Виды и источники ионизирующих излучений в производственной, бытовой и окружающей средах

Ионизирующее излучение - любой вид излучения, прямо или косвенно вызывающий ионизацию среды, т.е. под действием излучения молекулы вещества распадаются на ионы и электроны.

Различают два вида ионизирующего излучения:

n квантовое (электромагнитное), к которому относится ультрафиолетовое излучение (УФ-излучение), рентгеновское излучение (R-излучение) и гамма излучение (g-излучение);

n корпускулярное излучение, к которому относятся альфа излучение (a-лучи), бета излучение (b-лучи), потоки протонов и других частиц.

Квантовое, электромагнитное излучение (ЭМИ) характеризуется следующими свойствами:

n УФ- излучение – ЭМИ с длинами волн в вакууме l от 10 до 380 нм (10^-9 м). УФ-излучение вызывает фотоэффект, люминесценцию, ускорение протекания фотохимических реакций, обладает значительной биологической активностью, в больших дозах вызывает рак кожи;

n R- излучение – ЭМИ коротковолнового диапазона (l = 0,001...100 нм), возникающее при взаимодействии заряженных частиц фотонов с атомами вещества. Различают два вида R-излучения: тормозное (со сплошным спектром частот и торможением электронов в веществе антикатода), характеристическое (с линейчатым спектром частот и переходом части потока электронов внутрь оболочек атомов, состав спектра имеет своеобразный характер для каждого химического элемента, т. е. характеризуется своим набором линий спектра);

n g- излучение – ЭМИ с длиной волны l < 0,1 нм, испускаемое возбуждёнными атомными ядрами при радиоактивных превращениях и ядерных реакциях (у длинноволновых g-излучений проявляются волновые свойства у коротковолновых – корпускулярные).

Корпускулярные излучения характеризуются следующими свойствами:

n a- излучение – поток a-частиц, представляющих собой поток ядер атомов гелия (₂⁴ Не), испускаемое некоторыми радиоактивными ядрами (нуклидами). Ядра атомов гелия состоят из двух протонов и двух нейтронов, связанных между собой ядерными силами. Нуклид - вид атомов с определёнными числами протонов и нейтронов в ядре;

n b- излучение – поток b-частиц (электронов или позитронов), испускаемых атомными ядрами при их распаде, поток заряженных частиц, на которые может воздействовать электрическое и магнитное поле, скорость потока близка к скорости света;

n потоки нейтронов или протонов – потоки частиц ядер атомов.

Радиоактивность – самопроизвольное превращение неустойчивого нуклида в другой нуклид, сопровождающееся испусканием ионизирующего излучения.

Радионуклид – нуклид, обладающий радиоактивностью.

Изотоп, радиоизотоп – нуклид с числом протонов в ядре, свойственных данному элементу, и обладающий радиоактивностью.

Источниками ионизирующих излучений на железнодорожном транспорте являются (рис.1.20):

n естественный космический фон;

n техногенный повышенный фон (применение для балластной призмы и насыпи щебня и песка с повышенным содержанием радионуклидов, пункты подготовки вагонов из-за очистки подвижного состава и тары при радиоактивном загрязнении);

n техногенное опасное излучение (при перевозке, погрузке, выгрузке и хранении радиоактивных материалов, в местах складирования загрязнённых конструкций и тары, в местах радиоактивного заражения местности и транспортных сооружений);

n излучения технических устройств (УФ-излучение мощных искусственных источников света, рентгеновская и изотопная диагностика устройств и конструкций).

Радиоактивные материалы (РМ) – материалы с удельной активностью более 70 кБк/кг, РМ в количествах, суммарная активность которых превышает значения предельно допустимой активности (ПДА), и радиоактивные делящиеся материалы (уран-233, уран-235, плутоний-238, плутоний-239, плутоний-241 или их смеси в количестве до 0,015 кг и нейтронные источники на основе этих радиоактивных веществ в количестве не более 0,15 кг).

Рис.1.20. Источники ионизирующих излучений на транспорте

Радиоактивными материалами особого вида – называются закрытые радиоизотопные источники излучения, выполненные в виде монолита из радиоактивного вещества или в виде закрытой (сварной конструкции) капсулы с радиоактивными веществами. Монолит или капсула должны отвечать требованиям испытаний, предусмотренных для радиоактивных веществ особого вида соответствующими ТУ или ГОСТами.

Естественный (космический) фон ионизирующих излучений характеризуется экспозиционной дозой, составляющей у поверхности земли 10…20 мкР/час.

По мере удаления от поверхности земли естественный фон увеличивается и на высоте полёта рейсовых самолётов превышает фон на поверхности в 10...15 раз. Любой человек, живущий на планете, ежегодно получает дозу радиоактивного облучения около 100 млрад (0,1бэр).

Единицы измерения ионизирующих излучений. С точки зрения воздействия ионизирующих излучений на человека наиболее важными характеризующими это излучение величинами являются: активность (радиоактивность), удельная активность (радиоактивное загрязнение), экспозиционная доза, поглощённая доза, эквивалентная доза.

Активность радионуклида представляет собой отношение числа спонтанных ядерных переходов из определённого ядерно-энергетического состояния радионуклида - источника dN к интервалу времени, за который эти переходы происходят, dt.

A = .

Для измерения величин, характеризующих ионизирующее излучения, применяются единицы международной системы СИ. Наряду с системой СИ необходимо знать единицы измерения, долгое время применявшиеся в России для измерения аналогичных величин, что привело к практике использования приборов, норм и других практических приложений, в которых используются эти величины. Далее мы будем называть эти единицы практической системой, давая каждый раз сравнение и соотношения с единицами в системе СИ.

Единицей измерения активности в системе СИ является один б еккерель (Бк): 1 Бк = 1 распад/с.

Единицей измерения активности в практической системе является один кюри (Ки): 1Ки = 3,7^. 10¹⁰ Бк.

Удельная активность используется для оценки степени заражения (радиоактивного загрязнения) человека, территории, оборудования, вещества, пищи и т.п., определяется активностью с единицы площади, поверхности, объёма (1Ки/км², 1 Ки/м², 1 Ки/л, 1 Ки/кг).

В качестве примера приведём (табл.1.18) контрольные предельно допустимые уровни загрязнения продуктов питания радионуклидами цезия-137, разработанные Минздравом, Академией наук, Госагропромом Белоруссии и Белгидрометом (на июль 1990 г.).

Экспозиционная доза (Х) - доза ионизирующих излучений, характеризующаяся мощностью радиоактивного излучения, измеряемая количеством электростатической энергии, выделенной в результате ионизации из одного килограмма массы вещества (воздуха), в котором излучение наблюдается.

Таблица 1.18

Предельные контрольные уровни загрязнения продуктов питания радионуклидами цезия-137

№	Наименование продуктов	Ки/кг, Ки/л
	Вода питьевая	5. 10-10
	Масло сливочное, молоко сгущённое, сыр	1. 10-8
	Молоко, кисломолочные продукты, сметана, творог	5. 10-9
	Хлеб	1. 10-8

Экспозиционной дозой оценивают только квантовое излучение или проникающую радиацию (R-излучение, g-излучение).

Единицей измерения экспозиционной дозы Х в системе СИ является кулон / кг (Кл/кг). 1 Кл/кг соответствует выделению одного кулона электростатической энергии из одного килограмма массы вещества (воздуха).

В практической системе экспозиционная доза измеряется в рентгенах (Р): 1Р = 2,58^. 10^-4 Кл/кг.

Поглощённая доза (Д)- доза ионизирующих излучений, поглощаемая веществом.

Единицей измерения поглощённой дозы в системе СИ является: один грей (Гр): 1Гр - поглощение одного джоуля энергии в одном килограмме массы вещества.

Поглощённую дозу Д через среднюю энергию ионизирующего излучения W и объём массы вещества m, в котором эта энергия поглощается, можно найти по формуле:

Д = , Дж/кг, Эрг/г.

В практической системе единицей измерения поглощённой дозы является внесистемная единица: один рад - поглощение одного эрга энергии в одном грамме массы (1 Гр = 100 рад).

Эквивалентная доза (Н)- доза ионизирующих излучений, оценивающая эквивалентное биологическое воздействие на организм различных видов излучений (a, b, g - излучения, нейтронное и других потоков частиц).

При воздействии ионизирующих излучений на организм человека различные виды излучения оказывают различное физиологическое воздействие на организм человека. Дозу облучения Н можно найти по формуле:

Н = Д К,

где К - средний коэффициент качества ионизирующего излучения в данном элементе объёма (табл. 1.19).

Таблица 1.19

Значение коэффициента качества для различных видов излучения

№	Вид излучения	К
	Рентгеновское, g-излучение, потоки электронов и позитронов, b- излучение
	Нейтроны с энергией до 20 кэВ
	Нейтроны с энергией 0,1...10 МэВ
	Протоны с энергией до 10 МэВ
	a- излучение с энергией до 10 МэВ
	Тяжёлые ядра

При одновременном облучении человека различными видами ионизирующего излучения, например, за продолжительное время, эквивалентную дозу находят из соотношения:

Н = Д_i К_i,

где Д_i - поглощённая доза i - того излучения, Гр (рад);

К_i - коэффициент качества i - того излучения;

n - общее число видов излучения.

При оценке эквивалентной дозы необходимо учитывать различную восприимчивость органов человеческого тела к воздействию радиации. Если принять поглощённую дозу облучения за 100%, то органы поглотят эту дозу в различном процентном соотношении (табл. 1.20).

Анализ табл. 1.20 показывает, что 70% поглощённой дозы воздействует на нервные и лимфатические сосуды и ткани.

Для оценки радиоактивного поражения отдельных органов человеческого тела при ионизирующем излучении может применяться понятие эффективной эквивалентной дозы облучения:

Н_эф = Н_i w_i,

где Н_i - эквивалентная доза облучения i- того органа;

w_i - весовой коэффициент, равный отношению ущерба i - тому органу человеческого тела к ущербу при равномерной оценке воздействия на всё тело человека.

Единицей измерения эквивалентной дозы Н в системе СИ является зиверт (Зв): 1 Зв - это такое количество энергии любого вида ионизирующего излучения, поглощённой в одном килограмме массы биологической ткани, при котором наблюдается такой же биологический эффект, как и при поглощённой дозе в один грей образцового рентгеновского или g- излучения.

Таблица 1.20

Восприимчивость поглощённой дозы органами и тканями организма человека

№	Орган или ткань организма	Соотношение, %	Коэффициент отношений ущербов облучения, wi
	Половые железы		0,25
	Молочная железа		0,15
	Лёгкие		0,15
	Косный мозг		0,12
	Щитовидная железа		0,03
	Костная ткань		0,03
	Поверхность кожной ткани		0,03
	Остальные ткани

В практической системе единицей эквивалентной дозыявляется бэр (биологический эквивалент рада): 1 бэр - это доза любого вида излучения, поглощенная в биологической ткани, которая создаёт такой же биологический эффект, как и поглощённая доза в один рад образцового рентгеновского или g- излучения: 1 Зв = 100 бэр.

Для удобства использования основных единиц измерения ионизирующих излучений сведём их в табл. 1.21.

Важное значение имеет соотношения между экспозиционной дозой и поглощённой (эквивалентной) дозами. В условиях электронного равновесия экспозиционной дозе в 1 Кл/кг соответствует поглощённая доза 33,8 Гр в воздухе или 37,2 Гр в биологической ткани. Для внесистемных практических единиц один рентген экспозиционной дозы соответствует поглощённой дозе 0,873 рад в воздухе или 0,96 рад в биологической ткани. Таким образом экспозиционной дозе излучения в биологической ткани в один рентген соответствует поглощённая этойтканью доза в 0,96 рад. Это практическое равенство величин часто приводит к методической ошибке, когда поглощённую дозу оценивают в рентгенах, а не в радах, хотя фактическая ошибка в этом случае незначительна.

Правила и нормы радиационной безопасности, основные способы и средства защиты. Для обеспечения безопасных условий при работе с радиоактивными веществами и другими источниками радиоактивных излучений, а также радиационной безопасности населения в РФ разработаны и действуют правила и нормы радиационной безопасности.

Нормирование допустимого уровня ионизирующих излучений осуществляется по дозовому принципу воздействия на человека:

n предельно допустимая доза (ПДД) – наибольшее значение индивидуальной дозы за год, которое при равномерном воздействии в течение 50 лет не вызывает в состоянии здоровья персонала (категория А) неблагоприятных изменений;

n предел дозы (ПД) – предельная эквивалентная доза за год для ограниченной части населения (категория Б);

n мощность эквивалентной дозы на рабочих местах – предельная величина дозы, отнесённая к единице времени.

Таблица 1.21.

Основные единицы измерения ионизирующих излучений

№	Величина, характе­ризующая ионизи­рующее излучение	Название и обозначение единиц изме­рения в сис­теме СИ	Название еди­ниц измерения в практиче­ской системе	Соотношения единиц измере­ния
	Активность, А	беккерель, Бк	кюри, Ки	1 Бк = 1расп./с 1 Ки = 3,7 .1010Бк
	Удельная актив­ность (радиоактивное за­грязнение)	Бк/кг, Бк/л, Бк/м2, Бк/км2, Бк/м3	Ки/кг, Ки/л, Ки/м2, Ки/км2, Ки/м3
	Экспозиционная доза, Х	кулон/кг, Кл/кг	рентген, Р	1 Р = 2,58 .104 Кл/кг
	Поглощённая доза, Д	грей, Гр (Ги)	рад, р	1 Гр = 1 Дж/кг, 1 рад= 1 Эрг/г, 1 Гр = 100 рад
	Эквивалентная доза, Н	зиверт, Зв	бэр	1 Зв = 1 Дж/кг, 1 Зв = 100 бэр

Установлены следующие категории облучаемых лиц:

n категория А: персонал атомных предприятий;

n категория Б: ограниченная часть населения в зоне атомных предприятий;

n категория В: остальное население.

Приняты три группы критических органов в порядке убывания радиочувствительности:

I группа: половые железы, красный костный мозг;

II группа: мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, внутренние органы (печень, почки, селезёнка, желудочно-кишечный тракт, лёгкие), хрусталик глаза;

III группа: кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, лодыжка и стопы.

Для категорий работников А и Б установлены (табл. 1.22) ПДД и ПД.

Допустимые антропогенные дозы облучения населения (категория В) при нормальной деятельности атомных предприятий /88/ в соответствии с Санитарными правилами СП АС - 88 не должны превышать 5% ПД, т.е 25 мбэр/год.

Таблица 1.22

Предельно допустимые дозы и предел дозы

Наименование пределов доз внешнего и внутреннего облу­чения за год	Дозовые пределы, бэр для групп критических органов
	I группа	II группа	III группа
Предельно допустимая доза для категории А, ПДД
Предел дозы для категории Б, ПД	0,5	1,5	3,0

В некоторых изданиях приводятся фантастические нормы облучения военнослужащих: 50...400 бэр. Такие поглощённые дозы являются признаком острой лучевой болезни. Напомним, что смертельная поглощённая доза облучения составляет около 500 бэр.

Проектные (допустимые) мощности поглощённой дозы, нормируемые в /36/, приведены в табл. 1.23.

Защита от ионизирующих излучений осуществляется на основе следующих принципов:

n ограничением продолжительности пребывания в зонах ионизирующих излучений на основе дозового принципа;

n защита расстоянием, т.е. организацией рабочих мест и мест пребывания людей на расстояниях, где мощность излучения и получаемые дозы от ионизирующих излучений ослабевают до безопасных величин;

n изоляцией источника ионизирующих излучений или персонала и населения с помощью защитных экранов, защитных убежищ, защитной спецодежды.

При организации защиты расстоянием и защитными экранами задачей расчёта является определение длины пробега частиц или проникновения излучений в воздушной среде и в среде из различных защитных материалов. Рассмотрим некоторые соотношения для определения этих величин для различных видов излучения.

Таблица 1.23

Проектные (допускаемые) мощности дозы на рабочих местах

Категории облучаемых лиц	Назначение помещений	Проектная мощность дозы Р, мбэр/ч при
t = 36 ч/нед	t = 40 ч/нед
КатегорияА	Помещения постоянного пребы­вания персонала	1,4	1,2
Помещения, в которых персонал пребывает не более 18 часов в неделю	2,8	2,4
Необслуживаемые помещения
Любые другие помещения	0,1	0,1
КатегорияБ	Любые помещения и территория в пределах наблюдаемой зоны	0,03	0,03

Защита от a- излучения. Длина R_aв пробега a - частиц в воздухе может быть определена по формуле Гейгера в зависимости от энергии источника излучения Е_a, МэВ:

R_aв = , м.

Длина пробега в других средах с массовым числом (атомным весом) материала среды А определяется по формуле Брегга:

R_a = м,

где r - плотность вещества экрана, кг/м³.

Пробег a-частиц в различных веществах можно выразить через длину пробега в воздухе, используя относительную тормозную способность вещества:

R_aвещ = м.

Следует отметить, что длина пробега a -частиц в воздухе для энергий до 10 МэВ не превышает десятых долей метра, а защитным материалом может служить стекло толщиной несколько миллиметров и другие подобные материалы.

Защита от b-излучения. Дляопределения длины пробега частиц b-излучения в воздухе и лёгких материалах в зависимости от энергии излучения пользуются рядом эмпирических соотношений:

n длина пробега в воздухе » 4,5 Е_b, м при Е_b > 0,5;

n длина пробега в лёгких материалах = (1...2) 10^-3 Е_b, м соответственно для Е_b до 0,5 МэВ и выше 0,5 МэВ.

Пример: Пусть величина энергии источника b-излучения Е_b = 8,45 МэВ, тогда длина пробега в воздухе составит 33,8 м, а в алюминии 0,169 м.

Зная пробег частиц b-излучения в одном из веществ, можно определить пробег частиц в любом другом веществе из соотношения:

R_l2 = R_l1 , м,

где Z₁, Z₂ - атомные номера веществ по таблице Д.И. Менделеева;

r₁ , r₂ - плотности веществ, кг/м³;

A₁ , A₂ - массовые числа (атомные веса) веществ; индексы 1 и 2 применены для характеристик вещества с известным пробегом частиц и неизвестным пробегом соответственно.

Защита от g-излучения и других видов квантового (электромагнитного) излучения. Электромагнитнаяволноваяприродаквантового излучения позволяет осуществлять защиту от него на основе свойств электромагнитного поля. Магнитная составляющая ЭМП проникает, практически, через любые материалы, а электрическая составляющая ЭМП – через металлы. Преградой для электромагнитного излучения может быть только организованное специально другое ЭМП.

Для пучков квантового излучения в качестве преграды применяется свинец, толщина защитного экрана которого приведена в табл. 1.24.

В табл. 1.24 приведена кратность ослабления g-излучения К, оцениваемая соотношением:

К = ,

где Р - мощность экспозиционной дозы ионизирующего излучения, мР/ч;

Р₀ - предельно допустимая (проектная) экспозиционная доза, мР/ч.

Фактическая экспозиционная доза ионизирующего g- излучения (мР/ч) на расстоянии R от источника может определяться из соотношения:

Д = 0,84 ,

где М - g-эквивалент массы радиоактивного источника, мг- экв Ra;

t - продолжительность работы с радиоактивным источни-ком, ч;

R - расстояние от источника, м.

Таблица 1.24

Толщина защитного экрана