А.А. Абрамов, Г.А. Бадун - Методическое руководство к курсу Основы радиохимии и радиоэкологии (1133870), страница 9
Текст из файла (страница 9)
Единица измерения - Грей(Дж/кг) [Gray (Gy)]. Для низкоэнергетических γ-квантов (E<10 МэВ) кермаприблизительноравнапоглощѐннойдозе;однакодляболеевысокоэнергетичных фотонов керма и поглощѐнная доза начинают отличаться.Это связано с тем, что вторичные электроны высокой энергии могут покинутьпоглощающий объѐм, а некоторые из них могут также потерять часть энергиичерез тормозное излучение. Эта энергия учитывается в керме и не учитываетсяв поглощенной дозе.В качестве количественной характеристики рентгеновского и γ-излученияпринято также использовать экспозиционную дозу. Экспозиционная дозавычисляется как заряд вторичных частиц (dQ), образующихся в массе вещества(dm) при полном торможении всех заряженных частиц:X=dQ/dm(3.5)Единица экспозиционной дозы в системе СИ Кулон/кг [C/kg]. Наиболееизвестна внесистемная величина экспозиционной дозы Рентген (Р) [Roentgen(R)]. Рентген – это экспозиционная доза рентгеновского и γ-излучения,создающая суммарный заряд ионов одного знака в одну электростатическуюединицу количества электричества в 1 см3 воздуха при температуре О°С идавлении 760 мм.рт.ст.
Экспозиционной дозе 1 Р соответствует 2.08*109 парионов. Соотношение между единицами экспозиционной дозы следующее:1Р=2.58*10-4 Кл/кг или 1 Кл/кг=3.88*103 Р.Поглощенная доза – энергетическая характеристика взаимодействияионизирующего излучения с любым веществом. Экспозиционная доза58характеризует ионизацию воздуха косвенно ионизирующим излучением.Вместе с тем проще измерить количество образующихся ионов, чемвыделившуюся при этом энергию.
Поэтому большинство дозиметров измеряютэкспозиционную дозу, однако могут градуироваться в единицах поглощеннойдозы. Дело в том, что в большинстве случаев можно установить некоторыесоотношения между этими величинами. Не приводя подробных расчетовтолько отметим, что для атмосферного воздуха 1 Р = 0,87 рад = 8,7 мГр; для γквантов с энергией выше 0,2 Мэв 1 Р ~ 10±1 мГр.3.3. Дозовые зависимости биологических эффектов ионизирующегоизлученияРассмотрим зависимость биологического действия ионизирующегоизлучения от полученной дозы.
Как уже отмечалось выше, различаютпороговые(детерминированные)истохастическиеэффекты.Детерминированные эффекты возникают, когда число клеток, погибших врезультатеоблучения,потерявшихспособностьвоспроизводстваилинормального функционирования, достигает критического значения, прикоторомзаметнонарушаютсяфункциипораженныхорганов.Припрогнозировании последствий значительных облучений используют величинупоглощенной дозы. Доза возникновения острой лучевой болезни составляетоколо 1 Гр.
Если доза облучения составит от 3 до 5 Гр, то без лечения умирает50 % облученных вследствие подавления деятельности клеток костного мозга.При дозе облучения выше 10 Гр смерть наступает через 1-2 недели вследствиепораженийглавнымобразомжелудочно-кишечноготракта.Придозеоблучения выше 100 Гр смерть наступает через несколько часов или днейвследствие повреждения центральной нервной системы. Таким образом, взависимости от дозы критическими являются: центральная нервная система(>100 Гр), эпителий тонкого кишечника (10-100 Гр) или органы кроветворения(2-6 Гр).59Итак, смертельная доза облучения человека составляет около 10 Гр или10 Дж/кг. Так как теплоемкость тела человека составляет в среднем3,47 кДж/(кг*град), при мгновенном поглощении этой энергии нагрев теласоставит всего 0,0029 градуса! Для тела массой 70 кг этому соответствуетэнергия 0,7 кДж.
Когда человек загорает на пляже, то на его тело каждуюсекунду попадают кванты света с энергией от 1,68 эВ (красный край спектра)до 3,26 эВ (фиолетовый край спектра). Известно, что интенсивностьэлектромагнитного излучения Солнца в видимой области спектра составляет вэнергетическом выражении 1,3 кДж/(с*м2), поверхности Земли достигает потоксвета, несущий около 1 кДж/(с*м2). Доступная солнечным лучам площадьповерхности тела человека составляет около 0,7 м2.
То есть каждую секундутело человека получает 0,7 кДж энергии солнечного света. Эта величина равнасмертельной дозе от γ-излучения (энергия квантов 0,5-5 МэВ)! Но именноразница в энергии квантов электромагнитного излучения и дает такуюкардинальную разницу в последствиях облучения.При дозах облучения менее 0,2 Гр детерминированные эффекты непроявляются. Стохастические же эффекты могут возникать при любых дозахоблучения. При этом с увеличением дозы повышается не тяжесть этихэффектов, а вероятность (риск) их появления. Сейчас общепринятой являетсягипотеза, что частота возникновения возможных стохастических эффектовпропорциональна эффективной дозе облучения.
В таблице 3.3 приведенывероятности возникновения различных онкологических заболеваний прирадиационном облучении.Для наиболее полной оценки вреда, который может быть нанесенздоровью в результате облучения в малых дозах, определяется ущерб,количественно учитывающего как эффекты облучения отдельных органов итканей тела, отличающиеся радиочувствительностью к ионизирующемуизлучению, так и всего организма в целом. В настоящее время, исходя излинейной беспороговой гипотезы зависимости риска стохастических эффектов60от дозы, приняты следующие линейные коэффициенты радиационного рискадля всего населения в целом и взрослых (указано в скобках):коэффициент риска злокачественных новообразований 0,055 Зв-1 (0,047Зв-1) ;коэффициент риска наследственных эффектов 2×10-3 Зв-1.
(1×10-3 Зв-1).Таблица 3.3Риск возникновения онкологических заболеваний при облучении человека.Смертельно, Зв-1Излечимо, Зв-1Молочная железа2,5 10-31,5 10-3Костный мозг2,0 10-30,1 10-3Легкие2,0 10-30,1 10-3Щитовидная железа0,5 10-31 10-2Эндостальные клетки0,5 10-30,1 10-3Кожа0,1 10-31 10-2Остальные органы5,0 10-31,5 10-3Всего1,26 10-22,33 10-2Орган3.4. Нормы радиационной безопасностиТак как деятельность человечества в настоящее время невозможна безиспользования радионуклидов и ионизирующих излучений, то для сниженияриска возникновения негативных последствий облучения персонала условияработысрадиоактивнымиматериаламииизлучениямистрогорегламентируются.
Международная Комиссия по радиологической защите(МКРЗ) анализирует и обобщает все достижения в области защиты отионизирующих излучений и периодически разрабатывает соответствующиерекомендации, исходя из научных принципов. Международное агентство поатомной энергии (МАГАТЭ) разрабатывает рекомендательную нормативнуюдокументацию по работе с радиоактивными веществами и ионизирующимиизлучениями и предлагает свои рекомендации организациям по нормированию61и научному сопровождению в качестве помощи в руководстве и реализациимер радиационной защиты, а также нормы облучения персонала и населения.Нормыпоядернойбезопасности(NuclearSafetyStandardsсокращенно NUSS) носят рекомендательный характер, поскольку Агентство невправе навязывать то, что находится в ведении национальных органов.
Тем неменее, национальные нормы большинства стран мира, в том числе РоссийскойФедерациииАзербайджанскойРеспубликисодержатпредписания,эквивалентные нормам NUSS.В таблице 3.4 приведены разрешенные пределы доз для персонала инаселения. Строго нормируются также величины загрязненности рабочихповерхностей, кожи, спецодежды и средств индивидуальной защиты (таблица3.5).Таблица 3.4НормируемыевеличиныЭффективнаядозаОсновные пределы доз.Пределы дозПерсонал (группа А)Население20 мЗв в год в среднем за 1 мЗв в год в среднем залюбые последовательные любые последовательные5 лет, но не более5 лет, но не более50 мЗв/год5 мЗв/годЭквивалентнаядоза за год вхрусталике глаза150 мЗв15 мЗвкоже500 мЗв50 мЗвкистях и стопах500 мЗв50 мЗвПримечание.
Персонал группы А – это сотрудники, допущенные кпостоянной работе с источниками ионизирующего излучения; персонал группыБ – это вспомогательный персонал, который может находиться в зонеоблучения, но непосредственно не связан с работой с источникамиионизирующего излучения.
Для персонала группы Б нормы составляют ¼ отприведенных для группы А.62Таблица 3.5Допустимые уровни радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи,спецодежды и средств индивидуальной защиты, част/(см2 мин)α-активныенуклиды*βактивныеотдельные** прочие нуклидыОбъект загрязненияНеповрежденная кожа, спецбелье,полотенца, внутренняя поверхностьлицевых частей средствиндивидуальной защиты22200Основная спецодежда, внутренняяповерхность дополнительныхсредств индивидуальной защиты,наружная поверхность спецобуви5202000Поверхности помещенийпостоянного пребывания персоналаи находящегося в них оборудования5202000Поверхности помещенийпериодического пребыванияперсонала и находящегося в нихоборудования5020010000Наружная поверхностьдополнительных средствиндивидуальной защиты, снимаемойв саншлюзах5020010000Примечания: * Для поверхности рабочих помещений и оборудования,загрязненных альфа-активными радионуклидами, нормируется снимаемое(нефиксированное) загрязнение; для остальных поверхностей – суммарное(снимаемое и неснимаемое) загрязнение.** К отдельным относятся альфа-активные нуклиды, среднегодоваядопустимая объемная активность которых в воздухе рабочих помещений ДОА< 0,3 Бк/м3..63Эффективная доза для персонала не должна превышать за периодтрудовой деятельности (50 лет) - 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70лет) - 70 мЗв.
Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источникамиизлучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза наповерхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв вмесяц, а поступление радионуклидов в организм за год не должно быть более1/20 предела годового поступления для персонала. На период беременности игрудного вскармливания ребѐнка женщины должны переводиться на работу, несвязанную с источниками ионизирующего излучения.К работе с источниками излучения допускаются лица не моложе 18 лет,неимеющиемедицинскихпротивопоказаний,отнесенныеприказомруководителя к категории персонала группы А, прошедшие обучение поправилам работы с источником излучения и по радиационной безопасности, иполучившие инструктаж по радиационной безопасности.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
