая мощность дозы (ДМД), допустимая плотность потока частиц (ДПП), допустимое загрязнение поверхностей (ДЗ).

Величину ДК вычисляют как отношение ПГП радионуклида к объёму воды или воздуха, с которыми он поступает в организм человека в течение года. Для населения объём воздуха - 7,310⁶ л/год, воды - 800 л/год. В таблице 1.2 приведены значения ПГП и ДК для ⁸⁹Sr.

Значения ПГП через органы дыхания и ДК в атмосфере смеси радионуклидов неизвестного состава составляют 3,7 Бк/год и 3,7 10^-7 Бк/л; для воды аналогичные величины: 1,1110³Бк/год и 1,11 Бк/л.

Величина ДМД составляет 2,4 мкЗв/ч - для помещений предприятия и на территории С33 и 0,6 мкЗв/ч - для жилых помещений на территории зоны наблюдения. В расчётах время пребывания в С33 принимается 2000 ч/год, в зоне наблюдения - 8000 ч/год.

Величина ДПП, при которой достигается допустимая мощность дозы ДМД, равна: ДПП = 2,8 10^-7 ДМД / h_м частиц / (см²с), где h_м - удельная максимальная эквивалентная доза (Звсм²/частиц), значения которой для различных видов излучений приведены в НРБ-99.



Таблица 2

Значения ПГП и ДК для ⁸⁹Sr

ПГП, Бк/год	ДК, Бк/л
Через органы дыхания	через органы пищеварения	в атмосфере	в воде
2,55105	3,55105	3,4810-2	4,44102

На человека могут воздействовать несколько радионуклидов и источников ИИ, создавая внешнее и внутреннее облучение. В этом случае для каждого критического органа должно соблюдаться условие:

,

где Н_М - максимальная эквивалентная доза внешнего источника облучения;

П_j, П_к - среднегодовые поступления соответственно j-го радионуклида в органы дыхания и к-го радионуклида с рационом (пищевым).

Должно также соблюдаться аналогичное условие для среднегодовой мощности максимальной дозы и среднегодовых концентраций C_j, C_k радионуклидов в воздухе и в рационе:

При аварийных ситуациях однократное внешнее переоблучение человека при дозе свыше 5ПДД или однократное поступление в организм радионуклидов свыше 5ПДП (предел допустимого поступления) рассматривается как потенциально опасное и должно быть медицински освидетельствовано.

Основные мероприятия по защите населения: всемерное ограничение поступления в окружающую атмосферу, воду, почву отходов, содержащих радионуклиды, и зонирование территории за пределами промышленного предприятия введением С33 и зоны наблюдения 11, 12.

Для предприятий атомной промышленности и ядерной энергетики СЗ3 устанавливается специальными нормативными актами. Минимальное расстояние АЭС от города с населением 300 тыс. чел. и более должно составлять не менее 25 км, 500 тыс. чел. и более - не менее 40 км.

Защита населения и окружающей среды от действия источников ИИ достигается соблюдением требований ОСПОРБ-99. Здесь регламентированы сбор, удаление и обезвреживание твёрдых и жидких радиоактивных отходов (РАО) и основные требования к проектированию и применению пылегазоочистки выбросов в атмосферу от радионуклидов.

Жидкие, газообразные и твёрдые РАО делятся на слабо- , средне- и высокоактивные.

Слабоактивные (удельная активность А 3,710⁵ Бк/л) и среднеактивные (3,710⁵ Бк/лА3,710¹⁰ Бк/л) жидкие РАО подвергаются очистке и сбрасываются в окружающую среду, высокоактивные (А 3,710¹⁰ Бк/л) направляются на хранение, а после переработки - на захоронение.

На предприятиях допускается сброс радиоактивных сточных вод с концентрацией радионуклидов, превышающей ДК_Б. Но это превышение не должно быть больше десятикратного и при условии, что в коллекторе стоков предприятия обеспечивается десятикратное, по меньшей мере, их разбавление нерадиоактивными стоками предприятия, а суммарный сброс радиоактивных веществ в водоём не превышает установленного предельно допустимого сброса. Допустимые сбросы жидких РАО в водоёмы согласуются с органами Госсаннадзора.

Запрещено удаление жидких РАО всех категорий в колодцы, скважины, поглощающие ямы, поля орошения и фильтрации, системы подземного орошения, а также в пруды, озёра и водохранилища, предназначенные для разведения рыбы и водоплавающей птицы.

При невозможности разбавления, а также при малых количествах (менее 200 л/сут.) жидкие РАО собираются в специальные ёмкости для последующего удаления на пункт захоронения РАО. Если образуется более 200 л/сут., необходима специальная канализация с очистными сооружениями и с возможным повторным использованием в технологических целях.

Очистка основывается на известных методах, но во многих случаях представляет самостоятельную задачу 30. Так, сбросные воды установок для облучения резины, фторопластов, древесины и т.п., где применяется ⁶⁰Со, содержащийся в воде, очищают по следующей схеме: осветление воды (от микродисперсной взвеси) производится на механических фильтрах, имеющих целлюлозно-тканевую насадку; дезактивация осуществляется ионообменными фильтрами: катионитовыми (КУ-2-8) и анионитовыми (АН-2ФГ, АН-18-16, АН-31).

Твёрдые РАО по ОСП-72/87 считаются радиоактивными, если их удельная активность больше 7,410³ Бк/кг для источников -излучения (для трансурановых элементов 3,710² Бк/кг); 7,410⁴ Бк/кг для источников -излучения; 110^-7 г-экв.радия/кг для источников -излучения.

Если удельная активность твёрдых отходов ниже приведённых значений, то их удаляют с обычным мусором на захоронение. Если твёрдые РАО имеют повышенную удельную активность и содержат короткоживущие нуклиды с периодом полураспада менее 15 сут., то перед захоронением их необходимо выдерживать в специальных контейнерах до необходимого снижения активности.

Сбор твёрдых РАО должен производиться на местах их образования отдельно от обычного мусора и раздельно, с учётом их природы (неорганические, органические, биологические), периода полураспада (до 15 сут., более 15 сут.), взрывопожароопасности, методов переработки РАО.

Остатки от переработки облучённого топлива, источники излучения, ионитные смолы, использованное оборудование и т.п. подлежат захоронению. Фильтры и обтирочный материал предварительно сжигаются, остатки от сжигания подвергаются захоронению. Удаление РАО производится на специальных пунктах захоронения в контейнерах. Мощность дозы излучения на расстоянии 1м от сборника с РАО не должна превосходить 0,1 мЗв/ч. Уровни загрязнения наружных поверхностей транспортных контейнеров и их тары - частицами не должны превосходить, соответственно, 2000 и 200 частиц/(см²мин.).

Транспортировка РАО к местам захоронения осуществляется на специально оборудованных автомашинах с крытым кузовом или цистерной (для жидких РАО), автомашины и сменные сборники после каждого рейса должны быть дезактивированы.

Если для захоронения низкоактивных РАО допускается использование резервуаров и траншей, то для средне- и высокоактивных РАО предусматривается их захоронение в отвержденном состоянии в подземных хранилищах на глубине 300…1000 м. Из-за больших тепловыделений РАО и опасности взрывов такое захоронение не всегда возможно. Проблема захоронения РАО ещё не нашла своего надёжного решения.

По рекомендациям МАГАТЭ низкоактивные радиоактивные пылегазовые выбросы (А 3,7 Бк/м³) могут не подвергаться очистке и рассеиваются в окружающей среде через трубы, высота которых обеспечивает соблюдение ДК.

Среднеактивные (3,7 Бк/м³ А 3,710⁴ Бк/м³) и высокоактивные РАО (А 3,710⁴ Бк/м³) подвергаются очистке пылеуловителями всех типов. Для улавливания высокодисперсных частиц используются фильтры различных конструкций с фильтроэлементами из материала ФПП - фильтры Петрянова 30. Шламы пылеочистки средне- и высокоактивных выбросов направляют на захоронение.



Таблица 3

Основные характеристики приборов контроля за радиационной обстановкой

Тип прибора	Измеряемая величина, Пределы измерений	Диапазон энергий излучения, МэВ	Основная погрешность измерения, %	Питание прибора
ДРГ3-04	Экспозиционная доза, мкР 10-3104 Поглощённая доза, мкрад 10-3104 Мощность экспозиционной дозы, мкР/с 1-3104	0,03-3 1-25 0,03-3	15 15 10	Сетевое -«- -«-
ДРГ-05	Мощность поглощённой дозы, мкрад/с 1-3103 Мощность экспозиционной дозы, мкР/с 0,1-1104	1-25 0,04-10	10 15	-«- Аккумуляторное
ДКС-04	Экспозиционная доза, мР 0,1-1104 Мощность экспозиционной дозы, мР/ч 0,1-150 Экспозиционная доза, мР 1,0-1024	-«- 0,05-3,0 -«-	«- 25 «-	Аккумуляторное -«-

Для очистки вентиляционных выбросов и технологических сдувок от радиоактивных инертных газов (изотопы криптона, ксенона, аргон-41) используют адсорбционные колонны или газгольдеры. В последних короткоживущие радионуклиды (как правило, период их полураспада измеряется несколькими часами) снижают свою активность за счёт радиоактивного распада.

Методы радиационного контроля основаны на измерениях параметров ИИ с помощью дозиметрических приборов. Типы и параметры дозиметров устанавливают в зависимости от измеряемой величины и вида ИИ. В таблице 1.3 приведены основные характеристики приборов контроля за радиационной обстановкой 12.

В таблице 4 приведены основные характеристики приборов индивидуального дозиметрического контроля.



Таблица 4

Основные характеристики приборов индивидуального дозиметрического контроля

Тип дозиметра	Пределы измерений, Р	Диапазон энергий измеряемого излучения, МэВ	Основная погрешность, %	Размеры детектора, мм
ДК - 02 КИД - 2 КИД - 1 ИФК - 2,3 ИФКУ - 1 ИКС - А	0,01 ... 0,2 0,005 ... 1,0 0,02 ... 0,2 0,02 ... 2,0 0,05 ... 2,0 0,5 ... 1103	0,15 ... 2,0 0,15 ... 3,0 0,1 ... 3,0 0,1 ... 3,0 0,1 ... 1,25 0,05 ... 1,25	15 15 10 20 25 10	13 х 114 17 х 111 15 х 113 60 х 40 х 6 67 х 33 х 16 20 х 10

Коллективные средства защиты от ионизирующих излучений регламентируются ГОСТом 12.4.120-83 «Средства коллективной защиты от ионизирующих излучений. Общие требования». В соответствии с этим нормативным документом основными средствами защиты являются стационарные и передвижные защитные экраны, контейнеры для транспортирования и хранения источников ионизирующих излучений, а также для сбора и транспортировки радиоактивных отходов, защитные сейфы и боксы и др.

Стационарные и передвижные защитные экраны предназначены для снижения уровня излучения на рабочем месте до допустимой величины. Если работу с источниками ионизирующих излучений проводят в специальном помещении - рабочей камере, то экранами служат ее стены, пол и потолок, изготовленные из защитных материалов. Такие экраны носят название стационарных. Для устройства передвижных экранов используют различные щиты, поглощающие или ослабляющие излучение.

Экраны изготавливают из различных материалов. Их толщина зависит от вида ионизирующего излучения, свойств защитного материала и необходимой кратности ослабления излучения k. Величина k показывает, во сколько раз необходимо понизить энергетические показатели излучения (мощность экспозиционной дозы, поглощенную дозу, плотность потока частиц и др.), чтобы получить допустимые значения перечисленных характеристик.

Для создания передвижных экранов используют различные материалы. Защита от альфа-излучения достигается применением экранов из обычного или органического стекла толщиной несколько миллиметров. Достаточной защитой от этого вида излучения является слой воздуха в несколько сантиметров. Для защиты от бета-излучения экраны изготавливают из алюминия или пластмассы (органическое стекло). От гамма- и рентгеновского излучения эффективно защищают свинец, сталь, вольфрамовые сплавы. Смотровые системы изготавливают из специальных прозрачных материалов, например, свинцового стекла. От нейтронного излучения защищают материалы, содержащие в составе водород (вода, парафин), а также бериллий, графит, соединения бора и т.д. Бетон также можно использовать для защиты от нейтронов.

Защитные сейфы применяются для хранения источников гамма-излучения. Они изготавливаются из свинца и стали.

Для работы с радиоактивными веществами, обладающими, альфа- и бета-активностью, используют защитные перчаточные боксы.

Защитные контейнеры и сборники для радиоактивных отходов изготавливаются из тех же материалов, что и экраны - органического стекла, стали, свинца и др.

При проведении работ с источниками ионизирующих излучений опасная зона1 должна быть ограничена предупреждающими надписями. [1]

Принцип действия приборов, предназначенных для контроля за персоналом, который подвергается воздействию ионизирующих излучений, основан на различных эффектах, возникающих при взаимодействии этих излучений с веществом. Основные методы обнаружения и измерения радиоактивности - ионизация газа, сцинтилляционные и фотохимические методы. Наиболее часто используется ионизационный метод, основанный на измерении степени ионизации среды, через которую прошло излучение.

Сцинтилляционные методы регистрации излучений основаны на способности некоторых материалов, поглощая энергию ионизирующего излучения, превращать ее в световое излучение. Примером такого материала может служить сульфид цинка (ZnS). Сцинтилляционный счетчик представляет собой фотоэлектронную трубку с окошком, покрытым сульфидом цинка. При попадании внутрь этой трубки излучения возникает слабая вспышка света, которая приводит к возникновению в фотоэлектронной трубке импульсов электрического тока. Эти импульсы усиливаются и подсчитываются.

Фотохимические методы, или методы авторадиографии, основаны на воздействии радиоактивного образца на слой фотоэмульсии, содержащий галогениды серебра. Уровень радиоактивности образца оценивают после проявления пленки.

Существуют и другие методы определения ионизирующих излучений, например калориметрические, которые основаны на измерении количества тепла, выделяющегося при взаимодействии излучения с поглощающим веществом.

Приборы дозиметрического контроля делятся на две группы: дозиметры, используемые для количественного измерения мощности дозы, и радиометры или индикаторы излучения, применяемые для быстрого обнаружения радиоактивных загрязнений.

Из отечественных приборов применяются, например, дозиметры марок ДРГЗ-04 и ДКС-04. Первый используется для измерения гамма- и рентгеновского излучения в диапазоне энергий 0,03-3,0 МэВ. Шкала прибора проградуирована в микрорентген/секунду (мкР/с). Второй прибор используется для измерения гамма- и бета-излучения в энергетическом диапазоне 0,5- 3,0 МэВ, а также нейтронного излучения (жесткие и тепловые нейтроны). Шкала прибора проградуирована в миллирентгенах в час (мР/ч). Промышленость выпускает также бытовые дозиметры, предназначенные для населения, например, бытовой дозиметр «Мастер-1» (предназначен для измерения дозы гамма-излучения), дозиметр-радиометр бытовой АНРИ-01 («Сосна»).

К средствам индивидуальной защиты от ионизирующих излучений относится спецодежда - халаты, комбинезоны, полукомбинезоны и шапочки, изготовленные из хлопчатобумажной ткани. При значительном загрязнении производственного помещения радиоактивными веществами на спецодежду из ткани дополнительно надевают пленочную одежду (нарукавники, брюки, фартук, халат и т.д.), изготовленную из пластика. Как уже сказано выше, для защиты рук следует использовать про свинцованные резиновые перчатки.

В тех случаях, когда приходится работать в условиях значительного радиационного загрязнения, для защиты персонала используют пневмокостюмы (скафандры) из пластмассовых материалов с поддувом по гибким шлангам воздуха или снабженные кислородным аппаратом. Для поддержания нормальных температурных условий в скафандре расход воздуха должен составлять 150-200 л/мин.

Для защиты органов зрения от излучения применяют очки со стеклами, содержащими специальные добавки (фосфат вольфрама или свинец), а при работе с источниками альфа- и бета-излучений глаза защищают щитками из органического стекла.

Если в воздухе находятся радиоактивные аэрозоли, то надежным средством защиты органов дыхания являются респираторы и противогазы.



Заключение

Ионизирующие излучения являются наиболее изученной частью широкого спектра электромагнитных излучений, встречающихся в природе или генерируемых искусственными источниками, созданными в результате деятельности человека.

Что касается биологических эффектов, вызываемых излучениями, то, как уже отмечено, в настоящее время наиболее полная информация получена по действию ионизирующих излучений, а также ультрафиолетового и видимого света. Расширяется фронт исследований механизмов действия инфракрасного, длинноволнового электромагнитного излучений и «нулевых», т.е. постоянных электрических и магнитных полей.

Различные виды электромагнитных и корпускулярных излучений -- важнейший инструмент познания живой материи

Большинство наиболее впечатляющих успехов в познании структуры и свойств живой материи достигнуто благодаря широкому внедрению методов исследований радиационной биофизики. Решение этой проблемы требует комплексного подхода, основанного, с одной стороны, на учете физических принципов передачи энергии излучений, их дискретной природы и характера взаимодействия с атомами и молекулами биологических структур, а с другой -- на знании уникальных особенностей структурной и функциональной организации живого.



Список литературы

1. «Безопасность жизнедеятельности: учебное пособие» Анофриков В.Е., Бобрик С.А., Дудко М.Н., Елистратов Г.Д., Москва, 1999 г., 358 стр.

2. Российская энциклопедия по охране труда: В 3 т. -- 2-е изд., перераб. и доп. -- М.: Изд-во НЦ ЭНАС, 2007. 408 с.

3. Гусев Н.Г., Климанов В.А., Машкович В.П., Суворов А.П. Защита от ионизирующих излучений. В 2-х томах. M., Энергоатомиздат, 1989

4. Ионизирующие излучения и их измерения. Термины и понятия. М.: Стандартинформ, 2006.

5. Моисеев А.А., Иванов В.И. Справочник по дозиметрии и радиационной гигиене. 2-е изд., перераб. и доп. М., Атомиздат, 1974

6. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009) Минздрав России, 2009.

7. Российский государственный педагогический университет имени А.И. Герцена, «Обеспечение жизнедеятельности людей в чрезвычайных ситуациях. Выпуск 1: Чрезвычайные ситуации и их поражающие факторы». С.-Петербург, изд. «Образование», 1992.

8. Зигбан К., ред. Альфа-, бета- и гамма-спектроскопия. Пер. с англ. М., Атомиздат, 1969.

9. Волков Н.Г., Христофоров В.А., Ушакова Н.П. Методы ядерной спектрометрии. М. Энергоатомиздат, 1990

10. Т. Батенёва. Облучение Японией

11. Кротков Ф. Г. Человек и радиация. Радиационная медицина. 4 изд., М., Изд-во «Знание».1968. 64 с.

12. «Экология и безопасность жизнедеятельности» Кривошеин Д.А., Муравей Л.А и др., Москва: ЮНИТА-ДАНА, 2000, 447 стр.

13. Химия окружающей среды / Под ред. Дж. О.-М. Бокриса: Химия, 1982. - 671 с.

Размещено на Allbest.ru