Торговля 59 страница

Управ \ение реактором осуществ чяется равномерно распределенными по реактор\ 211 стержнями, содержащими бор Стержни перемещаются индивидуальными сервоприводами в специа\ьных каналах расположен ных параллельно топливным По правилам экспчлатации не менее 15 стержней всегда должны быть в опущенном состоянии

Реактор работает с чедующим образом (см упрощенную схему) При помощи главных цирку уяционных насосов (1) вода под давлением 70 атмосфер подается по трубопроводам (2) в нижнюю часть реактора (3) и через техно магические каналы омывает сборки с ТВЭЛами

В ТВЭЛах под воздействием нейтронов идет цепная ядерная реакция с выде \ением 5о уьшого ко \ичества тепла Вода перегревается до темпе ратуры 248 °С и кипит Пароводяная смесь поступает по трубопроводам (4) в барабаны сепараторы (5), где происходит отдечение пара от воды Пар

по трубопроводу (6) подается на турбин}. Из турбины по трубопроводу (7) конденсированный в воду пар при температуре 165 °С возвращается в барабан-сепаратор, где смешивается с горячей водой, поступившей из реактора, и охлаждает ее. Эта вода по трубопроводу (8) вновь поступает в насосы. По трл бопроводу (9) в сепаратор может поступать дополнитель­ная вода Для регулирования расхода воды на входе в каждый канал пре­дусмотрены запорно-регулирующие клапаны.

Каждый реактор подает пар на две турбины электрической мощностью по 500 МВт (тепловой — 1600 МВт). В системе используются шесть ос­новных и два резервных главных циркуляционных насоса (ГЦН). Бара­банов-сепараторов — четыре, они имеют диаметр 2, 6 м и длину 30 м.

Для понимания причин чернобыльской аварии важно знать особен­ность реакторов данного типа. При делении ядер урана образуются ос­колки — ядра более легких элементов (обычно радиоактивные). Среди них теллур-135, который превращается в йод-135, а йод в свою очередь превращается в ксенон-135. Это ядро очень активно захватывает сво­бодные нейтроны. Если реактор работает в стаби уьном режиме, то ксе­нон-135 довольно быстро выгорает и на работу реактора не влияет. Однако при резком и быстром снижении мощности ксенон начинает накапливаться в реакторе, значительно уменьшая величину К, а это спо­собствует снижению мощности реактора Нарастает явление так назы­ваемого ксенонового отравления реактора При этом накопившийся в реакторе йод-135 еще активнее начинает превращаться в ксенон. Это яв \ение специалистами называется йодная яма.

В таких условиях реактор плохо отзывается на выдвижение управляю­щих стержней, так как нейтроны активно поглощаются ксеноном. При достаточно значительном выдвижении управляющих стержней из актив­ной зоны мощность реактора начинает расти, тепювыделение -усилива­ется, и ксенон начинает выгорать. Он уже не захватывает нейтроны, и их количество стремительно увеличивается. В этом случае возможен резкий скачок мощности. Опускаемые в этот момент управ чяющие стержни мо­гут не успеть достаточно быстро поглотить нейтроны, и возможен выход реактора из-под контро \я.

Инструкции требуют при определенном количестве ксенона в актив­ной зоне не увеличивать мощность реактора, а остановить его, опустив управляющие стержни На естественное удаление ксенона из активной зоны реактора \-ходит до нескольких суток.

Чернобыльская авария, хронология событий. Основные события, предшествовавшие аварии, таковы. В ходе плановой остановки блока было решено проверить способность вращающегося по инерции турбогене­ратора (режим выбега) вырабатывать электроэнергию для обеспечения минимальных потребностей станции в аварийных л словиях обесточивания. Это достаточно важно, ведь до включения резервных дизеуьных элект­рогенераторов проходит око\о минуты. Прежде всего, в таких условиях нужно обеспечить прокачку воды, чтобы не перегревались ТВЭЛы. Такие эксперименты проводились и раньше, в частности дважды на Чер­нобыльской АЭС, и в конечном счете были направлены на повышение противоаварийной готовности. Однако на этот раз был допущен целый ряд грубых нарушений регламента и просто ошибок.

Д\я эксперимента, который предполагалось провести несколько раз с разными параметрами работы генератора, нужно бы ю принять два ре­шения. Во-первых, было известно, что при тепловой мощности реактора 700—1000 МВт должна сработать система аварийного ох\аждения реак­тора (САОР), что вело к ксеноновому отравлению и невозможности опе­ративно повторить испытания. Во-вторых, для того чтобы можно было производить замеры на выбегающей турбине, нужно было определиться с балластной нагрузкой на генератор

Поскольку эксперимент предполагалось провести несколько раз, было решено заблокировать систем}' САОР, а в качестве балластной нагрузки использовать резервные ГЦН. Такой режим не просчитывался разработ­чиками и вел к труднопредсказуемым последствиям.

Блок начал процедуру остановки в час ночи 25 апреля. С этого мо­мента он формально был выведен из общеэнергетической системы и на­ходился в подчинении только руководства АЭС. Тепловая мощность реактора была снижена с 3200 МВт до 1600; остановлена турбина К° 7, а питание электросистем реактора переведено на турбину № 8.

Однако к 13 часам 25 апреля, т.е. через 12 часов постепенного сни­жения мощности, по просьбе диспетчера Киевэнерго (конец недели, вто­рая половина дня, растет потребление энергии) оно было приостановле­но. В 23.10 снижение мощности возобновлено.

Мощность реактора снизилась до уровня, когда систем}' управления движением поглощающих нейтроны стержней надо переводить с локаль­ного (обычного) режима на общий. В обычном режиме группы стержней можно перемещать независимо Друг от друга — так эффективнее, а при низкой мощности все стержни должны управляться с одного места и двигаться одновременно. В ходе указанного перевода была допущена ошибка. В результате мощность реактора стремительно уменьшилась до 30 МВт. Кипение в каналах резко снизилось, началось ксеноновое отрав­ление реактора.

В этот момент была совершена решающая, преступная ошибка. Все инструкции предписывают в такой ситуации глушить реактор. Вместо этого, чтобы спасти эксперимент (программой предусматривалось про­ведение испытаний при начальной тепловой мощности 700 МВт), были выведены из активной зоны почти все }ттравляющие стержни, причем их осталось менее 15, как положено по регламенту.

Из-за ксенонового отравления реактора поднять мощность выше 200 МВт не удалось, тем не менее подготовка к эксперимент}⁷ была продолжена. В 1.03 к шести работающим главным циркуляционным насосам подключа­ется седьмой, а через несколько минут и восьмой насос. На работу такого количества насосов система не рассчитана. ГЦН просто не хватает воды; они высасывают воду из барабанов-сепараторов, и ее уровень в них опасно понижается. Возникла также опасность развития вибраций вследствие кави­тации. Персонал увеличивает подачу воды в систем}'.

В 1.19 допускается еще одна преступная ошибка. Персонал блоки­рует системы остановки реактора по сигналам недостаточного уровня во­ды и давления пара. Уровень воды в барабанах-сепараторах начал расти, но из-за снижения температуры воды, поступающей в активную зону реактора, и ее большого количества кипение там прекратилось. Персо­нал допускает следующую ошибкл. Он полностью выводит из активной зоны и последние стержни ручного управления, фактически лишая себя возможности оперативно управлять процессами в реакторе.

К 1.21 уровень воды в барабан-сепараторах стабилизировался, часть насосов была отключена, а в активной зоне вновь началось кипение. Персонал предположил, что работу реактора удалось стабилизировать, и было решено продо \жить эксперимент. При этом не бы\а учтена инфор­мация компьютера о том, что запас управляемости реактора очень мал. Это снова было преступлением. В такой ситуации требовалось немедлен­но глушить реактор, тем более что САОР отключена, системы автомати­ческой остановки реактора из-за ненормального давления пара и уровня воды заблокированы.

Тем не менее в 1.23.04 начался собственно эксперимент. Персонал блокирует еще одну систем}' аварийной остановки реактора, срабаты­вающую в случае прекращения подачи пара на работающую турбину (№ 8), если до этого одна (№ 7) была выключена, и перекрывает подачу

пара на турбину № 8. Турбина замедляет свое вращение, и, как следствие, ГТДН, питающиеся от этой турбины, начинают снижать обороты. В ре­зультате стало быстро увеличиваться парообразование. Три группы стерж­ней автоматического управления пошли вниз, но остановить нарастание тепловой мощности реактора не смогли. Совершенно точно восстано­вить события в эти и последующие моменты до сих пор не удалось.

По официальной версии, в 1.23.40 начальник смены, осознав про­исходящее, приказывает нажать кнопку аварийной зашиты АЗ-5. Пос\е подачи такого сигнала стержни управления, поглощающие нейтроны, с максимальной скоростью движутся вниз, чтобы полностью прекратить процессы ядерного деления.

Однако в 1.23.44 почти мгновенно тепловая мощность реактора воз­росла в 100 раз и продолжала нарастать. ТВЭЛы раскалились и разру­шились. Давление в активной зоне многократно возросло, оно разруши­ло часть каналов и паропроводы над ними. Прозвучал первый взрыв. Реактор перестал существовать как управ чяемая система.

После этих разрушений вода вновь пошла в активную зону Нача­лись ее химические реакции с ядерным топливом, разогретым графитом, цирконием, в ходе которых произошло бурное образование водорода и окиси уг\ерода. Давление газов в реакторе стремительно возросло, и крышка реактора весом во много сотен тонн приподнялась, обрывая все трубопроводы.

В 1.23.46 газы соединились с кислородом воздуха, образовав грему­чий газ, который мгновенно взорвался. Прогремел второй взрыв. Крыш­ка реактора подлетела вверх, повернулась почти на 90° и вновь упала. Разрушились стены и перекрытие реакторного зала. Из реактора выле­тели четверть находящегося там графита, обломки раскаленных ТВЭАов. Выброс горящих обломков и языков пламени привел к возникновению еще 30 очагов пожара вокруг соседнего реактора (3-го блока) и турбин­ных блоков. Цепная реакция деления прекратилась.

Персонал станции начал покидать свои рабочие места примерно с 1.23.40. Но с момента выдачи сигнала АЗ-5 до момента второго взрыва прошло всего 6 с. Сообразить, что происходит, за это время и тем более успеть что-то сделать для своего спасения было невозможно Уцелевшие сотрудники покинули помещение уже после взрыва. В 1.30 к месту пожа­ра выехала первая пожарная команда. Началась ликвидация последствий аварии.

Причины аварии расследовало несколько государственных комис­сий. Первая из них — межведомственная комиссия в 1986 г. — пришла к выводу о том, что авария произошла вс\едствие срыва работы контура принудительной циркуляции, включающего ГЦН. К этому привели гру­бые ошибки персонала Решающими были выведение из активной зоны 204 управляющих стержней из 211, а также преднамеренное отключение всех средств аварийной защиты. В результате в какой-то момент в реак­торе началась локальная неуправляемая цепная реакция, которая привела к тепловому взрыву. Бы \а отмечена неспособность системы безопаснос­ти предотвратить аварию при намеренном отключении средств защиты и нарушений регламента.

Вторая комиссия, состоявшая из специалистов Минэнерго, в качестве одной из причин аварии назвала принципиально неверную конструк­цию управляющих стержней реактора, а именно наличие на их концах специальных графитовых вытеснителей воды (длиной около 1 м). Они хуже поглощают нейтроны, чем вода, поэтому одновременный ввод всех управ чяющих стержней в активную зону после нажатия кнопки АЗ-5 уве-личи \ значение К, что и привело к неуправляемой реакции. Последую­щие нажатия этой кнопки и даже отключение питания сервоприводов,

после чего управ уяющие стержни до \жны просто падать, ни к чему при­вести не могуи, потому что каналы были уже разрушены Эта версия поддерживалась всеми специалистами по экспл\ атации реакторов

Есть и еще одна версия, не противоречащая всем достоверно из­вестным данным Она состоит в том, что неуправляемая цепная реакция и тепловой взрыв произошли все-таки до первого нажатия кнопки АЗ-5 Поэтом\ ответственность за аварию в равной степени до\жны нести и проектировщики и эксплу атационщики

Чернобыльский выброс, состав. На ранних стадиях аварии наи-бо \ыпей радиологической значимостью обладали короткоживущие радио­нуклиды Основным источником об уучения стали радионуклиды йода (в особенности йод-131) Первонача \ьно радиологическое значение ра­дионуклидов цезия-137 было невелико в течение первых месяцев пос\е аварии они давали всего уишь около 10% общей дозы внешнего облу­чения В дальнейшем эти радионуклиды стали важнейшими в формиро­вании как внешней, так и внутренней дозы облучения, особенно на большом удалении от места аварии В ближней к аварии зоне с\едует учитывать вклад в формирование дозы стронция-90 и трансурановых элементов

Йод-131 имеет период полураспада (Г J равный 8,05 сут, поэтому примерно через 2 месяца пос \е аварии практически полностью распался Будучи источником гамма и бета-излучения, явуялся источником как внешнего, так и внутреннего об уучения населения В организме человека накапливается преим^тдественно в щитовидной железе

Цезий-137 ист екает преимущественно гамма-излучение Он является основным источником внешнего облучения населения, его период по \у-распада равен 30 годам

Стронний-90 бета-активен, его Т_1/2 равен 29 годам Бета-излучение обладает значительно меньшей проникающей способностью, чем гамма (может поглотиться даже уистком бумаги), но очень опасно при внутрен­нем об уучении органов че уовека

Нуклиды п \утония-238, -239, -240 испускают альфа-излучение, их пе­риоды полураспада, соответственно 89, 24360 и 6540 \ет Плутоний-241 бета-активен С Т_1/2= 14 лет он распадается в америций-241 Америций 241 альфа-активен (Г, ₂ = 460 лет) А\ьфа излучение имеет еще меньшую прони­кающую способность, но наибо \ее опасно при внутреннем облучении

Радионуклиды, основные параметры. Ядра в атомах состоят из нуклонов — протонов и нейтронов И те и другие почти в 2000 раз тяжелее э\ектронов. Число поюжитеуьно заряженных протонов равно числу электронов в атоме, или его порядковому номеру в таблице Мен­делеева Число же незаряженных нейтронов может быть раз \ичным Отли­чающиеся числом нейтронов ядра одного и того же э\емента и соответ­ствующие атомы называются нуклидами (изотопами)

Изотопы принято обозначать сокращенным названием из таблицы Менделеева с двумя индексами верхний — чис ю нуклонов в ядре, ниж­ний — чисуо протонов (иногда опускается), например ³U₉₂, или ^DU, иногда пишут уран-235 С точки зрения химии все изотопы данного ве­щества неразличимы Ба уанс изотопов для каждого вещества в обычных условиях остается неизменным. Он возник на определенном этапе обра­зования Вселенной и может меняться лишь в результате ядерных реакций Поэтому говорят, что уюбое вещество в природе представ \яет собой так называемую естественную смесь изотопов. Так, природный водород содержит 99,985% Н (в ядре единственный нуклон — протон) и 0,015% Н (2 нуклона протон и нейтрон)

Не все изотопы одного и того же элемента стаби \ьны, т е неизмен­ны с течением времени Ядра стабильны при некотором соотношении чис \а протонов и нейтронов Иногда встречаются несколько стабильных

hvk чидов данного э чемента Ядра этого э чемента с иными соотношения ми чис ча протонов и нейтронов нестаби чьны, т е изменяют свой состав (распадаются) Такие ядра называются радиоактивными (радионук чида ми) Обычно распад сопровождается из чучением трех основных типов альфа бета и гамма

Кванты гамма излучения (гамма кванты) имеют электромагнитную при род\ как и кванты света (фотоны), но отчичаются от них значительно 5о чьшей энергией Бета из \гчение состоит из э чектронов (реже пози тронов — античастиц к эчектрош) Альфа из чч-чение — ядра атомов гечия состоящие из двч'х нейтронов и двух протонов Некоторые нук чиды мот об чадать радиоактивностью нескольких видов Возможны и такие процессы, когда появившийся в результате радиоактивного рас пала новый нч нлид в свою очередь нестабилен и испытывает дрчтой про цесс распада

Важнейшие характеристики радионуклидов — активность и период полураспада Активность (А) характеризует интенсивность радиоактив ного из чучения множеством нуклидов (каким либо макрообъектом) и опре деляется как ожидаемое число AN самопроизвольных ядерных превра щений (распадов), происходящих в единицу времени Согчасно закон} радиоактивного распада AN пропорционально общему количеству ра диоактивных ядер (N) в объекте, поэтомл

Распад радионуклидов не происходит мгновенно, он подчиняется за­конам статистики У радиоактивного ядра существует определенная ве роятность распада, в какой же конкретный момент времени оно распадется неизвестно это может произойти и в доли секунды, и сп\ стя тысячи лет Однако д \я большой совокупности ядер можно строго опреде \ить время, в течение которого распадется их определенная часть Принято испо уьзо вать период по уураспада (Т, J — время, за которое распадется половина исходного чис \а ядер Можно также сказать, что это время, в течение ко торого активность уменьшается в 2 раза С постоянной X период полу распада связан соотношением

Не с\ед)ет считать, что после истечения двух промежутков времени, каждый из которых равен период) полураспада, излучение прекратится После первого промежутка времени число нераспавшихся ядер составит половин), пос\е второго — половину от этой половины Таким обра зом за три периода по уураспада активность уменьшится в 8 раз и т д

Единица измерения активности в СИ — беккере \ь (Бк) 1 Бк = 1 распад/с

Устаревшая единица измерения — Кюри (Ки) 1Ки = 3,7 10™ Бк

Для характеристики концентрации радионуклидов в объекте служит удельная активность А_т = А/т,

измеряемая в Бк/кг, и объемная активность A =A/V,

измеряемая в Бк/м (внесистемная единица — 1 Бк/л = 10 Бк/м )

Удельная активность применяется для описания содержания радио нукуидов в большинстве природных объектов и пищевой продукции, а объемная активность — для концентрации радионуклидов в загрязнен ных воздухе, воде

Распределение радиот к уидов по поверхности характеризуется поверхностной активностью радионуклидов A, = A/S

Эта величина испо уьз} ется для описания загрязнения почвы выпа дениями радионуклидов, в том числе чернобы уьскими Она измеряется в Бк/м, из внесистемных единиц испо\ьз\ют 1 Ки/км = 3,7 10 Бк/м = 37 кБк/м Be шчину А, иногда называют плотностью загрязнения

Дозы облучения — понятия дозиметрии, которая занимается коли чественньгм описанием воздействия радиоактивных из\учений (радиа­ции) на объекты живой и неживой природы Такое воздействие (об\\ чение) прежде всего приводит к ионизации вещества Могут возникать структурные изменения, которые прояв\яются в изменении меха нических, электрических и других свойс гв тел (радиационные эффекты) Для объектов живой природы возможны биологические нарушения в клетках и тканях, не исключая их отмирание

При описании воздействия радиации на человека и другие био юга ческие объекты нужно установить зависимость между характеристиками излучения с одной стороны, и радиационными эффектами в организ ме — с другой С уедовате \ьно, дозиметрия — междисцип уинарная область знаний на стыке физики и био \огии

Очевидно, что первопричиной всех радиационных эффектов с\\жит энергия, которую несет радиоактивное из уучение Поэтому понятие дозы облучения исходит из величины энергии из уучения, поглощенной в объекте

Поглощение энергии излучения в организме приводит \ибо к гибе ли, либо к изменению (мутации) клеток Мутации половых клеток при водят к возникновению генетических, т е передающихся по наследству

Детерминированные (предопределенные)

Приводят к гибели большого числа клеток (лучевая болезнь, лучевые поражения отдельных органов или тканей)

Связь между облучением и заболеванием однозначна, предопределена

Возникают при высоких дозах излучения, превышающих определенные пороговые значения

Стохастические (вероятностные, возникающие случайно)

Возникают в результате мутации клеток и могут привести к заболеванию раком, генетическим

эффектам

Возникновение заболевания — случайное событие, которое откладывается на неопределенное время

Дозовый порог отсутствует, причем вероятность возникновения пропорциональна дозе

эффектов облучения. Мутация остальных (соматических) клеток может привести к возникновению раковых заболеваний. Различают два типа радиационных эффектов в биологических объектах.

Количественной характеристикой воздействия радиации на человека служит ущерб. Он выражается в числе лет полноценной жизни, поте­рянных в результате преждевременного заболевания или смерти, вызван­ных действием излучения.

Связь между поглощенной энергией излучения и величиной ущерба не так проста, как может показаться. Поглощенная энергия — физи­ческая величина, она в принципе не может учитывать биологические особенности облучения, например, разную величину ущерба при облу­чении разных органов или в с \\-чае излучения разного типа (альфа, бета или гамма). Поэтом}' в дозиметрии используется система из нескольких взаимосвязанных дозиметрических величин.

фундаментом системы служат величины, допускающие прямое фи­зическое измерение. Эта группа величин называется базовой. Другую группу образуют нормируемые величины, которые играют роль «мостика» между физической величиной пог ющенной дозы и медико-биологичес­кой величиной ущерба. Нормируемые величины не могут быть измерены непосредственно. Важнейшие из них — эквивалентная доза и эффектив­ная доза. Они вычисляются исходя из поглощенной дозы и коэффици­ентов, отражающих совокупность всех известных экспериментальных данных радиобиологии. Эти величины и позволяют определить ущерб, наносимый человек при облучении.

Поглощенная доза излучения (D) — базовая дозиметрическая ве­личина, которая определяется поглощенной энергией излучения (АЕ) в расчете на единицу массы вещества:

В СИ поглощенная доза измеряется в джоу\ях на килограмм (Дж/кг). Эта единица получила название грей (Гр) в честь английского ученого, внесшего значительный вклад в развитие дозиметрии.

Величина дозы зависит от продо \жительности облучения, и с тече­нием времени не убывает (накапливается). Скорость такого накопления, т.е. приращение поглощенной дозы в единицу времени называют мощ­ностью дозы (Р) (иногда эту величину обозначают МД):

Мощность дозы измеряется в греях в секунду (1р/с).

Средняя поглощенная доза в определенном органе или ткани (D_T)

определяется как отношение средней энергии излучения, переданной Т-му оргат (или ткани) человека (Е,), к массе этого органа или ткани (ггц.):

В этой форму \е индекс Т обозначает конкретный тип органа или ткани. Если все они пронумерованы, то Т — 1, 2, 3,...

Иссчедования показали, что, кроме величины поглощенной дозы, радиационный эффект зависит от двух факторов: типа излучения, а в не­которых случаях и его энергии, а также органа или ткани, которые под­верглись облучению.

Эквивалентная доза облучения (Н) В cu-чаях, когда иссуедуется воздействие радиации на конкретный орган и уи ткань, ситуация упроща ется Радиационный эффект при этом, кроме погуощенной дозы, зави сит то \ько от типа из уучения Это позво уяет ввести так называемую эквива \ентную доз\ об уучения ткани или органа, которая описывает воз действие из \учения с учетом его типа

Рассмотрим в самых общих чертах, к че\п приводит воздействие на био югические объекты из лучения раз уичныч типов Гамма-кванты об \адают бо\ьтой проникающей способностью и передают свою энергию об \учаемом\ вещестт в значите чьном объеме, но небольшими порциями Эта энергия в основном рас\од\ется на ионизацию атомов и молекул, что может приводи гь к повреждению клеток, часть из которых организм может устранить самое гояте \ьно

Сказанное во многом характерно и для бета-излучения В отуичие от гамма квантов, электроны об \адают значите уьно меньшим пробегом в веществе в воздухе они могут преодолеть неско уько метров, в воде и неметаллических материа va\ — несколько миллиметров Если источник бета из уучения находится вне организма (внешнее облучение) то он не может причинить заметного вреда поскольку испускаемые эуектроны погуощаются даже тонким слоем одежды Ес\и же источник бета из уучения поступи \ в организм (внутреннее об лучение), то вся энергия испускаемых им эуектронов пог\ощается в буизуежащих органах или тканях и приводит к их повреждению

Пробег альфа-частиц в веществе незначите \ен даже по сравнению с пробегом э чектронов, и они при внутреннем об уучении отдают свою энергию в небо уьшом объеме Однако имея значительно бо уьшую, чем \ электронов, массу, они способны наносить серьезные повреждения мо \екл уам биологических тканей

В уияние типа из уучения на производимый в биологических объек тах радиационный эффект учитывается m гем умножения nor уощенной в отдельном органе и\и ткани чеуовека дозы на весовой множитель излучения (W,⁴ который приписывается каждому тип) изуучения R.

Получаемая в рез\ чьтате величина назьтается эквивалентной дозой (Н) и с м жит мерой ущерба при об уучении отде чьного органа или ткани че уовека

Значения весовых множите уей по чучены в рез\ уьтате обобщения имеющихся радиобио юпгческих данных о воздействии ионизир\тоших из уучений Д,\я интересующргх нас альфа, бега и гамма из уучения они равны

Тип излучения	Гамма-излучение	Бета-излучение	Альфа-излучение
Множитель WR

Благодаря весовым множите \ям воздействие альфа из уучения опи сывается эквива чентной дозой в 20 раз большей, чем гамма и бета изл} чения с такой же пог ющенной дозой Это соответствует то\г\, что альфа из уучение наносит в 20 раз больший ущерб, чем бета и уи гамма

Эквивачентную и пог уощенную дозч измеряют в раз шчных единицах В СИ единица измерения эквивалентной дозы об уучения ткани и \и органа носит название зиверт (Зв), в честь шведского ученого Ро \ьфа Зиверта, который бы\ первым председателем Междутгародной комиссии по радиационной защите (\IKP3) Для измерения доз об уучения, пол) чаемых населением, зиверт — слишком крупная единица Чаще исполь зуют производные единицы ми \ уизиверт (мЗв), микрозиверт (мкЗв) Уста ревшая внесистемная единица — биологический эквивалент рентгена (бэр)

Если на орган или ткань одновременно действуют излучения раз­личного типа, оценивается полная эквивалентная доза. Для этого нужно с изжить пог ющенные дозы д \я из чучения каждого типа, умно­женные на соответствующие коэффициенты W_R. Использование эквива­лентной дозы позволяет характеризовать воздействие из уучения на кон­кретные орган и \и ткань без лазания типа из лучения.