Радиационная безопасность

Радиационная безопасность, кроме перечисленных выше задач, решает еще две функциональные задачи:

1) Снижение уровня облучения персонала и населения ниже (в крайнем случае, до) регламентируемого предела на основе следующих мероприятий: технических (создание защитных ограждений, автоматизация технологического процесса, очистка выбросов от радиоактивных веществ), медико-санитарных (обеспечение персонала средствами индивидуальной защиты-СИЗ, снабжение местных штабов ГО средствами защиты населения), организационных (создание специального графика работы в условиях пере облучения).

2)Создание эффективных систем радиационного контроля, позволяющих оперативно регистрировать изменения в радиационной обстановке.

Наконец необходимо отметить, что надежность систем радиационной безопасности намного выше, чем систем защиты других отраслей промышленности. Это объясняется тем, что впервые использованная атомная энергия привела к серьезнейшим разрушениям и жертвам и тем самым вызвала относительно предвзятое отношение к ней, что пошло на пользу радиационной безопасности [3].

Теперь целесообразно перейти к вопросам воздействия ионизирующего излучения на вещество, видам облучения организма, а также расчету доз, получаемых организмом.

Ионизирующее излучение.

Излучение, взаимодействие которого со средой вызывает образование электрических зарядов называется ионизирующим [3]. Ионизирующее излучение представляет собой поток частиц, обладающих дискретным или непрерывным спектром энергии. Данные частицы могут иметь(a- частицы и электроны) или не иметь(g- кванты, нейтроны) электрического заряда.

При прохождении через вещество заряженных частиц происходит передача ими своей энергии, расходующейся на возбуждение и ионизацию атомов и молекул. Для количественного определения переданной веществу энергии вводят понятие линейной передачи энергии S:

S=dE/dl,

где dE-энергия, теряемая заряженной частицей в среде при прохождении элемента пути dl.

Заряженные частицы проходят разное расстояние в веществе в зависимости от их энергии и свойств мишени. Для количественного определения этого расстояния вводят понятие длины свободного пробега частицы. Можно показать, что длина свободного пробега обратно пропорциональна отношению Z/A, где Z-атомный номер атомов мишени, а А-их массовое число. В мягкой биоткани пробег a- частиц составляет несколько десятков микрон, а электронов 0.02ч1.9 см[3].

g-кванты при прохождении через вещество способны взаимодействовать с ним тремя путями:

а) фотоэффект, при котором g-квант выбивает из электронной оболочки атома электрон и передает ему свою энергию;

б) комптоновское рассеяние, при котором g-квант выбивает из электронной оболочки атома электрон и передает ему часть своей энергии;

в) для g-квантов с энергиями превышающими 1.02 МэВ возможно образование электрон-позитронных пар при прохождении квантов в поле атомного ядра [6].

Нейтроны, проходя через вещество вызывают ядерные реакции так, что в конечном итоге образуются заряженные частицы.

В общем можно утверждать, что все виды перечисленных видов излучения являются ионизирующими. Далее необходимо рассмотреть каким образом ионизирующее излучение может воздействовать на организм.

Облучение организма.

Облучение организма можно подразделить на внешнее и внутреннее. Внешнее облучение возникает в результате попадания потока частиц в организм извне. Такое облучение могут создавать технологические установки, содержащие радиоактивные изотопы или ускорители частиц. Воздействие источника внешнего облучения на организм зависит от той энергии, которую несут частицы, величины их свободного пробега, расстояния от источника и его активности, а также времени облучения. Наибольшую опасность представляют источники нейтронного и g-излучения, так как нейтроны и g-кванты обладают наибольшей проникающей способностью.

Внутреннее облучение вызывается попавшими в организм радиоактивными веществами. Наибольшую опасность представляют собой a- радиоактивные источники, поскольку вся энергия излучения поглощается в непосредственной близости от местонахождения источника, принося наибольший вред [6].

Дозиметрия.

Поглощенная и экспозиционная доза.

Для определения меры той части энергии, которая поглощена веществом при облучении ионизирующим излучением используют понятие поглощенной дозы:

Dп=dEп/dm,

где dEп-энергия, поглощаемая элементом вещества массой dm. Единица дозы - Гр (грей) равна 1 Дж/кг. Поглощенную дозу чаще всего выражают, используя внесистемную единицу “рад”:

1рад=0.01 Дж/кг

Мощность дозы Рп выражает дозу, полученную в единицу времени:

Рп=Dп/t,

где t-время облучения. Эту величину измеряют в рад/с или рад/ч:

1рад/с=0.01 Вт/кг.

Для измерения поглощенной дозы g-излучения используют непосредственно измеряемую величину экспозиционной дозы Dэ, которая выражает ту часть энергии потока g-квантов, которая пошла на образование фотоэлектронов, комптоновских электронов и электрон-позитронных пар. Единица измерения в системе СИ-Кл/кг. Чаще измеряют экспозиционную дозу в рентгенах:

1Р=2.58.10-4 Кл/кг.

Мощность экспозиционной дозы обычно измеряют в мкР/ч.

Можно показать, что, приближенно, поглощенная биологической тканью доза g-излучения численно равна экспозиционной дозе в воздухе [6]. Для этого необходимо соблюдения в системе “электронного равновесия" - условия, при котором все электроны, образующиеся в результате взаимодействия g-излучения со средой, полностью в ней поглощаются, что, по всей вероятности, и происходит в действительности.

Биологический эквивалент рада.

Различные виды ионизирующего излучения по-разному воздействуют на биологическую ткань. Для введения количественной характеристики биологического воздействия на организм вводят так называемый “коэффициент качества излучения”, который зависит от величины линейной передачи энергии. Эта зависимость приведена в таблице1.

Таблица 1

Биологический эквивалент рада - доза любого излучения, обладающая тем же биологическим действием, что доза в 1 рад g-излучения. Коэффициенты качества приведены в таблице 2.

Таблица 2.