Меню
Главная
Авторизация/Регистрация
 
Главная arrow Экология arrow МОНИТОРИНГ ЗАГРЯЗНЕНИЯ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ
Посмотреть оригинал

Радиационный экологический мониторинг

Радиационная безопасность — составная часть общей техники безопасности, обеспечивающая безопасные условия труда персонала и населения при использовании различных источников ионизирующих излучений.

Радиоактивные элементы распространены в природе в ничтожных количествах. Почти все природные радиоактивные элементы являются изотопами тяжелых элементов с атомным номером более 81. Они содержатся в твердых породах земной коры, в воде, воздухе, а также в растительных и животных организмах, в которые они попадают из ОС (табл. 10.6).

Таблица 10.6

Природные радионуклиды земной коры

Элемент

Изотопный состав

Калий

Торий

Уран

33К 93,31% «К 0,01% 232Th 100% 2MU 0,0055% 233U 0,71% 239U 99,28%

В настоящее время известны три природно-радиоактивных семейства: урана — радия 2|| U — Ra, тория 2;]ц Th и актиния 2i]ij Ас.

В земной атмосфере под действием космических лучей образуются природные космогенные радионуклиды 3Н, 7Ве, 14С и 22Na, которые являются источниками внутреннего и внешнего облучения населения.

Природные радионуклиды оказывают следующее воздействие на организм человека (табл. 10.7).

Таблица 10.7

Средние дозы облучения взрослого населения Земли от различных природных источников

Источник

Годовая эффективная доза, мЗв

Средняя

Типичный диапазон

Космическое излучение

0,39

0,3-1,0

Терригенное излучение

0,48

0,3-0,6

Ингаляция

1,26

0,2-10

Поступление с пищей

0,29

0,2-0,8

Суммарная доза

2,4

1-10

Радиоактивность — самопроизвольное превращение неустойчивых атомных ядер в ядра других элементов, сопровождающееся испусканием ядерных излучений. Известны четыре типа радиоактивности: альфа-распад, бета-распад, спонтанное деление атомных ядер, протонная радиоактивность (предсказаны, но еще не наблюдались двупротонная и двунейтронная радиоактивности).

Радионуклид — атомы, отличающиеся составом ядра (либо с разным

числом нуклонов, либо при одинаковом числе нуклонов с различным соотношением между числом протонов и нейтронов), обладающие радиоактивностью.

Ионизирующее излучение — потоки частиц и квантов электромагнитного излучения, прохождение которых через вещество приводит к ионизации и возбуждению атомов или молекул среды.

Активность источника А — это число распадов dN радиоактивных ядер в единицу времени dt, т.е.

Единицы активности — беккерель (А. Беккерель, A. Becquerel — французский физик, 1852—1908) (1 распад в секунду) и кюри (П. Кюри, Р. Curie — французский физик, 1859—1906 и М. Складовская-Кюри, М. Skladowska-Curie — физик и химик, 1867—1934), 1 Бк = 2,703-lCH1 Ки.

Фундаментальной величиной в дозиметрии является поглощенная доза D — отношение средней энергии de ионизирующего излучения, поглощенной в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме, т.е.

Поглощенная доза является характеристикой облучения в данной точке вещества. Ее измеряют в греях (Л. Грэй, L. Gray — английский ученый, 1905—1965), 1 Гр = 1 Дж/кг.

Различные виды радиации по-разному взаимодействуют с веществом в зависимости от типа испускаемых частиц, их заряда, массы, энергии.

В органах и тканях биологических объектов, как и в любой среде, при облучении в результате поглощения энергии идут процессы ионизации и возбуждения атомов. В реакции организма на облучение можно выделить четыре фазы. Длительность первых трех быстрых фаз не превышает единиц микросекунд, в течение которых происходят различные молекулярные изменения. В четвертой медленной фазе эти изменения переходят в функциональные и структурные нарушения в клетках, органах и в организме в целом.

Облучение человека характеризуется следующими величинами.

Доза в органе или ткани DT — поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела:

где тт — масса органа или ткани; D — поглощенная доза в элементе массы dm.

Эквивалентная доза НТ доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения W:

Ее измеряют в зивертах (Г. Зиверт, G. R. Siewert — шведский ученый, 1896-1966), 1 Зв = 1 Дж/кг.

Эквивалентная доза является мерой воздействия излучения па живой объект и на его часть, непосредственно экспонируемую излучением. Коэффициент Wхарактеризует чувствительность организма к различным видам излучения. Коэффициенты W для различных видов излучений приведены в табл. 10.8.

Эффективная доза Е — величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных стохастических последствий облучения человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности:

Уровень облучения характеризуется суммарной эффективной дозой, создаваемой за счет внутреннего и внешнего облучения (табл. 10.9).

Значения коэффициента W

Вид излучения

Коэффициент W

Фотоны любых энергий

1

Электроны и мюоны любых энергий

1

Нейтроны с энергией: менее 10 кэВ

5

10-100 кэВ

10

100 кэВ - 2 МэВ

20

2-20 МэВ

10

более 20 МэВ

5

Протоны с энергией более 2 МэВ

5

Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра

20

Таблица 10.9

Основные дозовые пределы по нормам радиационной безопасности

НРБ-99

Нормируемые вели-

ЧИНЫ

Дозовые пределы для человека, мЗв/год

Персонал

Население

Эффективная доза

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

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

Эквивалентная доза: в хрусталике коже

кистях и стопах

  • 150
  • 500
  • 500
  • 15
  • 50
  • 50

Природные радионуклиды постоянно присутствуют в почве и по пищевым цепочкам поступают в организм человека с продуктами питания и водой. Ингаляционное поступление в органы дыхания человека радона и торона (220Rn) является основным в природном облучении населения. Характер внутреннего облучения человека делает его во много раз более опасным, чем внешнее, так как практически вся энергия облучения поглощается органами и тканями человека, причем расстояние от места распада до облучаемого органа минимальное, а телесный угол равен 4п.

По нормам радиационной безопасности НРБ—99 и другим НД также установлены допустимые уровни монофакгорного воздействия (для отдельного конкретного радионуклида, пути его поступления в организм, вида излучения), которые являются производными от указанных дозовых пределов.

Для ограничения облучения населения отдельными источниками излучения на них установлены квоты предела годовой дозы. Например, ограничение на содержание естественных радионуклидов в питьевой воде установлено таким образом, чтобы эффективная доза за счет них не превышала 0,1 мЗв/год. Ниже приведены допустимые уровни среднегодовых значений удельной активности радионуклидов (ДУА).

Радионуклид 2;i«U 22»U 226Ra 228Ra 210pb 210p() 222Pn

ДУА, мЗв/год 3,1 2,9 0,5 0,2 0,2 0,12 60.

СанПиН 2.1.4.10749—01 для питьевой воды установил контрольные уровни суммарной альфа- и бега-активности (Бк/л):

Общая альфа-активность 0,1;

Общая бета-активность 1,0.

Там же установлен ПДК на стронций St2+, равный 7,0 мг/л.

Радиационные измерения (ГОСТ 8.594—2002) — измерения величин и параметров, характеризующих источники и поля ионизирующих излучений, а также радиационное облучение объектов.

Радиационный контроль — радиационные измерения, выполняемые для контролируемого объекта (ОС, сырье, материалы, изделия, продукты, отходы производства, процессы, условия проживания и производственной деятельности и пр.) с целью определения степени соблюдения требований установленных норм (включая непревышение установленных уровней) или для наблюдения за состоянием объекта.

Выделяют три основных вида радиационного контроля: текущий, оперативный и аварийный.

Для мониторинга применяют специальные величины, например, суммарную активность радионуклидов.

Для методического обеспечения радиационного контроля необходимо наличие:

  • • методики радиационного контроля (МРК);
  • • МВИ радиационных параметров определенными методами и СИ.

Методика радиационного контроля должна регламентировать для конкретного объекта (вида) радиационного контроля:

  • • номенклатуру контролируемых радиационных параметров;
  • • применяемые при радиационном контроле контрольные уровни или диапазоны измерений;
  • • алгоритм (схему) проведения радиационного контроля, включая выбор точек контроля и объемы контроля в них, а также процедуру отбора проб;
  • • общие требования к методам и СИ контролируемых параметров;
  • • правила обработки результатов измерений для совокупности точек контроля и их интерпретации применительно к объекту радиационного контроля в целом с указанием основных источников неопределенности (погрешности) контроля;
  • • критерии соответствия объекта нормативным требованиям, указанным в НТД;
  • • единую форму представления результатов радиационного контроля.

Методика выполнения измерений должна регламентировать:

  • • метод и СИ конкретной величины (контролируемого параметра);
  • • подготовительные процедуры, включая подготовку СИ и проб;
  • • процедуру выполнения измерений;
  • • обработку результатов, включая необходимые справочные данные;
  • • форму представления результатов измерений.

Объектами радиационного контроля являются предприятия и учреждения, в результате деятельности которых возможно радиоактивное загрязнение ОС и концентрирование радионуклидов в продукции и отходах, объекты ОС и среда обитания человека.

На территории жилых и промышленных зон осуществляют контроль радиоактивного загрязнения техногенными источниками.

Радиационный контроль за объектами ОС (почвы, атмосферного воздуха и поверхностных вод) ведут путем измерения мощности дозы гамма-излучения, отбора проб и измерения суммарной бета-активности атмосферных выпадений и воды в водоемах, измерения концентрации радиоактивных аэрозолей в приземном слое атмосферы. Такой контроль носит регулярный характер и позволяет решать задачи раннего предупреждения в случае ядерных аварий. Измерения, проводимые при данном типе контроля, относят к мониторинговым типам измерений и проводят на постоянных постах и метеостанциях. Осуществляют также радиационный контроль почв сельскохозяйственных угодий, продукции растениеводства, кормов и удобрений. Содержание радионуклидов в строительных материалах контролируют лабораториями радиационного контроля при сертификационных испытаниях на соответствие допустимым уровням.

Миграция радионуклидов из почвы на радиационно-загрязненных территориях приводит к повышению содержания радионуклидов в древесине. Содержание радионуклидов в древесине контролируется на корню, и при превышении установленных нормативов вывоз древесины из лесосеки нс допускается. Радиационный контроль изделий из древесины проводят в соответствии с СП 2.6.1.759—99.

Цель радиационного контроля заключается в достоверном дозиметрическом контроле облучения персонала и населения, контроле радиационной обстановки и определении:

  • • состояния радиационной обстановки в помещениях предприятия, на рабочих местах и в ОС;
  • • индивидуальных эффективных доз внешнего и внутреннего облучения персонала;
  • • индивидуальных эквивалентных доз облучения отдельных органов и тканей для оценки достаточности мер по контролю источников ионизирующего излучения;
  • • поглощенных доз в случае возникновения радиационной аварии.

При контроле радиационной обстановки необходимо определять:

  • • мощность дозы в рабочих помещениях и ОС;
  • • объемную активность радиоактивных аэрозолей и паров в воздухе;
  • • объемную активность радиоактивных газов;
  • • радиоактивное загрязнение поверхностей в рабочих помещениях (плотность потока ионизирующих частиц);
  • • радиоактивное загрязнение вод (объемную активность радионуклидов);
  • • радиоактивное загрязнение почвы (удельную активность радионуклидов);
  • • радиоактивное загрязнение в пробах ОС (объемную активность радионуклидов в пробе);
  • • радиоактивное загрязнение поверхностей объектов ОС (плотность потока ионизирующих частиц и поверхностную активность радионуклидов);
  • • состав и содержание радионуклидов в пробах объектов ОС (энергетическое распределение излучения, удельную поверхностную активность радионуклидов).

Измерения радиационного контроля находятся в сфере распространения государственного контроля и надзора. Поэтому все СИ, применяемые в радиационном контроле, проходят испытания с целью утверждения типа СИ и вносятся в Госреестр.

Все основные задачи радиационного контроля решают с помощью измерений двух типов:

  • 1) мониторинг, г.е. регулярные, постоянные наблюдения радиационной обстановки с целью определения (контроля) динамики ее изменения, выявления аномалий для оперативного вмешательства и оценки состояния радиационной безопасности территорий и населения;
  • 2) измерения с целью контроля непревышения нормативов (контрольных уровней).

В свою очередь, в мониторинге можно выделить два типа измерений.

Измерения первого типа достаточно простые, с малой случайной погрешностью интегральных радиационных параметров — мониторных величин М, связанных с контролируемыми характеристиками К объекта определенной функцией

Организация такого мониторинга объекта предполагает:

  • • исследование объекта радиационного контроля и фиксирование значений контролируемых характеристик для данного объекта;
  • • выбор мониторных величин исходя из принципа удобства массовых измерений с минимальной случайной погрешностью и назначение коэффициентов (функций) /;
  • • регулярные измерения контролируемых величин, периодические исследования объекта радиационного контроля для корректировки /;
  • • при отклонении величин М от установленных пределов проводят исследования для выяснения причин таких изменений.

Принципиально важными требованиями, предъявляемыми к таким измерениям, являются унификация СИ и МВИ измеряемых величин и обеспечение малой случайной погрешности измерений.

Измерения второго типа при мониторинге предполагают определение значений контролируемых величин. В этом случае регламентируют необходимую чувствительность (нижний предел измерений) СИ и допустимую суммарную погрешность измерений. Для контроля ненревышения нормативов используют параметр соответствия В и погрешность его определения ДВ. В случае одного параметра для радиационного контроля объекта

где RHM измеренное значение параметра R; А — абсолютная погрешность определения величины /2ИЗМ; N — нормативное значение (контрольный уровень) параметра R.

При наличии нескольких параметров для радиационного контроля объекта решение о соответствии объекта контроля нормативным требованиям принимают по совокупности результатов измерений всех нормируемых параметров. В этом случае

где i — индекс для обозначения соответствующего параметра.

Объект признают безусловно соответствующим нормативным параметрам, если

Объект нельзя признать соответствующим нормативным требованиям, если

В мировой и отечественной практике дозиметрии для определения степени облучения персонала и населения используют около 20 различных методов и соответствующих им детекторов и СИ.

Для регистрации ионизирующего излучения (фотонного, альфа-, бета- и нейтронного) применяют достаточно большое число детекторов, работа которых основана на использовании различных физических методов.

Детектор ионизирующего излучения (ГОСТ 14105—76) — чувствительный элемент СИ, предназначенный для преобразования энергии ионизирующего излучения в другой вид энергии, пригодный для регистрации или дальнейшего преобразования и измерения одной или нескольких величин, характеризующих воздействующее на детектор излучение. Детекторы могут работать в аналоговом и импульсном (счетном, дискретном) режимах.

Детекторы, в которых сигнал зависит от энергии частиц или фотонов, называют пропорциональными или спектрометрическими, а детекторы, в которых сигнал не зависит от энергии регистрируемого излучения, - непропорциональными. Детекторы ионизирующего излучения делят на газонаполненные (газовые), твердотельные и жидкостные. По методам регистрации различают химические, эмиссионные, газоразрядные, трековые, сцинтилляционные, фотопленочные, эмульсионные, термолюминесцентные детекторы и др. По методам измерений детекторы бывают: основной, охранный (защитный), с контрольным источником, погружной, с колодцем, с охранным кольцом, мозаичный, коаксиальный, воздушный, тканеэквивалентный, активационный и др.

Ионизационные детекторы составляют наиболее обширную групп}' электронных детекторов. Их принцип действия основан на использовании электрического разряда в газе под действием ионизирующего излучения. Если частица не имеет электрического заряда (нейтроны, у-кванты), то ионизацию могут вызывать вторичные заряженные частицы (протоны отдачи, электроны и позитроны).

Детекторы частиц — приборы и устройства для регистрации элементарных частиц (прогонов, нейтронов, электронов и т.д.), атомных ядер (дейтронов, а-частиц и др.), а также рентгеновских лучей и у-квантов.

Прибор для измерения ионизирующих излучений предназначен для получения измерительной информации о физических величинах, характеризующих ионизирующие излучения, их поля, источники и результаты взаимодействия ионизирующих излучений с веществом.

Для измерения радиоактивности используют следующие СИ (ГОСТ 19189-73).

Дозиметр — прибор, предназначенный для получения измерительной информации об экспозиционной дозе и мощности экспозиционной дозы фотонного излучения и энергии, переносимой ионизирующим излучением или переданной объекту, находящемуся в поле действия излучения.

Индивидуальный дозиметр — дозиметр, габаритные размеры и масса которого позволяют, не затрудняя выполнение производственных операций, применять его для ношения человеком с целью определения экспозиционной, поглощенной или эквивалентной доз, полученных за время нахождения его в полях ионизирующего излучения.

Радиометр — прибор, предназначенный для получения измерительной информации об активности радионуклида в источнике или образце, производных от нее величин, о плотности потока и (или) потоке и флюенсе (переносе) ионизирующих частиц.

Радиометр загрязненной поверхности предназначен для получения измерительной информации о потоке ионизирующих частиц, испускаемых с поверхности, загрязненной радиоактивными веществами, и о поверхностной активности радионуклида.

Дозиметры (в дальнейшем будут рассматриваться только дозиметры гамма-излучения, поскольку дозиметры других видов излучения являются узкоспециальными приборами, используемыми в производственных условиях) делят на три группы:

  • • переносные (или носимые) для инспекционного контроля;
  • • индивидуальные;
  • • стационарные охранные дозиметрические системы.

Переносные дозиметры предназначены для измерения поглощенной

и эквивалентной доз или их мощности. Они имеют энергетический диапазон 50 кэВ — 3 МэВ, а рабочий диапазон мощностей доз от 0,1— 3-106 мкЗв/ч; работают, как правило, при температурах от -20 до 50°С.

Дозиметры используют для решения следующих задач:

  • • измерение мощности дозы в какой-либо точке на рабочем месте, в жилище, иа местности с целью определения, не превышает ли измеренное значение ПДУ;
  • • измерение мощности вблизи какого-либо объекта для определения, не является ли он источником гамма-излучения;
  • • построение карты или схемы полей излучения (мощностей доз) в помещении или на местности;
  • • проведение работ по поиску локальных источников гамма-излучения;
  • • постоянное измерение мощности дозы в конкретной точке для получения данных о ее динамике.

Индивидуальные дозиметры предназначены для измерения эквивалентной дозы, получаемой человеком при проведении работ, связанных с риском повышенного облучения. По принципу считывания информации их делят на прямопоказывающие и требующие обработки. Прямопоказы- вающие дозиметры имеют энергетический диапазон 30 кэВ — 1,5 МэВ, а рабочий диапазон мощностей доз — 0,001—30 мкЗв/ч. Они работают, как правило, при температурах от -20 до 35°С.

Дозиметры, требующие специальной обработки измерительной информации, представлены термо- и радиофотолюминесцентными дозиметрами.

Дозиметры (рис. 10.6) служат для измерения мощности и дозы гамма- облучения. Они имеют следующие диапазоны измерений: мощности дозы — 0,1 —1,0 мкЗв/ч, дозы — 1,0 мкЗв — 0,2 Зв, энергий гамма-излучения — 0,05—3,0 МэВ, предел допускаемой основной относительной погреш- ( 2,5^1

ности измерения — ±1 15 +-j^-1%, где Я — измеренное значение, мкЗв/ч (мкЗв), чувствительность 20 000 имп/ч.

Дозиметр

Рис. 10.6. Дозиметр

Стационарные дозиметрические системы делят на мониторы (автономные установки непрерывного действия для получения и фиксирования радиационной обстановки, отображения и передачи этих данных по линиям связи) и охранные системы, предназначенные для предотвращения несанкционированного перемещения источников ионизирующего излучения. Типичная автономная система радиационного мониторинга имеет следующие характеристики: диапазон энергий гамма-излучения — 0,05—3 МэВ, диапазон измерений мощности дозы — 0,1 —3-106 мкЗв/ч, диапазон рабочих температур от -40 до 50°С.

 
Посмотреть оригинал
Если Вы заметили ошибку в тексте выделите слово и нажмите Shift + Enter
< Предыдущая   СОДЕРЖАНИЕ   Следующая >
 
Популярные страницы