Охрана труда
Формат: doc
Дата создания: 26.11.1997
Размер: 16.11 KB
Скачать рефератГлава 8
ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
8.1. Виды ионизирующих излучений,
их физическая природа
Ионизирующим излучением называют любой вид излучения, взаимодействие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков. Ионизирующие излучения, проникая в организм человека и проходя через биологическую ткань, вызывают в ней появление заряженных частиц — свободных электронов, в свою очередь, свободные электроны, взаимодействуя с соседними атомами, ионизируют их, что сопровождается изменением структуры молекул, разрушением межмолекулярных связей и гибелью клеток. Изменение биохимического состава клеток и обменных процессов нарушает функции центральной нервной системы, что, в свою очередь, вызывает нарушение функций желез внутренней секреции, изменение сосудистой проницаемости. Радиоактивные вещества широко применяются в различных отраслях промышленности, а также в научно-исследовательских работах. Так, ионизирующие излучения широко применяются в машино- и приборостроении, в горнорудной и угольной промышленности, металлургии и в других отраслях народного хозяйства для автоматического контроля технологических операций и управления ими, выявления дефектов (дефектоскопия) в отливках, поковках, сварных швах, для контроля качества изделий. Применяются они также при структурном анализе кристаллических веществ. Источниками ионизирующих излучении, кроме радиоактивных веществ, могут быть электровакуумные приборы, работающие при высоких напряжениях (рентгеновские аппараты). Широко используются радиоактивные вещества и другие источники ионизирующего излучения в медицине, атомной энергетике и др.
К ионизирующим излучениям относятся альфа-, бета -,гамма-излучение, рентгеновское излучение, потоки нейтронов и других ядерных частиц, космические лучи.
Альфа-излучение представляет собой поток -частиц положительно заряженных ядер атомов гелия, испускаемых веществом при радиоактивном распаде ядер или при ядерных реакциях. Альфа-излучение характеризуется большой ионизирующей и малой проникающей способностями. Вследствие этих свойств -частицы не проникают через внешний слой кожи. Вредное воздействие на организм человека проявляется при нахождении его в зоне действия вещества, излучающего -частицы.
Бета-излучение представляет собой поток электронов или позитронов, излучаемых ядрами атомов радиоактивных веществ при радиоактивном распаде. Максимальный пробег в воздухе составляет 1800 см, а в живых тканях 2,5 см. Ионизирующая способность -частиц ниже, а проникающая способность выше, чем -частиц, так как они обладают значительно меньшей массой и при одинаковой с -частицами энергии имеют меньший заряд.
Гамма-излучение — электромагнитное (фотонное) излучение, испускаемое при ядерных превращениях или взаимодействии частиц. Гамма-излучение обладает большой проникающей способностью и малым ионизирующим действием. Это высокочастотное электромагнитное излучение, возникающее в процессе ядерных реакций или радиоактивного распада.
Нейтронное излучение — поток нейтронов, которые преобразуют свою энергию в упругих и неупругих взаимодействиях с ядрами атомов. При неупругих вэаимодействиях возникает вторичное излучение, которое может состоять как из заряженных частиц, так и из гамма- квантов (гамма-излучения). При упругих взаимодействиях возможна обычная ионизация вещества. Проникающая способность нейтронов большая.
Рентгеновское излучение, возникающее при бомбардировке вещества потоком электронов, является также электромагнитным излучением. Оно может возникнуть в любых электровакуумных установках, обладающих малой ионизирующей способностью и большой глубиной проникновения.
При оценке возможной радиационной опасности необходимо учитывать загрязнение воздуха при работах с радиоактивными веществами. Оно происходит не только при механическом измельчении твердого вещества, разбрызгивании жидкого вещества или конденсации паров, но и в результате образования радиоактивных аэрозолей самопроизвольным путем.
Источники излучения могут быть закрытыми, когда при эксплуатации исключается попадание радиоактивных веществ в окружающую среду, и открытыми, когда возможно попадание радиоактивных веществ в окружающую среду.
8.2. Биологическое воздействие ионизирующих излучений на организм человека
Ионизирующие излучения, проникая в организм человека, могут стать причиной тяжелых заболеваний, Работа с источниками ионизирующих излучений связана с невидимой опасностью для обслуживающего персонала. В результате воздействия излучения на организм человека в тканях происходят сложные физические, химические и биохимические процессы. Эти излучения ионизируют молекулы тканей. Процессы ионизации сопровождаются ультрафиолетовыми излучениями, возбуждающими молекулы клеток. Это ведет к разрыву молекулярных связей и изменению химической структуры различных соединений. Такое действие излучения называют прямым. Как известно, в организме содержится более 70 % воды. Под действием излучения она ионизируется, то есть образуются положительные и отрицательные ионы, которые, распадаясь, вступают в химические соединения со свободным кислородом. Эти соединения взаимодействуют с молекулами органического вещества ткани, окисляя и разрушая ее. Такое действие излучения называется непрямым. Оно наносит больший вред, чем прямое.
Особенностью ионизирующих излучений является то, что их воздействие на организм не обнаруживается до тех пор, пока не проявится то или иное поражение.
Возможно внешнее и внутреннее облучение организма. Внешнее облучение—это воздействие на организм ионизирующих излучений от внешних по отношению к нему источников, а внутреннее — это воздействие радиоактивных веществ, находящихся внутри организма.
При внешнем облучении, создаваемом закрытыми источниками, опасны излучения, обладающие большой проникающей способностью. Внутреннее облучение возможно, когда радиоактивное вещество попадает внутрь организма через органы дыхания, поры кожи или места ее повреждения, слизистые оболочки, желудочно-кишечный тракт. Внутреннее облучение действует в течение всего времени нахождения радиоактивного вещества в организме. Поэтому наибольшую опасность представляют радиоактивные изотопы с большим периодом полураспада и интенсивным излучением, медленно выделяющиеся из организма или концентрирующиеся в отдельных его органах.
Чем больше происходит в веществе актов ионизации под воздействием излучения, тем больше биологический эффект. Острые поражения, вызванные радиацией, наступают при облучении большими дозами в течение короткого промежутка времени; хронические поражения — при облучении небольшими дозами в течение длительного периода (могут быть общими или местными). Различные виды ионизирующих излучений оказывают различное биологическое действие. Лучевая болезнь, развивающаяся в результате воздействия ионизирующих излучений, может быть острой и хронической, в виде общих и местных поражений, Общие поражения вызывают лейкемию (белокровие), местные — ведут к заболеваниям кожи и злокачественным опухолям.
Периодическое попадание радиоактивных веществ внутрь организма приводит к их накоплению и в конечном счете к увеличению ионизации атомов н молекул живой ткани. В результате происшедших изменений нормальное течение биохимических процессов и обмен веществ нарушаются, что приводит к лучевой болезни. Действуя на кожу, ионизирующие излучения вызывают ожоги или ее сухость, выпадение волос, ломкость ногтей и т. д.; при действии на глаза — катаракту. Могут также возникнуть и генетические последствия, ведущие к наследственным заболеваниям, проявляющимся в последующих поколениях. Последствия воздействия ионизирующих излучений на организм человека могут быть очень тяжелыми, включая потерю трудоспособности и летальный (смертельный) исход.
8.3. Единицы активности и дозы ионизирующих излучений
Для количественной оценки действия, производимого любыми ионизирующими излучениями в среде, пользуются понятием поглощенная доза излучения Дп, Дж/кг:
где W — энергия ионизирующего излучения, поглощенная облученным веществом, Дж; т — масса облученного вещества, кг.
Внесистемной единицей поглощенной дозы является рад (1 рад соответствует поглощению энергии 0,01 Дж' веществом массой 1 кг).
Таким образом, специальной единицей поглощенной дозы является рад, который связан с единицей поглощенной дозы Дж/кг (джоуль на килограмм) или грей (Гр):
1 Гр = 1 Дж/кг == 100 рад.
Количественной характеристикой рентгеновского и
гамма-излучений является экспозиционная доза Дэ, Кл/кг:
где Q — суммарный электрический заряд ионов одного знака, Кл; m— масса воздуха, кг.
За единицу экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучений принимают кулон на килограмм (Кл/кг) ~ экспозиционная доза, при которой сопряженная с этим излучением корпускулярная эмиссия на 1 кг сухого атмосферного воздуха создает в воздухе ионы, несущие заряд 1 Кл электричества каждого знака.
Внесистемной единицей экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучений является рентген — такая доза, при которой сопряженная с этим излучением корпускулярная эмиссия в 1,293 • 10-6 г сухого воздуха при нормальных условиях (при температуре 0 °С и давлении 760 мм рт. ст.) образует ионы, несущие 1 ед. заряда СГС каждого знака; 1 рентген (Р) = 103 миллирентгенам (мР), а 1 миллирентген — 106 микрорентгенам (мкР).
Экспозиционная и поглощенная дозы, отнесенные ко времени, определяются как мощности доз и измеряются соответственно в рентгенах в секунду (Р/с) и радах в секунду (рад/с). В условиях электронного равновесия экспозиционной дозе1 Р соответствует поглощенная доза в воздухе, равная 0,88 рад: 1 P == 0,285 мКл/кг.
Воздействие различных радиоактивных излучений на живые ткани зависит от проникающей и ионизирующей способности излучения. Разные виды излучений при одинаковых значениях поглощенной дозы вызывают различный биологический эффект. Поэтому для оценки радиационной опасности введено понятие эквивалентной дозы Дэкв, единицей которой является бэр (биологический эквивалент рада):
где k — качественный коэффициент, показывающий отношение биологической эффективности данного вида излучений к биологической эффективности рентгеновского излучения, принятого за единицу.
1 бэр — эквивалентная доза любого ионизирующего излучения в биологической ткани, которая создает тот же биологический эффект, что и доза в 1 рад рентгеновского или гамма-излучения.
Введено понятие активности А радиоактивного вещества с единицей беккерель (Бк), 1 Бк равен одному ядерному превращению в секунду. Введена также специальная единица активности Кюри (1 Ки == 3,7 1010 Бк). На практике применяется единица активности милликюри (мКи).
Экспозиционную дозу на рабочем месте Дэ, бэр, можно рассчитать по формуле
где А — активность источника, мКи; K — гамма-постоянная изотопа по таблице, Р см2 / (ч • мКи);t — время облучения, ч; R — расстояние от источника до рабочего места, см.
Гамма-эквивалент источника mRa — условная масса источника, создающего на некотором расстоянии такую же мощность экспозиционной дозы, как и данный источник. Специальной единицей гамма-эквивалента является килограмм-эквивалент радия (1 кг-экв Ra на расстоянии 1 см в воздухе от источника создает мощность экспозиционной дозы 8,4 • 106 Р/ч, соответственно 1 мг-экв Ra = 8,4 Р/ч).
Понятие гамма-эквивалента используется при сравнении препаратов по их гамма-излучению. Если два препарата при равных условиях измерения создают одну и ту же мощность экспозиционной дозы, то говорят, что они имеют одинаковый гамма-эквивалент.
При оценке доз облучения определяющими являются сведения о количественном содержании радиоактивных веществ в теле человека, а не данные о концентрации их в окружающей среде. Допустимые уровни облучения нужно рассматривать как максимально разрешенные дозы.
8.4. Нормирование ионизирующих излучений
В настоящее время предельно допустимые уровни ионизирующего облучения определяются Нормами радиационной безопасности и Основными санитарными правилами работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений (НРБ-76/87 и ОСП-72/87).
Условия безопасности при использовании радиоактивных изотопов в промышленности требуют проведения мероприятий не только в отношении людей, непосредственно работающих с радиоактивными веществами или' находящихся в смежных помещениях, но и населения, живущего на близких расстояниях от предприятия, которое может подвергаться радиоактивному облучению.
В соответствии с нормами установлены следующие категории облучаемых лиц: категория А — персонал;
категория Б — ограниченная часть населения; категория В — население области, края, республики, страны.
Персонал — лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений.
Ограниченная часть населения — лица, которые не работают непосредственно с источниками излучения, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию радиоактивных веществ и других источников излучения, применяемых в учреждениях и удаляемых во внешнюю среду с отходами.
Безопасность работающих с радиоактивными веществами обеспечивается путем установления предельно допустимых доз (ПДД) облучения различными видами радиоактивных веществ, применения защиты временем или расстоянием, проведения общих мер защиты, использования средств индивидуальной защиты.
Действующими нормами установлены ПДД облучения, а также годовой уровень облучения персонала, не вызывающий при равномерном накоплении дозы в течение 50 лет обнаруживаемых современными методами неблагоприятных изменений в состоянии здоровья самого облучаемого и его потомства.
Радиоактивные вещества неравномерно распределяются в различных органах и тканях человека. Поэтому и степень их поражения зависит не только от величины дозы, создаваемой излучением, но и от критического органа, в котором происходит наибольшее накопление радиоактивных веществ, приводящее к поражению всего организма человека.
Нормы радиационной безопасности устанавливают ПДД внешнего и внутреннего облучения в зависимости от групп критических органов и категории облучаемых лиц.
ПДД внешнего и внутреннего облучения устанавливаются (в порядке убывания радиочувствительности) для трех групп критических органов или тканей человека:
I — все тело, костный мозг; II — мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенки, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталик глаза', III — кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, лодыжки и стопы.
ПДД внешнего и внутреннего облучения критических органов персонала (категория А) приведены в табл. 5, а ПДД в зависимости от категорий облучения и группы критических органов — в табл. 6.
В любом случае доза, накопленная в возрасте до 30 лет, не должна превышать 12 ПДД.
Таблица 5. ПДД внешнего и внутреннего облучения персонала
Таблица 6. Дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения
| Группа критических органов или тканей | ПДД, бэр | |
| за квартал | за год | |
| I | 3 | 5 |
| II | 8 | 15 |
| III | 15 | 30 |
| Категории лип, подвергающихся облучению | Значения ПДД (для категории А) и предел дозы (для категории Б) для групп критических органов | ||
| 1 | 11 | 111 | |
| А | 5 | 15 | 30 |
| Б | 0,5 | 1,5 | 3 |
ПДД облучения для лиц категории А в группе I не должна превышать ПДД, определяемую по формуле
Д 5 (N — 18), (56)
где Д— доза, бэр;N — возраст, лет.
Для защиты от внутреннего облучения необходимо исключить контакт с радиоактивными веществами в открытом виде, предотвратить попадание их внутрь организма, в воздух рабочей зоны, а также не допускать радиоактивного загрязнения рук, одежды, поверхностей помещения и оборудования. Радиоактивные вещества в открытом виде как потенциальные источники внутреннего облучения делятся по степени радиотоксичности на пять групп: А, Б, В, Г и Д.
Работы c открытыми радиоактивными веществами в зависимости от их активности на рабочем месте и относительной радиотоксичности делятся на три класса. Работы III класса можно проводить в общих химических лабораториях, а работы I и II классов — только в специально оборудованных помещениях, к которым предъявляются особые санитарные и технические требования (работы в вытяжных радиохимических шкафах, боксах и др.).
При работе с радиоактивными веществами возможно также загрязнение ими рабочих поверхностей, а в отдельных случаях — рук и тела работающих. В результате этого загрязненные поверхности и тело могут стать потенциальными источниками облучения как внешнего, так и внутреннего.
Допустимые уровни загрязненных кожных покровов, средств индивидуальной защиты, поверхностей рабочих помещений, наружных частей оборудования установлены санитарными правилами, в которых учтены опыт работы с радиоактивными веществами, степень герметизации процесса и т. д.
8.5. Защита от ионизирующих излучений
Условия безопасности при использовании радиоактивных изотопов в промышленности требуют проведения защитных мероприятий не только в отношении людей, непосредственно работающих с радиоактивными веществами, но и для находящихся в смежных помещениях, а также населения, живущего на близких расстояниях от предприятия.
Безопасность работающих с радиоактивными веществами обеспечивают путем установления ПДД облучения различными видами ионизирующих излучений, применения защиты временем, расстоянием, проведения общих мер защиты, использования средств индивидуальной защиты. Большое значение имеет применение приборов индивидуального и общего контроля для определения интенсивности радиоактивных облучений. Защита работающих с радиоактивными изотопами от ионизирующих облучений осуществляется системой организационных, технических, санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий.
Организационные меры заключаются в детальном анализе условий работы. Для проведения работ следует, по возможности, выбирать изотопы с меньшим периодом полураспада. Применение приборов большей точности также дает возможность применять изотопы с меньшей активностью. На предприятии составляются подробные инструкции, в которых указываются порядок и правила проведения работ, обеспечивающие безопасность. Специальные хранилища изотопов обеспечивают защиту от излучения. Открытые источники излучения и все облучаемые предметы должны находиться в строго ограниченной зоне, пребывание в которой персонала разрешается только в особых случаях и минимальное время. На контейнерах, оборудовании, дверях помещений и других объектах наносится предупредительный знак радиационной опасности. Предупреждение профессиональных заболеваний обеспечивается медицинским контролем за состоянием здоровья работающих.
Помещения, предназначенные для работы с радиоактивными изотопами, должны быть отдельными, изолированными от других помещений и специально оборудованными. Желательно в одном помещении проводить работу с веществами одной активности, что облегчает устройство защитных средств. Стены, потолки и двери делают гладкими, чтобы они не имели пор и трещин. Стены покрывают масляной краской на высоту 2 м, а при поступлении в воздушную среду помещения радиоактивных аэрозолей или паров как стены, так и потолки покрывают масляной краской полностью. В помещении необходимо предусматривать воздушное отопление. Обязательно устройство приточно-вытяжной вентиляции не менее чем с 5-кратным обменом воздуха. В рабочих помещениях ежедневно проводят влажную уборку для предотвращения накопления открытых радиоактивных загрязнений.
Перед началом работы с радиоактивными веществами тщательно проверяют действие вентиляции, состояние оборудования и средств индивидуальной защиты. Содержание помещений в чистоте, а оборудования в полной исправности является основным требованием при выполнении санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий.
Технические меры защиты:
применение систем автоматизированного оборудования qдистанционным управлением, когда работающий в целях защиты (при использовании веществ большой активности) должен находиться на определенном расстоянии от места выполнения работы;
применение защитных экранов, позволяющее снизить облучение на рабочем месте до любого заданного уровня;
применение вытяжных шкафов, камер и боксов, оборудованных шпаговыми манипуляторами и др.;
применение средств индивидуальной защиты.
Защиту от внешнего проникающего излучения осуществляют следующими способами: учетом фактора времени, изменением расстояния до источника радиации и экранированием. Продолжительность пребывания работника в опасной зоне не должна превышать времени, втечение которого он получает допустимую дозу. Интенсивность излучения обратно пропорциональна квадрату расстояния до его источника. Соблюдая необходимое расстояние, можно в ряде случаев избежать применения защитных экранов, которые обычно стесняют работающего.
Защитные экраны имеют разнообразную конструкцию и могут быть стационарными, передвижными, разборными, настольными. Стационарные экраны, являющиеся частью строительных конструкций, целесообразно изготовлять из бетона. Защитные экраны рассчитываются на основе законов ослабления излучений в веществе экрана.
Для защиты от альфа-излучения нет необходимости рассчитывать толщину экрана, поскольку слой воздуха в несколько сантиметров, одежда, резиновые перчатки являются достаточной защитой,
При защите от бета-излучений для экранов применяют материалы с небольшим атомным весом (алюминий, карболит, плексиглас). Толщину защитного экрана d, см, для бета-излучений рассчитывают по формуле
где l— длина пробега частиц, г/см2 (1 г/см2 характеризует слой вещества, имеющий массу 1 г при сечении 1 см2); — плотность вещества экрана, г/см3.
Гамма-излучение лучше всего поглощается (ослабляется) материалами с большим атомным номером и высокой плотностью: свинцом, вольфрамом; пригодны по своим защитным свойствам и металлы средней плотности: чугун, нержавеющая сталь, медные сплавы. Рассчитать экран для защиты от гамма-излучений можно по формулам, справочникам и номограммам (рис. 19). При использовании номограммы определяют необходимую толщину экрана d, см, по оси абсцисс; по оси ординат откладывают величину кратности ослабления радиации K, вычисляемую по формуле
где Dэ иWэ—соответственно экспозиционная доза и мощность экспозиционной дозы в данной точке при отсутствии защиты; Dэ.з и Wэ.з —то же, после устройства защиты толщиной d, см.
На практике пользуются также табличными данными для определения толщины защитного экрана.
Для защиты от нейтронного излучения применяют материалы,' содержащие водород (воду, парафин), а также бериллий, графит, бетон с соединениями бора (буру, колеманит и др.). Для комбинированной защиты от нейтронного и -излучения применяют слоевые экраны (свинец — полиэтилен, железо — вода и т. п.).
Рис. 19. Номограмма для расчета толщины защиты (экрана) от гамма-излучения радия (для бетона d умножается на 4)
При эксплуатации рентгеновских установок должна быть обеспечена надежная защита как от прямых, так и от отраженных лучей. Рабочие помещения экранируют листовым свинцом, свинцовой резиной.Вентиляция в этих помещениях должна обеспечивать 3—5-кратный обмен воздуха.
Средства индивидуальной защиты (СИЗ) предохраняют от попадания радиоактивных загрязнений на кожу и внутрь организма, защищают от альфа- и бета-излучения. От гамма- и нейтронного излучений СИЗ, как правило, не защищают. В качестве спецодежды используются хлопчатобумажные халаты, шапочки, резиновые перчатки, поливинилхлоридные комбинезоны, ботинки, очки, респираторы.
8.6. Хранение, ликвидация отходов. Дозиметрический контроль
- В лабораторных помещениях радиоактивные вещества должны находиться в количествах, не превышающих необходимых норм для суточной работы. При этом гамма-активные вещества хранятся в свинцовых контейнерах. Хранилища для них предусматриваются в виде колодцев или ниш. Извлечение препаратов из колодцев и ниш механизировано. Учет радиоактивных веществ предусматривает ежедневный контроль за их использованием. Выдачу из мест хранения на рабочие места производят ответственное лицо только о разрешения руководителя, оформленного письменно. Расход радиоактивных веществ, а также возврат их в хранилища оформляют внутренними актами. Два раза в год комиссия, назначенная руководителем предприятия (организации), проверяет наличие радиоактивных веществ по величине активности. Перевозят вещества в специальных контейнерах на специально оборудованных машинах. При этом должна быть обеспечена защита от облучения людей,
Для захоронения радиоактивных отходов организуются специальные пункты, включающие бетонные могильники для твердых и жидких отходов, место для очистки машин и контейнеров, котельную, помещение для дежурного персонала с санпропускником, дозиметрический пункт и проходную. Пункт для захоронения радиоактивных отходов следует располагать на расстоянии не ближе 20 км от города с санитарно-защитной зоной не менее 1000 м до населенных пунктов и мест постоянного пребывания скота,
Дозиметрический контроль осуществляется с целью предупреждения работающих от переоблучения, своевременного выявления и устранения источников излучения и загрязнения воздуха радиоактивными веществами. Дозиметрический контроль может быть индивидуальным и общим.
Индивидуальный дозиметрический контроль заключается в том, что с помощью приборов карманного типа (индивидуальных дозиметров) систематически измеряется доза, получаемая человеком за определенный промежуток времени (в течение дня, недели и т, д.). На основании этих измерений можно судить о лучевом воздействии, которому подвергается каждый работник в отдельности, и в соответствии с этим принимать меры по улучшению безопасности при работе в полях излучений. В зависимости от метода регистрации излучений, на кагором основан дозиметр, принято индивидуальный контроль доз подразделять на индивидуальный дозиметрический контроль ((ИДК) и индивидуальный фотометрический контроль (ИФК).
Индивидуальный контроль доз рентгеновского и гамма-излучений проводится с помощью приборов, напоминающих по форме авторучки. Прибор состоит из конденсаторной камеры, которую заряжают до потенциала U1. В процессе работы камера, находящаяся в нагрудном
кармане костюма работающего, облучается гамма-излучением и вследствие ионизации воздуха в ней разряжается до потенциала U2. В конце рабочего дня спомощью специального устройства по разности U == U1 — U2(по градуированному графику) можно определить дозу, полученную камерой. Показывающие дозиметры — это камеры, внутри которых для измерений оставшегося заряда, вмонтированы небольшие электрометры. Отклонение нити электрометра пропорционально накопившемуся на ней заряду (дозе). Шкала электрометра проградуирована в миллирентгенах.
Индивидуальный фотометрический контроль (ИФК) основан на способности ионизирующих излучений (так, же, как и видимого света) создавать скрытое изображение в фотоэмульсии. Фотопленки применяются для измерения доз рентгеновского и гамма-излучений.
Общий дозиметрический контроль заключается в периодической проверке надежности защитных ограждений и контроля загрязнений радиоактивными веществами кожных покровов тела работающих, одежды, обуви, оборудования, пола или стен, воздуха и т. п. Осуществляется этот контроль дозиметрическими приборами стационарного и переносного типов.
Учебно-поисковая задача
Перспективные пути защиты от радиации.
К 2000г. около 50% электроэнергии на нашей планете будут получать за счет ядерной энергии. В то же время продолжают накапливаться радиоактивные отходы, требующие • надежного захоронения. Ядерные взрывы и промышленные радиоактивные источники вводят в окружающую среду стронций и другие радионуклиды. Пока доза радиации, получаемая населением от искусственно созданных человеком радиоактивных источников, остается ниже уровня естественного радиационного фона, складывающегося из ионизирующего излучения космических лучей, гамма-излучения Земли и газообразного радиоактивного элемента радона (они облучают человека снаружи). Изнутри это естественное излучение дополняется за счет таких радиоактивных изотопов, как калий-40, углерод-14 и др.
Искусственный радиационный фон, связанный с деятельностью человека, возрастает. Исследования показывают» что под действием; радиации гены способны изменяться (мутировать), Факторы физической, химической и биологической природы, вызывающие генные изменения (мутации), называют мутагенными, или просто мутагенами. В клетке мутагеньг могут вызывать грубые повреждения хромосом (тяжелые заболевания, не поддающиеся лечению). Даже небольшие дозы облучения могут вызывать (индуцировать) мутации у человека. Так, доза в 10 рентгенов может удваивать частоту мутаций у человека. Вот почему проблема развития атомной энергетики привлекает пристальное внимание специалистов-биологов и медиков.
В наши дни население и животный мир на некоторых территориях живут на фоне удвоенной дозы радиации.
В качестве коренных мер по защите от радиации можно назвать генетический мониторинг (длительные целенаправленные наблюдения за влиянием мутагенов среды), создание специальных лабораторий н др.
Необходимо дальнейшее развитие научно-организационных мероприятий и исследований по обеспечению радиационной безопасности.
Пример 6. Рассчитать безопасное расстояние R, м, на котором радиоактивное облучение соответствует предельно допустимому, если гамма-эквивалент изотопа М =я 200 мг-экв радия, время облучения t = 12 с.
Решение 1. Определяем из таблицы предельно допустимую дозу (ПДД)
ДПДД=0,1 Р/нед
2. Определяем безопасное расстояние из выражения
откуда 