Установок, и источники их возникновения

Зоны опасного влияния современных лазерных установок обычно ограничены размерами производственного помещения.

Ионизирующие излучения. Радиация имеет естественное и техногенное происхождение. Чтобы оценить уровень опасности, которую может представлять радиация, рассмотрим свойства ионизирующих излучений и механизмы взаимодействия их с веществом.

Самопроизвольное превращение неустойчивых атомных ядер в ядра другого типа, сопровождающееся испусканием частиц или гамма-квантов, называется радиоактивностью. Известны четыре типа радиоактивности: альфа-распад; бета-распад; спонтанное деление ядер; протонная радиоактивность.

Испускаемые в процессе ядерных превращений атофане бета-частицы, нейтроны и другие элементарные частицы, а также гамма-излучение представляют собой ионизирующие излучения, которые в процессе взаимодействия со средой производят ионизацию и возбуждение ее атомов и молекул. При этом примерно половина переданной ионизирующим излучением веществу энергии расходуется на ионизацию и половина на возбуждение. На каждый акт ионизации и возбуждения в воздухе в среднем расходуется 34-35 эВ энергии. Электронвольт (эВ) - единица энергии, используемая в атомной физике, равная кинетической энергии электрона, приобретаемой им при прохождении разности потенциалов, равной 1 В.

1 эВ = 1,6 ∙ 10^-19 Дж = 1,6 ∙ 10^-12 эрг.

Заряженные частицы по мере прохождения через вещество теряют свою энергию малыми порциями, растрачивая ее на ионизацию и возбуждение атомов и молекул среды. Оба эти процесса всегда сопутствуют друг другу. Чем больше масса и заряд частицы, тем более интенсивно происходит передача энергии среде, т.е. тем больше число пар ионов образуется на единице пути и, следовательно, меньше ее пробег в веществе (рис. 2.14). Длина пробега в воздухе альфа-частиц, испускаемых радионуклидами, энергия которых лежит в пределе 4-9 мэВ, составляет 3-9 см.

Что же касается бета-частиц (электронов и позитронов), заряд которых в два раза, а масса более чем в 7000 раз меньше, чем у альфа-частицы, то их пробег в воздухе примерно в 1000 раз больше. В мягкой биологической ткани пробеги альфа-частиц составляют несколько десятков микрометров, а бета-частиц - 0,02 и 1,9 см соответственно для углерода-14 и калия-42.

Рис. 2.14. Три вида ионизирующих излучений и их проникающая способность

Несколько по-иному происходит взаимодействие с веществом у гамма-излучения (поток фотонов) и нейтронов, которые не обладают зарядами и поэтому непосредственно ионизации не производят. В процессе прохождения через вещество фотон взаимодействует в основном с электронами атомов и молекул среды. При этом в каждом акте взаимодействия фотон предает электрону часть или всю свою энергию. В результате образуются так называемые вторичные электроны, которые в последующих процессах взаимодействия производят ионизацию и возбуждение. Таким образом, в случае гамма-излучения ионизация происходит не в первичных актах взаимодействия, как у альфа- и бета-частиц, а как результат передачи энергии вторичным частицам (электронам), которые растрачивают ее затем на ионизацию и возбуждение.

Для оценки радиационной обстановки, формируемой рентгеновским или гамма-излучением, используется внесистемная единица рентген. Рентген (Р) - это единица экспозиционной дозы рентгеновского или гамма-излучения, которая определяет ионизирующую способность в воздухе:

1Р = 2,58∙10^-4 Кл/кг.

При дозе 1 Р в 1 см³ воздуха образуется 2,082 ∙ 10⁹ пар ионов или в 1 г воздуха - 1,61 ∙ 10¹² пар ионов.

На практике обычно радиационная обстановка измеряется в единицах мощности экспозиционной дозы - миллирентген в час (мР/ч) или микрорентген в секунду (мкР/с).

В качестве характеристик меры воздействия ионизирующего излучения на вещество используется величина D - поглощенная дозы. Она характеризует поглощенную энергию ионизирующего излучения в единице массы вещества:

где dE - средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме; dm - масса вещества в этом объеме.

Единицей поглощенной дозы Международной системой (СИ) установлен грей (Гр); 1 Гр соответствует поглощению 1 Дж энергии ионизирующего излучения в массе вещества 1 кг, т.е. 1 Гр = 1 Дж/кг. Иногда используется внесистемная единица поглощенной дозы - рад; 1 Гр = 100 рад или 1 рад = 0,01 Гр.

Поглощенная доза является основной величиной, измеряющей не излучение, а его воздействие на вещество. Однако поглощенная доза не может служить мерой, характеризующей уровень биологического действия ионизирующего излучения на живой организм, который зависит не только от величины поглощенной энергии, но и целого ряда других параметров, обусловленных характером и условиями облучения (равномерность распределения поглощенной дозы в организме и т.д.).

Для оценки радиационной опасности, когда реализуются малые дозы излучения, введена эквивалентная доза H_T_,_R как мера выраженности эффекта облучения, равная произведению поглощенной в органе или ткани дозы D_T_,_R на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения W_r:

Единицей эквивалентной дозы Международной системой единиц (СИ) установлен зиверт (Зв). Один зиверт равен эквивалентной дозе, при которой произведение поглощенной дозы в биологической ткани на взвешивающий коэффициент равно 1 Дж/кг. Внесистемной единицей эквивалентной дозы является бэр (биологический эквивалент рада): 1 бэр = 0,01 Зв или 1 Зв = 100 бэр.

Взвешивающие коэффициенты учитывают относительную эффективность различных видов излучения в индуцировании биологических эффектов. В настоящее время приняты следующие усредненные взвешивающие коэффициенты Wr:

• фотоны любых энергий - 1;

• электроны и мюоны любых энергий - 1:

— менее 10 кэВ - 5;

— от 10 кэВ до 100 кэВ - 10;

— от 100 кэВ до 2 мэВ - 20;

— от 2 мэв до 20 мэВ - 10;

— более 20 мэВ - 5;

• протоны с энергией более 2 МэВ, кроме протонов отдачи, - 5;

• альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра - 20.
Это значит, что биологическая эффективность быстрых нейтронов в 10 раз, а альфа-излучения в 20 раз больше, чем бета-частиц и гамма-излучения. Следовательно, радиационный эффект (возможный ущерб здоровью), соответствующий эквивалентной дозе, равной 1 Зв, будет реализован при поглощенной дозе равной 1 Гр для бета-частиц и гамма-излучения (W_R = 1); 0,1 Гр - для быстрых нейтронов (W_R = 10); 0,05 Гр - для альфа-частиц (W_R = 20).

Эквивалентная доза - основная дозиметрическая величина в области радиационной безопасности, введенная для оценки возможного ущерба здоровью человека от хронического воздействия ионизирующего излучения произвольного состава. Эквивалентная доза может быть использована и при кратковременном воздействии, когда ее значение не превышает 0,5 Зв (50 бэр).

При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза Н_T определяется как сумма эквивалентных доз для R видов излучения.

В ряде случаев облучению подвергается не все тело, а один или несколько органов. Такая ситуация чаще всего реализуется при внутреннем облучении, т.е. при поступлении радионуклидов в организм с вдыхаемым воздухом или пищевыми продуктами. Радионуклид, как и неактивный нуклид данного химического элемента, накапливается в том или ином органе. В частности, радионуклиды йода поступают преимущественно в щитовидную железу, радия и стронция - в костную ткань, полония - в печень, селезенку, почки и т.д.

Поскольку органы и ткани человека обладают различной радиочувствительностью, то для оценки риска возникновения отдаленных последствий при облучении всего организма или отдельных органов используется понятие эффективной эквивалентной дозы (Е). Единица этой дозы - зиверт (Зв). Она, так же как и эквивалентная доза, применима только для хронического облучения в малых дозах и является мерой оценки ущерба для здоровья по выходу отдаленных последствий.

По определению:

где H_T - эквивалентная доза в органе или ткани Т, a W_T - взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т, который характеризует относительный риск на единицу дозы по выходу отдаленных последствий при облучении данного органа по отношению к облучению всего тела.

Из представленных на рис. 2.15 данных следует, что при облучении, например, только щитовидной железы (W_R = 0,05) эффект по отдаленным последствиям будет составлять всего 5% от того эффекта, который может быть реализован при облучении всего тела.

При экспозиционной дозе в 1 Р эквивалентную дозу с достаточной степенью точности можно принять равной 0,013 Зв. Например, если измеренная мощность дозы на местности равна 10 мР/ч, а человек в течение одного часа находится в месте измерения, то уровень облучения составит примерно 0,1 мЗв.

Кроме рассмотренных выше доз ионизирующего облучения, рассматривается эффективная эквивалентная годовая доза, равная сумме эффективной эквивалентной дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной эквивалентной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год. Эффективная эквивалентная годовая доза также измеряется в зивертах.

Рассмотренные выше понятия описывают только индивидуально получаемые дозы. В случае облучения больших групп людей дают оценку суммарного ожидаемого эффекта.

Рис. 2.15. Взвешивающие коэффициенты для разных органов и тканей человека при равномерном облучении всего тела, рекомендованные Международной комиссией по радиационной защите для вычисления эффективной эквивалентной дозы

При облучении малыми дозами, незначительно превышающими естественный радиационный фон, можно ожидать лишь отдаленных последствий генетической или соматической природы. Соматические эффекты проявляются непосредственно у облученных лиц, генетические - в последующих поколениях. Мерой коллективного риска возникновения эффектов облучения является эффективная эквивалентная коллективная доза, которая определяется как сумма индивидуальных эффективных доз. Единица эффективной эквивалентной коллективной дозы - человеко-зиверт (чел.-Зв). Многие радионуклиды распадаются очень медленно и останутся радиоактивными и в отдаленном будущем, т.е. их воздействию подвергнутся современные и последующие поколения. Коллективную эффективную эквивалентную дозу, которую получат многие поколения от какого-либо радиоактивного источника за все время его дальнейшего существования, называют ожидаемой {полной) коллективной эффективной эквивалентной дозой.

Различные дозы, используемые для оценки последствий воздействия излучения на людей, приведены на рис. 2.16.

К техногенным источникам ионизирующих излучений относят организации, реализующие широкомасштабные программы использования атомной энергии в мирных и военных целях (табл. 2.13)

Техногенная составляющая радиационного фона образуется и зависит от величины рассеянных в почве, воде, воздухе и других объектах внешней среды техногенных источников радиоактивных загрязнений, образовавшихся при ядерных взрывах, работе предприятий ядерно-топливного и ядерно-оружейного циклов, возникновении радиационно-опасных аварий на предприятиях и транспорте, при использовании радиационных технологий и методов в науке, промышленности и медицине, а также при обращении с радиоактивными отходами.

Наибольшую опасность при работе предприятий ядерно-топливного цикла представляют радионуклиды, имеющие большой период полураспада и способные быстро распространяться в окружающей среде. К таким в первую очередь относятся I¹²⁹, Ra²²⁶, который выделяется из хвостов руд.

Из отходов АЭС наибольшую опасность представляют высокоактивные отходы, к которым относятся в первую очередь отработанные топливные элементы или отвержден-ные продукты переработки ядерного горючего. Для них характерна высокая удельная активность и высокое тепловыделение, составляющее:

• радон из хвостохранилиц заводов - 2800 чел.-Зв/ГВт;

• углерод-14 - 110чел.-Зв/ГВт;

• высокоактивные отходы - 30 чел.-Зв/ГВт;

• йод-129 - 28 чел.-Зв/ГВт.

Проведенные международные оценки свидетельствуют, что дозы техногенного облучения каждого индивидуума в течение жизни не превышают 1% годовой дозы за счет естественного радиационного фона. Это справедливо и в условиях предполагаемого производства электроэнергии на АЭС порядка 10 000 гВт в год при безаварийной эксплуатации.

Рис. 2.16. Дозы радиационного излучения

Таблица 2.13