Интенсивность у-излучения, его способность что-либо ионизировать ослабляется как 1/г2, где г - расстояние между у-источником и облучаемым объектом. То есть с удалением от источника радиации опасность подвергнуться его облучению довольно быстро убывает.
Еще в большей мере это относится к источникам (3-излучения, которое не только ослабляется с расстоянием, но и интенсивно поглощается «по дороге». Так, p-излучение даже родия-106 (Ер = 3,54 МэВ) будет полностью поглощено воздушной «подушкой» толщиной 16 м.
Ho особенно резко ослабляется a-излучение. Даже а-частицы полония-216, имеющие энергию Ea = 6,78 МэВ (самые энергичные из попавших в приложение I), будут полностью поглощены 6-сантиметровым слоем воздуха. Хотя в безвоздушном пространстве космоса a-частица может пропутешествовать миллионы лет и покрыть миллионы километров.
Итак, очевидная защита от радиации - удаление от ее источника. Так что один из основополагающих поведенческих рефлексов, рекомендующий человеку (и не только человеку) держаться подальше от чего-то неясного, потенциально опасного, не обманывает его и здесь...
Однако власть, мысляшая иными категориями, относится к такому поведению человека неодобрительно. Ибо нет в нем ни самопожертвования (затыкания амбразур подручными средствами), ни самоотверженного труда (и экономии на его оплате)... А если человек уходил от опасности не только быстро, но и не спрашивая разрешения, то это называлось паническим бегством.
Фольклор не заставил себя ждать: При атомной бомбардировке нужно завернуться в белое и тихо ползти на кладбище... В белое - понятно, на кладбище - тоже... А почему тихо? Чтобы не было паники...
Однако воспользоваться методом «дистанционного» ослабления радиации удается не всегда. В первую очередь это относится, конечно, к профессионалам, вынужденным оставаться на своих рабочих местах. И тогда остается лишь одно - установить между человеком и источником радиации защитный экран.

И здесь основная проблема - защита от у-излучения. И хотя полностью оно не поглощается ничем, его интенсивность может быть снижена до приемлемой величины защитным экраном, изготовленным из подходящего матер пат а и имеющего достаточную толщину. В приложении 7 приведены таблицы (П7.1-П7.3), в которых связаны жесткость у-излучения, кратность его ослабления и нужная для такого ослабления толщина экрана .
В отличие от у-, p-излучение может быть полностью поглощено в слое вещества достаточной толщины. В приложении 7 (табл. П7.4, П7.5) приведены величины максимального пробега электронов с энергией Ep в воде, в воздухе, в биологической ткани и в некоторых металлах.
Лишь у немногих р-излучающих радионуклидов, вошедших в приложение I, энергия излучения превышает 3 МэВ (самые энер- гичные электроны излучает родий-106: Ep тах = 3,54 МэВ). А это значит, что практически 100%-ную защиту от p-излучения радионуклидов, с которыми мы можем встретиться, обеспечит железный лист толщиной 3...3,5 мм.
Такой экран может быть полезен и в другом качестве - при экспресс-анализе обнаруженного. Так, если показания прикрытого им дозиметра уменьшаются до обычных фоновых, то это значит, что мы, скорее всего, имеем дело с каким-то из р-излучателей. А излучение стронций-иттриевого источника (Epmax =2,27 МэВ), самого массового из «чистых» р-излучателей, будет «отрезано» листом железа толщиной лишь 2 мм.
Поглотителем p-излучения и своего рода экраном, защищающим внутренние органы человека, может быть и сама биологическая ткань: следствием мощного электронного облучения бывает обычно лишь ожог кожи и подкожных тканей. Если это «свежевыпавший» стронций-90, то ожог будет поверхностным (глубина 15...0,2 мм), если уже полежавший (и накопивший иттрий-90), ожог затронет ткани на глубину до 5... 10 мм.
Конечно, при определении толщины экрана, полностью поглощающего электронное излучение, ориентируются на Ep тах - самые энергичные электроны спектра".
1 В p-спектре радионуклида принято отмечать Ep ср - среднюю энергию р-час- тиц - и Ep тgt;,х - их максимальную энергию. Обычно Ep ma*/Ep Ср = 2,5...4. Ho это отношение может быть и значительно большим. Так, для кобальта-60 Ep тах/ЕРср= 16, а для европия-158 - Ep max/Epcps44 :
«...Другой группе летчиков предполагалось назначить бывший на снабжении MO СССР табельный препарат противорадиационной защиты - цистамин. Тем не менее от этой акции военные медики вскоре отказались, так как после приема цистамина у летчиков возникала тошнота и рвота - характерные для большинства радиопротекторов осложнения...»
И еще об одном «радиопротекторе»...
...Говорят, что «Столичная» очень хороша от стронция... Этот невеселый юмор Галича возник не на пустом месте. Вот что пишут по этому поводу командиры наших атомных подводных лодок : Основным лекарством считалось (и считается до сих пор) спиртное. Утверждалось, что 150 граммов водки после работы снимает всю полученную радиацию и улучшает обмен веществ.
И там же: При серьезных авариях сварщик из заключенных знал, что дозу он получит огромную. Он имел право отказаться - и отказывался. Убедить его можно было только таким аргументом: «Получишь стакан спирта! Половину - до начала работы и половину - после».
Ho спиртом «лечились» от радиации не только на флоте: Мне привозили контейнеры с радиоактивными изотопами... сотрудники Министерства госбезопасности. Им нравилась эта работа потому, что к этому времени распространилось мнение, воплощенное в служебную инструкцию, что против излучения помогает спирт. Им полагалась бутылка водки на двоих... (Шноль С.Э. Герои, злодеи, конформисты российской науки. - 2-е изд. М.: Крон-пресс. 2001. С. 592).
...Методы «работы с населением» могут быть самыми разными. Ho описанный может быть отнесен к самым эффективным в России: пить не только можно, но и нужно, и притом за казенный счет... Это вершина творчества атомного Агитпропа...
Хотя способность стакана водки ликвидировать последствия ионизирующего облучения любого уровня, то есть независимость спиртовой дозы от радиационной, должна была бы вызывать сомнения. Ho, похоже, зависимость все же есть...
А. Яковлев в своей книге (Омут памяти. Вагриус. М.: 2000. С. 254), касаясь обсуждения на Политбюро событий в Чернобыле, воспроизводит разговор между президентом АН СССР А.П. Александровом и министром Средмаша Е.П. Славским: Ты помнишь, Ефим, сколько рентген мы с тобой схватили на Новой Земле? И вот ничего, живем. Помню, конечно. Ho мы тогда по литру водки оприходовали...

Защита от ионизирующих излучений на производстве

Среди большого разнообразия ионизирующих излучений в промышленности встречаются: α-, β- и нейтронное излучение, которые являются корпускулярными, (потоки частиц), а также у- и рентгеновское излучение, представляющие собой электромагнитные волны высокой частоты.

α-излучение является потоком ядер гелия (Не), испускаемых при радиоактивном распаде ядер некоторых веществ. Длина пробега α-частицы в воздухе составляет от 2 до 12 см, а с повышением плотности материала проникающая способность α-излучения резко уменьшается. В твердых веществах длина пробега α-частицы не превышает нескольких микрон, задерживается листом бумаги. β-излучение состоит из потока электронов или позитронов ядерного происхождения, возникающих при радиоактивном распаде ядер. Ионизирующая способность β-частиц низка, а проникающая выше, чем у α-частиц. Длина пробега электрона в воздухе — до 160 см, в биотканях — 2,5 см, свинце — 0,04 см. Поток β-частиц задерживается металлической фольгой.

Нейтронное излучение является потоком электронейтральных частиц ядра. Так называемое вторичное излучение нейтрона, когда он сталкивается с каким-либо ядром или электроном, оказывает сильное ионизирующее воздействие. Ослабление нейтронного излучения эффективно осуществляется на ядрах легких элементов, особенно водорода, а также на материалах, содержащих такие ядра, — воде, парафине, полиэтилене и др.

Рентгеновское и γ-излучения представляют электромагнитные волны, способные глубоко проникать в вещество. Ионизирующие способности их невелики (примерно как у β-излучения). Замедление рентгеновского и γ-излучения наиболее интенсивно происходит на тяжелых элементах, например свинце (пробег 20...25 см), железе, тяжелом бетоне и др.

Источниками ионизирующих излучений в промышленности могут быть высоковольтные электровакуумные установки, установки рентгеновского анализа, радиоизотопные термоэлектрические генераторы, радиационные приборы (дефектоскопы, плотномеры, влагомеры, измерители и сигнализаторы уровня жидкости) и другие устройства.

Количество ионизирующего излучения в охране труда оценивается дозой и мощностью дозы. Различают экспозиционную, поглощенную и эквивалентную дозы облучения.

Экспозиционная доза характеризует излучение по эффекту ионизации и выражает энергию излучения, преобразованную в кинетическую энергию заряженных частиц в единице массы атмосферного воздуха. В системе СИ экспозиционная доза выражается в кулон/кг (Кл/кг). Внесистемной единицей экспозиционной дозы γ- или рентгеновского излучения является рентген (Р). 1 Р соответствует образованию 2,1·109 пар ионов в 1 см3 воздуха при 0°С и давлении 760 мм рт. ст. 1 Р соответствует 2,58·10-4 Кл/кг.

Поглощенная доза дает количественную оценку действия, производимого любым ионизационным излучением в любом облученном веществе, и показывает, какое количество энергии излучения поглощено в единице массы облучаемого вещества. За единицу поглощенной дозы в системе СИ принят грэй (Гр). 1 Гр равняется дозе излучения, при которой в 1 кг вещества поглощается энергия, равная 1 Дж. Внесистемной единицей поглощенной дозы является рад — энергия в 100 эрг, поглощенная в 1 г вещества: 1 рад = 0,01 Гр.

Эквивалентная доза служит для оценки радиационной опасности облучения человека от разных видов излучения и определяется как произведение поглощенной дозы на коэффициент качества излучения К:

Дэкв = Дпогл. К (3.44)

Коэффициент качества дает количественную оценку биологического действия каждого вида излучения, которая зависит от его ионизирующей способности.

Значения коэффициента качества К

Для излучений, К которых равен 1, т.е. для γ-, β- и рентгеновского излучений, значения поглощенной и эквивалентной доз будут равны.

В системе СИ эквивалентная доза измеряется в зивертах, внесистемной единицей служит БЭР (биологический эквивалент рада); 1зв = 100 БЭР.

Мощность дозы показывает, какую дозу облучения получает среда за единицу времени. Большинство дозиметрических приборов измеряет мощность экспозиционной дозы. По ее значению можно судить об изменении интенсивности излучения. В системе СИ единицей мощности экспозиционной дозы является ампер на килограмм (А/кг), мощности поглощенной дозы — Гр/с (грэй/с); мощности эквивалентной дозы — Зв/с (зиверт/с). Внесистемными единицами служат соответственно Р/с (рентген/с); рад/с и бэр/с.

В настоящее время в нашей стране действуют «Нормы радиационной безопасности», выпущенные в 1996 г. (НРБ—96). Эти нормы определяют ПДД1 как «наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год, при котором равномерное облучение в течение 50 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами». Допустимые уровни облучения установлены для трех категорий лиц.

К категории А относятся профессиональные работники, постоянно или временно работающие непосредственно с источниками ионизирующих излучений. Для них установлена ПДД. К категории Б относится ограниченная часть населения, которая не работает непосредственно с источниками радиоактивного излучения, но по условиям проживания или профессиональной деятельности может подвергаться действию радиоактивных веществ. Для категории Б устанавливается предельная доза облучения (ПД). В категорию В включено остальное население страны.

Степень поражения человека зависит не только от вида, но и от характера облучения. Различают внешнее облучение человека, когда источник излучения размещается вне организма, внешне по отношению к человеку, и внутреннее, когда радиоактивная пыль или аэрозоль вместе с воздухом или пылью попадают во внутренние органы человека, становясь источником излучения и создавая повышенную опасность для человека.

По степени радиочувствительности органы человека разделяются на три группы (критические органы). К I группе относятся гонады, костный мозг; ко II — мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталик глаза и другие органы; к III — кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, лодыжки и стопы.

Допустимые пределы суммарного внешнего и внутреннего облучения, бэр, за календарный год, согласно НРБ—96, представлены в таблице.

Допустимые пределы радиационного облучения, БЭР

При отсутствии источника внешнего излучения ПДД определяется внутренним облучением, которое ограничивается годовым предельно допустимым поступлением (ПДП) радиоактивных веществ в организм человека, а для отдельных лиц из населения (категории Б) — пределом годового поступления (ПГП). Исходя из этих величин, определяется среднегодовая допустимая концентрация (ДК) (в Бк/л) данного радиоактивного вещества в атмосферном воздухе или воде:

(3.45)

(3.46)

где 2,5·106 и 7,3·106 — соответственно средние объемы воздуха, вдыхаемого за год профессиональным работником (категория А) и взрослым человеком (категория Б), л/год.

Величины ДК, ПДП, ПГП для 245 радиоактивных изотопов приведены в НРБ—96.

Меры снижения опасности биологического воздействия ионизирующих излучений включают комплекс мероприятий, снижающих суммарную дозу от всех источников внутреннего и внешнего облучения до уровня, который не превышает предельно допустимой дозы (ПДД). Основные положения об организации работ и защитных мероприятий при использовании источников ионизирующих излучений установлены в «Основных санитарных правилах работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений».

Методы защиты от воздействия ионизирующих излучений принципиально однотипны. В то же время при выборе технических средств защиты необходимо учитывать, в каких условиях работает человек (при внешнем или внутреннем облучении).

Защита от внешнего облучения предусматривает создание таких защитных ограждений, которые бы снижали дозу внешнего облучения до предельно допустимых значений. Ограждения могут быть выполнены стационарными или передвижными. К стационарным ограждениям относятся защитные стены, перекрытия пола и потолка, двери, смотровые окна и др. Передвижные защитные ограждения — это различного типа ширмы, экраны, тубусы, диафрагмы, контейнеры для хранения и транспортировки радиоактивных веществ.

Использование защитных ограждений обязательно, если мощность дозы, измеренная на расстоянии 0,1 м от источника, превышает 103 м·3 в/ч.

В первую очередь при выборе защитных сооружений учитываются: спектральный состав излучения, его интенсивность, а также расстояние от источника и время пребывания под воздействием излучений.

Вследствие малых пробегов α- и β-частицы не представляют серьезной опасности как источники внешнего излучения (для защиты достаточно обеспечить расстояние 8...10 см от источника α-излучения, a для β-излучения применить защитную конструкцию из плексигласа, алюминия или стекла толщиной, превышающей максимальный пробег β-частиц).

Сложнее осуществить защиту от внешнего γ-излучения, проникающая способность которого гораздо выше. Защитные устройства позволяют только снизить в любое число раз величину дозы этого излучения. Материалом защитных устройств служат вещества, имеющие большую плотность (свинец, уран, бетон и др.). В последнее время используют воду, которая позволяет без помех проводить перезарядку и зарядку установок, выполнять ремонтные работы.

При использовании источников γ-излучения малой мощности более распространенными являются «защита расстоянием» (манипуляторы) и «защита временем» (такой регламент работ, при котором доза, полученная за время выполнения работ, не превысит предельно допустимую).

Для защиты от нейтронного излучения обычно используют воду или полиэтилен.

Рабочая часть стационарных установок ионизирующих излучений, как правило, размещается в отдельном здании или изолированном его крыле, пульт управления располагают в смежном помещении, соединенном с основным дверью, которая снабжается блокировкой, исключающей возможность случайного облучения персонала. Кроме того, предусматривается устройство принудительного помещения источника в положение хранения в случае аварии. При работе с радиоактивными веществами в открытом виде, учитывая возможность поступлений излучений (кроме обеспечения защиты от внешнего облучения), предъявляются особые требования к планировке, отделке и оборудованию помещений, а также к системе вентиляции. Специфика этих требований зависит от класса работ, определяемого по группе радиационной опасности вещества и по фактической его активности на рабочем месте.

Установлено четыре группы радиационной опасности (А, Б, В, Г) и три класса работ (I, II, III).

Для защиты персонала широко используются и индивидуальные средства зашиты.

При работах I класса и отдельных работах II класса работники обеспечиваются комбинезонами или костюмами, тапочками, спецбельем, носками, легкой обувью или ботинками, перчатками, бумажными полотенцами и носовыми платками разового пользования, а также средствами защиты органов дыхания; при работах II и III классов работники снабжаются халатами, тапочками, легкой обувью, перчатками и при необходимости средствами защиты органов дыхания (фильтрующими или изолирующими респираторами).

Защита от внутреннего облучения обеспечивается содержанием радиоактивных веществ в герметичных сосудах или запаянных ампулах; работой с ними в вытяжных шкафах или боксах; мощной вентиляцией (5...10-кратный обмен воздуха в час); средствами индивидуальной защиты, дозиметрическим контролем, дезактивацией спецодежды и рук после работы.

Лаборатории и предприятия, предназначенные для работ с источниками ионизирующих излучений (установками, хранилищами радиоактивных веществ), перед вводом их в эксплуатацию должны быть приняты комиссией, включающей представителей заинтересованных организаций, органов санитарного надзора, технических инспекций труда и органов МВД.

На основании акта комиссии местные органы санитарного надзора оформляют на срок в три года санитарный паспорт, разрешающий проведение соответствующих работ.

Администрация еще до получения источников радиационных излучений определяет перечень лиц, которые будут работать с этими источниками, а также инструктирует и обучает их и назначает работников, ответственных за радиационный контроль, учет и хранение источников. В каждом подразделении администрацией разрабатывается инструкция безопасного ведения работ, учета, хранения и выдачи источников излучения, а также сбора и хранения радиоактивных отходов.

Наладка, ремонт, монтаж ионизирующих источников осуществляются только специальными учреждениями, имеющими разрешение на производство таких работ.

Перед допуском к работе с источником ионизирующих излучений администрация обязывает персонал пройти предварительный медицинский осмотр. Только при отсутствии медицинских противопоказаний эти лица допускаются к работе.

Основные принципы радиационной безопасности

Для обеспечения радиационной безопасности необходимо соблюдение следующих принципов:

1. Принцип нормирования. При соблюдении обеспечивает непревышение допустимых лимитов индивидуальной дозы облучения людей от всех имеющихся источников ионизирующего излучения.
2. Принцип обоснования. Подразумевает запрет всех видов деятельности, связанных с ионизирующим излучением, при которых полученная польза для общества оказывается меньше риска возможного вреда.
3. Принцип оптимизации. Состоит в поддержании на как можно более низком достижимом уровне полученных индивидами доз облучения и количества облученных людей при использовании любого из источников ионизирующего излучения.

Нормирование радиационного воздействия

Нормирование уровня ионизирующих излучений связано с учетом характера воздействия ионизирующей радиации на человеческий организм. С 1999 г. в нашей стране оно соответствует международным нормам. Нормирование касается как искусственного, так и природного излучения. Нормированию подлежат основные дозовые пределы, предельно допустимые концентрации содержания радиоактивных веществ в атмосфере, в воде, органах и тканях человека и т.п.

Требования в области радиационной безопасности касаются регулируемых природных источников излучения: изотопов радона и продуктов их распада в воздухе жилых и производственных помещений, гамма-излучения природных радионуклидов, входящих в состав строительных изделий, природных радионуклидов в питьевой воде, удобрениях и полезных ископаемых.

В целях ограничения попадания в окружающую атмосферу, воду, почву содержащих радионуклиды отходов производства и воздействия этих отходов на людей, применяют зонирование территорий, окружающих опасные промышленные предприятия. При необходимости организуют санитарно-защитную зону и зону наблюдения .

Определение 1

Санитарно-защитная зона это территория, окружающая источник ионизирующего излучения, где уровень облучения людей при нормальной эксплуатации этого источника может превышать нормативный показатель дозы облучения населения.

Определение 2

Зона наблюдения – выходящая за пределы санитарно-защитной зоны территория, где возможно влияние радиоактивных выбросов данного предприятия на здоровье проживающего там населения.

Способы защиты населения

Способы защиты от ионизирующих излучений определяются их физическими свойствами. При воздействии жесткого излучения и высокоэнергетических частиц на другие вещества происходит их ионизация. Излучения с разной длиной волны принципиально отличаются друг от друга по интенсивности и степени поглощения их веществом. Самое интенсивное ионизирующее излучение, в первую очередь γ-излучение, практически не поглощается веществами, непрозрачными для лучей с длиной волны оптического диапазона.

Принципы радиационной безопасности осуществляются через уменьшение мощности источников излучения до наименьшей величины; ограничение возможностей поступления радионуклидов в окружающую среду; уменьшение времени работы с источниками радионуклидов; увеличение дистанции между источником и людьми; экранирование источников излучения поглощающими его материалами. К основным методам защиты населения относятся защита расстоянием, экранированием и ограничением поступления радионуклидов в окружающую среду, а также проведение комплекса специальных организационных, технических и лечебно-профилактических мероприятий.

Один из наиболее эффективных способов защиты людей – это применение материалов, эффективно ослабляющих излучение. Их выбирают в зависимости от типа ионизирующего излучения.

В целях защиты от α-излучения используют экраны из стекла или плексигласа толщиной до нескольких миллиметров.

Против β-излучения эффективны материалы с небольшой атомной массой (используют, алюминий). От γ-квантов и нейтронов, обладающих высокой проникающей способностью, требуется более мощная защита.

γ-излучению препятствуют вещества с большой атомной массой и высокой плотностью (свинец, вольфрам), применяют и более дешевые материалы – сталь, чугун, бетон.

Для экранирования от нейтронного облучения используются бериллий, графит и материалы, содержащие водород (парафин, вода).

Ионизирующее излучение – это любые излучения, взаимодействие которых со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков, т.е. ионизации атомов и молекул в облучаемом веществе. 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

· рентгеновское излучение, состоящее из тормозного и/или характеристического излучений.

Корпускулярное излучение – это ионизирующее излучение, состоящее из частиц с массой покоя, отличной от нуля. Выделяют две их разновидности:

заряженные частицы: бета-частицы (электроны), протоны (ядра водорода), дейтроны (ядра тяжелого водорода - дейтерия), альфа-частицы (ядра гелия);

тяжелые ионы – ядра других элементов, ускоренные до больших энергий. При прохождении через вещество заряженная частица, теряя свою энергию, вызывает ионизацию и возбуждение атома. К незаряженным частицам относятся нейтроны, которые не взаимодействуют с электронной оболочкой атома, беспрепятственно проникают вглубь атома, вступая в реакцию с ядрами. При этом испускают альфа-частицы или протоны. Протоны приобретают в среднем половину кинетической энергии нейтронов и вызывают на своем пути ионизацию. Плотность ионизации протонов велика. В веществах, содержащих много атомов водорода (вода, парафин, графит), нейтроны быстро растрачивают свою энергию и замедляются, что используется в целях радиационной защиты. Нейтронное и гамма излучение принято называть проникающей радиацией или проникающим излучением.

Различают два вида радиоактивности: естественную (природную) и искусственную. Наиболее реальную опасность представляют искусственные источники излучений. Совершенствование авиакосмической техники может привести к использованию в будущем бортовых радиоизотопных, ядерно-энергетических и ядерно-силовых установок, являющихся источниками ионизирующих излучений. Возникновение радиационной ситуации возможно при перевозках радионуклидов, а также при взрыве ядерного оружия, аварийном выбросе технологических продуктов атомного предприятия в окружающую среду и местном выпадении радиоактивных веществ.

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.

Источники ионизирующих излучений

Источником ионизирующего излучения называют объект, содержащий радиоактивный материал, или техническое устройство, испускающее или способное (при определенных условиях) испускать ионизирующее излучение.

Современные ядерно-технические установки обычно представляют собой сложные источники излучений. Например, источниками излучений действующего ядерного реактора, кроме активной зоны, являются система охлаждения, конструкционные материалы, оборудование и др. Поле излучения таких реальных сложных источников обычно представляется как суперпозиция полей излучения отдельных, более элементарных источников.

Любой источник излучения характеризуется:

1. Видом излучения - основное внимание уделяется наиболее часто встречающимся на практике источникам излучения.

2. Геометрией источника (формой и размерами) - геометрически источники могут быть точечными и протяженными. Протяженные источники представляют суперпозицию точечных источников и могут быть линейными, поверхностными или объемными с ограниченными, полубесконечными или бесконечными размерами. Физически точечным можно считать такой источник, максимальные размеры которого много меньше расстояния до точки детектирования и длины свободного пробега в материале источника (ослаблением излучения в источнике можно пренебречь). Поверхностные источники имеют толщину много меньшую, чем расстояние до точки детектирования и длина свободного пробега в материале источника. В объемном источнике излучатели распределены в трехмерной области пространства.

3. Мощностью и ее распределением по источнику - источники излучения наиболее часто распределяются по протяженному излучателю равномерно, экспоненциально, линейно или по косинусоидальному закону.

4. Энергетическим составом - энергетический спектр источников может быть моноэнергетическим (испускаются частицы одной фиксированной энергии), дискретным (испускаются моноэнергетические частицы нескольких энергий) или непрерывным (испускаются частицы разных энергий в пределах некоторого энергетического диапазона).

5. Угловым распределением излучения - среди многообразия угловых распределений излучений источников для решения большинства практических задач достаточно рассматривать следующие: изотропное, косинусоидальное, мононаправленное. Иногда встречаются угловые распределения, которые можно записать в виде комбинаций изотропных и косинусоидальных угловых распределений излучений.

Источниками ионизирующих излучений являются радиоактивных элементы и их изотопы, ядерные реакторы, ускорители заряженными частиц и др. рентгеновские установки и высоковольтные источники постоянного тока относятся к источникам рентгеновского излучения.

Здесь следует отметить, что при нормальном режиме их эксплуатации радиационная опасность незначительна. Она наступает при возникновении аварийного режима и может долго проявлять себя при радиоактивном заражении местности.

Радиоактивный фон, создаваемый космическими лучами (0,3 мЗв/год), дает чуть меньше половины всего внешнего облучения (0,65 мЗв/год), получаемого населением. Нет такого места на Земле, куда бы ни проникали космические лучи. При этом надо отметить, что Северный и Южный полюса получают больше радиации, чем экваториальные районы. Происходит это из-за наличия у Земли магнитного поля, силовые линии которого входят и выходят у полюсов.

Однако более существенную роль играет место нахождения человека. Чем выше поднимается он над уровнем моря, тем сильнее становится облучение, ибо толщина воздушной прослойки и ее плотность по мере подъема уменьшается, следовательно, падают защитные свойства.

Те, кто живет на уровне моря, в год получают дозу внешнего облучения приблизительно 0,3 мЗв, на высоте 4000 метров - уже 1,7 мЗв. На высоте 12 км доза облучения за счет космических лучей возрастает приблизительно в 25 раз по сравнению с земной. Экипажи и пассажиры самолетов при перелете на расстояние 2400 км получают дозу облучения 10 мкЗв (0,01 мЗв или 1 мбэр), при полете из Москвы в Хабаровск эта цифра уже составит 40 - 50 мкЗв. Здесь играет роль не только продолжительность, но и высота полета.

Земная радиация, дающая ориентировочно 0,35 мЗв/год внешнего облучения, исходит в основном от тех пород полезных ископаемых, которые содержат калий - 40, рубидий - 87, уран - 238, торий - 232. Естественно, уровни земной радиации на нашей планете неодинаковы и колеблются большей частью от 0,3 до 0,6 мЗв/год. Есть такие места, где эти показатели во много раз выше.

Внутренне облучение населения от естественных источников на две трети происходит от попадания радиоактивных веществ в организм с пищей, водой и воздухом. В среднем человек получает около 180 мкЗв/год за счет калия - 40, который усваивается организмом вместе с нерадиоактивным калием, необходимым для жизнедеятельности. Нуклиды свинца - 210, полония - 210 концентрируются в рыбе и моллюсках. Поэтому люди, потребляющие много рыбы и других даров моря, получают относительно высокие дозы внутреннего облучения.

Жители северных районов, питающиеся мясом оленя, тоже подвергаются более высокому облучению, потому что лишайник, который употребляют олени в пищу зимой, концентрирует в себе значительные количества радиоактивных изотопов полония и свинца.

Недавно ученые установили, что наиболее весомым из всех естественных источников радиации является радиоактивный газ радон - это невидимый, не имеющий ни вкуса, ни запаха газ, который в 7,5 раз тяжелее воздуха. В природе радон встречается в двух основных видах: радон - 222 и радон - 220. Основная часть радиации исходит не от самого радона, а от дочерних продуктов распада, поэтому значительную часть дозы облучения человек получает от радионуклидов радона, попадающих в организм вместе с вдыхаемым воздухом.

Радон высвобождается из земной коры повсеместно, поэтому максимальную часть облучения от него человек получает, находясь в закрытом, непроветриваемом помещении нижних этажей зданий, куда газ просачивается через фундамент и пол. Концентрация его в закрытых помещениях обычно в 8 раз выше, чем на улице, а на верхних этажах ниже, чем на первом. Дерево, кирпич, бетон выделяют небольшое количество газа, а вот гранит и железо - значительно больше. Очень радиоактивны глиноземы. Относительно высокой радиоактивностью обладают некоторые отходы промышленности, используемые в строительстве, например, кирпич из красной глины (отходы производства алюминия), доменный шлак (в черной металлургии), зольная пыль (образуется при сжигании угля).

Приборы радиационной разведки

За последние 30 лет в связи с бурным развитием электроники созданы новые современные приборы для регистрации всех видов ионизирующего излучения, что оказало существенное влияние на качество и достоверность измерений. Повысилась надежность средств измерения, значительно снизились энергопотребление, габариты, масса приборов, повысилось разнообразие, и расширилась сфера их применения.

Приборы для регистрации ионизирующего излучения предназначены для измерения величин, характеризующих источники и поля ионизирующих излучений, взаимодействие ионизирующих излучений с веществом.

Приборы и установки, используемые для регистрации ионизирующих излучений, подразделяются на следующие основные группы:

1. Дозиметры – приборы для измерения дозы ионизирующего излучения (экспозиционной, поглощенной, эквивалентной) , а также коэффициента качества.

2. Радиометры – приборы для измерения плотности потока ионизирующего излучения.

3. Универсальные приборы – устройства, совмещающие функции дозиметра и радиометра, радиометра и спектрометра и пр.

4. Спектрометры ионизирующих излучений – приборы, измеряющие распределение (спектр) величин, характеризующих поле ионизирующих излучений.

В соответствии с проверочной схемой по методологическому назначению приборы и установки для регистрации ионизирующих излучений подразделяются на образцовые и рабочие. Образцовые приборы и установки предназначены для поверки по ним других средств измерений, как рабочих, так и образцовых, менее высокой точности. Заметим, что образцовые приборы запрещается использовать в качестве рабочих. Рабочие приборы и установки – средства для регистрации и исследования ионизирующих излучений в экспериментальной и прикладной ядерной физике и многих других областях народного хозяйства. Приборы для регистрации ионизирующего излучения разделяются также по виду измеряемого излучения, по эффекту взаимодействия излучения с веществом (ионизационные, сцинтилляционные, фотографические и т.д.) и другим признакам. По оформлению приборы для регистрации ионизирующего излучения подразделяют на стационарные, переносные и носимые, а также на приборы с автономным питанием, питанием от электрической сети и не требующие затрат энергии.

Влияние ионизирующего излучения на организм человека

Всем известно, что все ткани организма способны поглощать энергию излучения, которая преобразуется в энергию химических реакций и тепло. В тканях содержится 60-80% воды. Следовательно, большая часть энергии излучения поглощается водой, а меньшая - растворенными в ней веществами. Поэтому при облучении в организме появляются свободные радикалы – продукты разложения (радиолиза) воды, которые в химическом отношении очень активны, могут вступать в реакцию с белками и другими молекулами.

При воздействии очень больших доз в результате первичного действия ионизирующего излучения наблюдаются изменения в любых биомолекулах.

При умеренных же дозах лучевого воздействия первично страдают в основном только высокомолекулярные органические соединения: нуклеиновые кислоты, белки, липопротеиды и полимерные соединения углеводов. Нуклеиновые кислоты обладают чрезвычайно высокой радиочувствительностью. При прямом попадании достаточно 1 -3 актов ионизации, чтобы молекулы ДНК вследствие разрыва водородных связей распалась на две части и утратила свою биологическую активность. При воздействии ионизирующего излучения в белках происходят структурные изменения, приводящие к потере ферментативной и иммунной активности.

В результате этих процессов, протекающих практически моментально, образуются новые химические соединения (радиотоксины), несвойственные организму в норме. Все это приводит к нарушению сложных биохимических процессов обмена веществ и жизнедеятельности клеток и тканей, т.е. к развитию лучевой болезни.

Острая лучевая болезнь (ОЛБ) возникает при воздействии на человека больших доз излучения за короткий промежуток времени и имеет три стадии:

1-ая стадия (доза облучения 1-2 Зв (зиверт), скрытый период 2-3 недели) сопровождается симптомами: общая слабость, утомляемость, апатия, головокружение, головная боль, нарушение сна. Исключение облучения и соответствующее лечение позволяют полностью восстановить здоровье.

2-ая стадия (доза облучения 2-3 Зв (зиверт), скрытый период 1 неделя) характеризуется усилением болезненных ощущений, появлением сильных болей в области сердца, живота, кровотечение из носа. Срок лечения 2 месяца.

3-ая стадия (доза облучения 3-5 Зв), характеризуется необратимыми последствиями в организме через 3-7 часов и даже летальным исходом.

Доза более 5 Зв является смертельной.

Способы и средства обеспечения радиационной безопасности

При попадании радиоактивных веществ на открытые участки тела, одежду, снаряжение основная задача сводится к быстрому их удалению, чтобы воспрепятствовать попаданию радионуклидов в организм. Если радиоактивное вещество все же проникло внутрь, то пострадавшему сразу вводят адсорбенты в желудок, промывают его, дают рвотные, слабительные, отхаркивающие средства, способные прочно связать радиоактивные вещества и препятствовать отложению их в тканях.

Профилактика радиационных поражений осуществляется путем проведения комплекса санитарно-гигиенических, санитарно-технических и специальных медицинских мероприятий.

Средства противохимической защиты (защитная одежда, противогазы или респираторы и т. п.) оказывают известный защитный эффект от воздействия радиоактивных веществ. В случае, когда неизбежно облучение в дозах, превышающих ПДД, профилактика осуществляется методом фармакохимической защиты.

В результате многочисленных радиобиологических исследований обнаружены вещества, которые при введении в организм за определенное время до облучения снижают в той или иной степени радиационное поражение. Такие вещества называются радиозащитными, или радиопротекторами. Большинство изученных в настоящее время радиопротекторов оказывают положительный эффект при введении их в организм за сравнительно короткое время до облучения. Они улучшают течение лучевой болезни, ускоряют восстановительные процессы, повышают эффективность терапии и увеличивают выживаемость.

Кроме радиопротекторов, должное внимание следует уделять биологической защите, которая осуществляется с помощью адаптогенов. Эти вещества не обладают специфическим действием, но зато повышают общую сопротивляемость организма к различным неблагоприятным факторам, в том числе и к ионизирующим излучениям. Адаптогены назначают многократно за несколько дней или недель до облучения. К ним следует отнести препараты элеутерококка, женьшеня, лимонника китайского, витаминно-аминокислотные комплексы, некоторые микроэлементы и др. Механизм действия этих препаратов необычайно широк. В понятие биологической защиты входят и такие мероприятия, как акклиматизация к гипоксии, вакцинация, хорошее питание, занятия спортом и т. д. Все это, безусловно, повышает устойчивость организма.

В отличие от механических колебаний электромагнитные волны могут распространяться и в вакууме, но они ведут себя подобно механическим волнам, в частности имеют конечную скорость и переносят энергию. Наибольшая скорость электромагнитных волн характерна для вакуума (скорость света 2,998 -10 8 м/с). Энергия электромагнитного поля (ЭМП) пропорциональна четвертой степени частоты его колебаний.

Длина электромагнитных волн - от 107 км до 10 -11 см. В зависимости от длины и частоты волн принято выделять ионизирующие излучения - гамма- и рентгеновское излучение, излучения оптического диапазона - ультрафиолетовое, видимый свет, инфракрасное, радио- и низкочастотный диапазон.

Излучения с различной длиной волны сильно отличаются друг от друга по интенсивности и степени поглощения их веществом. Наиболее интенсивное ионизирующее излучение, особенно гамма-излучение, не поглощается веществами, непрозрачными для волн оптического диапазона.

Гамма-излучение имеет длину волны 10 -13 ... 10~ 10 м, что соответствует частоте 3 10 21 ...3 10 18 Гц. Высокая проникающая и ионизирующая способность гамма-квантов объясняется их большой энергией, которая изменяется в пределах 12,4...0,012 МэВ.

Радиационная безопасность - это комплекс мер, обеспечивающий защиту персонала и населения от вредного воздействия ионизирующих излучений и радиоактивных загрязнений при эксплуатации радиационно опасных объектов или при работе с радиоактивными веществами.

Главной целью радиационной защиты является предотвращение вредных последствий соматических, стохастических и генетических эффектов до некоторого уровня, который считают приемлемым. Этому уровню отвечают нормированные пределы доз (ПД). Дополнительная цель заключается в обосновании целесообразности деятельности, связанной с облучением.

Нормирование ионизирующих излучений определяется характером воздействия ионизирующей радиации на организм человека. В России с 2009 г. введены в действие Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009), а с 2010 г. действуют Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-20Ю), основанные на международных нормах.

Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009 применяют для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения. Они включают в себя определения и термины радиационной безопасности, устанавливают основные дозовые пределы (ПД), ПДК радиоактивных веществ в воздушной зоне, воде открытых водоемов, допустимое содержание радиоактивных веществ в органах человека и т. п.

Установлены следующие категории облучаемых лиц: персонал - лица, работающие с техногенными источниками (группа Л) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б) все население, включая лиц из персонала вне сферы и условий их производственной деятельности.

Доза ионизирующего облучения, создаваемая антропогенными источниками, невелика по сравнению с естественным фоном ионизирующего облучения, что достигается применением средств коллективной защиты промышленных источников излучения. В тех случаях, когда на объектах экономики нормативные требования и правила радиационной безопасности не соблюдаются, уровни ионизирующего воздействия резко возрастают.

Принципы обеспечения радиационной безопасности :

• нормирование - непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения;
• обоснование - запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда;
• оптимизация - под держание на возможно низком и достижимом уровне индивидуальных доз облучения и числа облученных лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения. Основные принципы радиационной безопасности реализуют с

помощью уменьшения мощности источников излучения до минимальных значений {защита количеством ); сокращения времени работы с источниками {защита временем ); увеличения расстояния от источника до работающих {защита расстоянием)", экранирования источников излучения материалами, поглощающими ионизирующее излучение {защита экранами).

Самый простой способ защиты от гамма-излучения - это удаление персонала от источника излучения на достаточно большое расстояние, так как интенсивность ионизации обратно пропорциональна квадрату расстояния.

Если перечисленные способы (первые три) неосуществимы или недостаточны, то применяют материалы, эффективно ослабляющие излучение, т. е. используют экранирование. Проходя через вещество защиты, ионизирующее излучение ослабляется.

Коэффициент (кратность) ослабления излучения К определяют из соотношения

где X - измеренная или рассчитанная мощность экспозиционной дозы в данной точке рабочего пространства; - допустимая

мощность экспозиционной дозы.

Коэффициент радиационной защиты равен

где Г> + и D~ - мощность поглощенной дозы при отсутствии и наличии защиты; р - линейный коэффициент ослабления, м -1 ; 8 - толщина защитного экрана, м.

Эффективность радиационной защиты, дБ, в этом случае можно найти по формуле

Основными мерами по защите населения от ионизирующих излучений является ограничение поступления в окружающую атмосферу, воду, почву отходов производства, содержащих радионуклиды. В случае необходимости создают санитарно-защитную зону и зону наблюдения.

Выбор защитного экрана зависит от вида ионизирующего излучения. Особой простотой отличается защита от а- и (3-частиц, так как их пробеги в веществе относительно невелики.

Для защиты от a-излучения применяют экраны из стекла, органического стекла толщиной в несколько миллиметров, слой воздуха в несколько сантиметров. Полное поглощение а-частиц, испускаемых a-активными препаратами, обеспечивается слоем воздуха в

8...9 см или листом бумаги.

Пробег (3-частиц в воздухе значительно больше, например, при энергии р-частиц более 3 МэВ он превышает 3 м. В случае р-излуче- ния используют материалы с малой атомной массой (алюминий) и комбинированные. Например, от потока р-частиц с энергиями до 4 МэВ надежно защищает слой пластмассы толщиной 2,5 мм.

Для у-квантов и нейтронов, проникающая способность которых значительно выше, необходима более массивная защита (рис. 7.11).

Рис. 7.11.

Схема прохождения излучений сквозь защиту:

• 7 - излучение, прошедшее защиту; 2 - однократно взаимодействующее излучение;
• 3 - многократно взаимодействующее излучение;
• 4 - рассеянное излучение;
• 5, 6 - излучение, поглощенное в среде; 7,8 - изменение траектории за защитной средой; 9 - отраженное излучение

Ослабление пучка у-квантов, проходящих защиту, не рассеиваясь в ней (такой пучок называют узким), описывает известный экспоненциальный закон

где Nq и N - интенсивность излучения без защиты и за защитой толщиной 5 ; р - линейный коэффициент ослабления, зависящий от энергии частиц и применяемого для защиты материала.

Для защиты от у-излучений и рентгеновского излучения применяют материалы с большой атомной массой и высокой плотностью (свинец, вольфрам, сталь, чугун, бетон). Для замедления и поглощения нейтронов используют водородосодержащие вещества (вода, парафин).

Часто встречаются случаи смешанного излучения, состоящего из нейтронов и у-квантов. В природе не встречаются элементы, которые достаточно эффективно ослабляют такие смешанные потоки. Защиту от них создают из смеси веществ с малыми и большими атомными номерами. В случае воздействия у-излучения и нейтронных потоков применяются комбинированные экраны (свинец - вода, свинец - полиэтилен, железо - вода и др.). Примером может служить железоводная защита или тяжелый бетон (смесь бетона с железной или свинцовой дробью).