Меню
Главная
Авторизация/Регистрация
 
Главная arrow Экология arrow Теоретические основы защиты окружающей среды

Защита от ионизирующих излучений

При взаимодействии жесткого излучения и высокоэнергетических частиц с веществом происходит его ионизация. Излучения с различной длиной волны сильно отличаются друг от друга интенсивностью и степенью поглощения их веществом. Наиболее интенсивное ионизирующее излучение, особенноγ-излучение, не поглощается веществами, непрозрачными для волн оптического диапазона.

Обеспечение радиационной безопасности определяются следующими принципами:

нормирования - непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения;

обоснования - запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риска возможного вреда;

оптимизации - поддержание на возможно низком и достижимом уровне индивидуальных доз облучения и числа облученных лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения.

Нормирование уровня ионизирующих излучений. Нормирование ионизирующих излучений определяется характером воздействия ионизирующей радиации на организм человека. В России в 1999 г. были введены Санитарные правила радиационной безопасности СП 2.6.1.758-99 "Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99)" и Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности СП 2.6.1.799-99 (ОСПОРБ-99), основанные на международных нормах.

Нормы радиационной безопасности НРБ-99 применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения.

НРБ-99 включают в себя определения и термины радиационной безопасности, устанавливают основные дозовые пределы (ПД), ПДК радиоактивных веществ в воздушной зоне, в воде открытых водоемов, допустимое содержание радиоактивных веществ в органах и т.п.

На основании нормативных требований санитарные правила СП 2.6.1.799-99 устанавливают порядок проведения работе источниками ионизирующих излучений и обеспечение ликвидации радиоактивных отходов.

Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц: персонал - лица, работающие с техногенными источниками (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б); все население, включая лиц из персонала вне сферы и условий их производственной деятельности. В табл. 20.2 приведены сведения об основных дозовых пределах облучения, устанавливаемые НРБ-99.

Таблица 20.2. Основные дозовые пределы облучения

Нормируемые величины

Дозовыс пределы, мЗв

Лица из персонала (группа А)

Лица из населения

Эффективная доза

20 мЗв в год в среднем за любые последователь­ные 5 лет, но не более 50 мЗв в год

1 мЗв в год в среднем за любые последователь­ные 5 лет, но не более 5 мЗв в год

Эквивалентная доза за год в:

хрусталике

150

15

коже

500

50

кистях и стопах

500

50

Примечание. Дозы облучения, как и все остальные допустимые производные уровни, персонала группы Б не должны превышать 1/4 значений для персонала группы А.

Требования по обеспечению радиационной безопасности населения распространяются на регулируемые природные источники излучения: изотопы радона и продукты их распада в воздухе помещений, гамма-излучение природных радионуклидов, содержащихся в строительных изделиях, природные радионуклиды в питьевой воде, удобрениях и полезных ископаемых.

Относительную степень радиационной безопасности населения характеризуют следующие значения эффективных доз от природных источников излучения:

менее 2 мЗв/год - облучение не превышает средних значений доз для населения страны от природных источников излучения:

от 2 до 5 мЗв/год - повышенное облучение;

более 5 мЗв/год - высокое облучение.

Нормы распространяются на следующие виды воздействия ионизирующего излучения на человека: в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников излучения; в результате радиационной аварии; от природных источников излучения; при медицинском облучении.

НРБ-99 устанавливают также допустимые уровни мощности поглощенной дозы при внешнем облучении всего тела от техногенных источников ионизирующего излучения. В рабочих помещениях, предназначенных для пребывания персонала, допустимые уровни равны 10 мкГр/ч, а в жилых помещениях и в пределах территорий постоянного нахождения лиц из населения - 0,1 мкГр/ч. Приведенные уровни мощности дозы не включают мощность дозы от естественного радиационного фона.

В реальных условиях на человека могут воздействовать несколько радиоактивных веществ и источников ионизирующих излучений, создавая при этом внешнее и внутреннее облучение. При совместном действии внешнего и внутреннего облучения для каждого критического органа должно соблюдаться условие:

(20.10)

(20.11)

где НMΣ - среднегодовая мощность максимальной эквивалентной дозы; cj -среднегодовая концентрация j-го радионуклида в воздухе зоны; сk - среднегодовая концентрация k-го радионуклида в рационе; Пj - среднегодовое поступление j-го радионуклида в органы дыхания; Пk - среднегодовое поступление k-го радионуклида с рационом.

В настоящее время широко используется понятие риска от радиационного воздействия. Для оценки состояния радиационной безопасности введен показатель радиационного риска. В наибольшей степени этот риск характеризует суммарная накопленная эффективная доза от всех источников излучения. Значимость каждого источника излучения следует оценивать по его вкладу в суммарную эффективную дозу.

Радиационный риск можно рассматривать как вероятность возникновения у человека или его потомства какого-либо вредного эффекта в результате облучения. Предел индивидуального пожизненного риска в условиях нормальной эксплуатации для техногенного облучения в течение года персонала принимается округленно 1,0 · 10_3, а для населения - 5,0 10-5.

Уровень пренебрежимого риска разделяет область оптимизации риска и область безусловно приемлемого риска, он составляет 10-6.

Основные принципы радиационной безопасности реализуются путем уменьшения мощности источников излучения до минимальных величин (защита количеством); ограничения поступления радионуклидов в окружающую среду; сокращения времени работы с источниками (защита временем); увеличения расстояния от источника до работающих (защита расстоянием); экранирования источников излучения материалами, поглощающими ионизирующее излучение (защита экранами); проведением комплекса организационно-технических и лечебно-профилактических мероприятий.

Защита от ионизирующих излучений достигается в основном методами защиты расстоянием, экранирования и ограничения поступления радионуклидов в окружающую среду, проведением комплекса организационно-технических и лечебно-профилактических мероприятий.

Наиболее простые способы уменьшения вреда от воздействия радиации состоят либо в уменьшении времени облучения, либо в уменьшении мощности источника, либо же в удалении от него на расстояние R, обеспечивающее безопасный уровень облучения (до предела или ниже эффективной дозы). Интенсивность излучения в воздухе при удалении от источника даже без учета поглощения уменьшается по закону 1/R2.

Основными мероприятиями по защите населения от ионизирующих излучений является всемерное ограничение поступления в окружающую атмосферу, воду, почву отходов производства, содержащих радионуклиды, а также зонирование территорий вне промышленного предприятия. В случае необходимости создают санитарно-защитную зону и зону наблюдения.

Санитарно-защитная зона - территория вокруг источника ионизирующего излучения, на которой уровень облучения людей в условиях нормальной эксплуатации данного источника может превысить установленный предел дозы облучения населения.

Зона наблюдения - территория за пределами санитарно-защитной зоны, на которой возможное влияние радиоактивных выбросов учреждения и облучение проживающего населения может достигать установленного ПД и на которой проводится радиационный контроль. На территории зоны наблюдения, размеры которой, как правило, в 3...4 раза больше размеров санитарно-защитной зоны, проводится радиационный контроль.

Если же перечисленные приемы по каким-либо причинам неосуществимы или недостаточны, то следует применять материалы, эффективно ослабляющие излучение.

Защитные экраны следует выбирать в зависимости от вида ионизирующего излучения. Для защиты от α-излучения применяют экраны из стекла, плексигласа толщиной в несколько миллиметров (слой воздуха в несколько сантиметров).

В случае β-излучения используют материалы с малой атомной массой (например, алюминий), а чаще комбинированные (со стороны источника - материал с малой, а затем далее от источника - материал с большей атомной массой).

Для γ-квантов и нейтронов, проникающая способность которых значительно выше, необходима более массивная защита. Для зашиты от γ-излучений применяют материалы с большой атомной массой и высокой плотностью (свинец, вольфрам), а также более дешевые материалы и сплавы (сталь, чугун). Стационарные экраны выполняют из бетона.

Для защиты от нейтронного облучения применяют бериллий, графит и материалы, содержащие водород (парафин, вода). Широко применяют бор и его соединения для зашиты от нейтронных потоков с малой энергией.

Вопросы для самоконтроля

  • 1. Какие принципы используются для защиты от энергетических воздействий?
  • 2. В чем отличие методов защиты изоляцией и поглощением?
  • 3. Какие существуют методы защиты от шума?
  • 4. Чем отличается звукопоглощение от звукоизоляции?
  • 5. Какие параметры выбраны для нормирования шумов?
  • 6. Какие существуют методы и средства защиты от вибраций?
  • 7. Как нормируются электромагнитные излучения радиочастот?
  • 8. Какие существуют методы и средства защиты от электромагнитных излучений радиочастот?
  • 9. Какие существуют способы защиты от инфракрасного излучения?
  • 10. Как нормируются уровни ионизирующего излучения?
  • 11. Назовите средства радиационной защиты.
 
< Предыдущая   СОДЕРЖАНИЕ   Следующая >
 

Популярные страницы