Реферат: Радіаційна безпека

Вступ.

Напевно, ні для кого не секрет, що вступ в 21 століття немислимо без такого джерела енергії, яким є атомне ядро. Для людства ті величезні запаси енергії, які укладені всередині ядер є практично невичерпними. Якщо в умовах сучасного зростання населення Землі не буде зроблений якнайшвидший перехід на ядерне джерело енергії, то, врешті-решт, настане той день, коли в топках і печах догорить остання крапля, жменя природного палива, і з цього фатального дня історія людства почне стрімко просуватися до свого логічного завершення (а може бути все почнеться спочатку, як в первісні часи і ...?).

Для того щоб оцінити всі "плюси" і "мінуси", яких ймовірно стільки ж скільки і "плюсів", але виникають в абсолютно інших умовах, необхідно подивитися на справжній стан справ в галузі використання атомної енергії.

Атомна енергія широко застосовується в багатьох галузях промисловості. Контроль якості виробів, що проводиться без їх руйнування, може бути успішно здійснений при використанні даного виду енергії. Отримання нових полімерів, визначення структури і дефектів сплавів, дослідження мастильних матеріалів в труться частинах машин, холодна стерилізація перев'язувальних матеріалів і лікарських засобів, аналіз рідких і газових середовищ здійснюється з найбільшим успіхом за безпосередньої участі ядерної енергії.

Атомна енергія може бути перероблена в інші види, наприклад, в електричну (АЕС), енергію руху криголамів або підводних човнів. Завдяки наявності ядерного реактора на борту криголама є можливість цілорічного плавання і, отже, навігації в північних широтах без частих дозаправок природним паливом [1].

Медицина також широко і успішно використовує досягнення в галузі атомної енергетики в лікуванні різних хвороб таких, як злоякісні новоутворення і непухлинні захворювання. При лікуванні раку енергія, що виникає при розпаді радіонуклідів, що використовуються в медицині, вражає генетичний апарат трансформованих клітин, тим самим зупиняє їх зростання [2].

При дослідженні механізмів реакцій в органічної та неорганічної хімії використовується метод мічених атомів. Цей метод зіграв важливу роль у виявленні нових закономірностей у фізиці, медицині, металургії, біології [1]. Можливість визначення генетичного коду виникла після появи радіоавтографіческого аналізу.

Огляд тільки позитивних аспектів використання атомної енергії малює дуже райдужну картину, але для оцінки реальної ситуації, що склалася в даний момент не можна випускати з уваги ті негативні моменти, які можуть виникнути при певних умовах і привести до не завжди передбачуваним наслідків.

Найбільш жахливе і смертельно небезпечне застосування енергії ядер для всього людства є розв'язування атомної війни. Досить згадати, що коли ядерний смерч розбушувалася матерії знищив одномоментно 300 тис. Людських життів, за даними преси, при бомбардуванні Хіросіми і Нагасакі в 1945 році, то стає зрозумілим побоювання світової громадськості перед обличчям цієї грізної сили. Очевидно, що чим більше енергія використовується на благо, тим більше її може бути використано на зло.

Кількість нещасних випадків, пов'язаних з атомною енергетикою, на АЕС, значно менше, ніж в інших областях людської діяльності [3]. Тим не менше, кілька років тому сталася аварія в Чорнобилі змушує переглянути наше ставлення до організації безпеки роботи АЕС і захисту від неконтрольованого розвитку ядерної реакції. Необхідне подальше зниження ймовірності виникнення аварійних ситуацій, хоча ймовірно, повністю уникнути їх ніколи не вдасться. Все ж кількість жертв на ЧАЕС вдалося значно знизити, завдяки самовідданій праці рятувальників, які під час не шкодуючи свого життя йшли на ризик, заради того, щоб забезпечити нормальне життя населенню, яке проживало поблизу з місцем трагедії.

Стрімкий розвиток техніки і технології, як видно, зупинити не можна, незважаючи на похмурі віхи історії прогресу, такі як аварія на хімічному заводі в Бхопалі, яка забрала 2.5 тис. Чоловік, вибух ємностей зі зрідженим газом під Мехіко (400 чол. Загинуло і понад 4000 отримали поранення), аварія літальних апаратів "Челленджер", "Титан", "Дельта". Все вище сказане підводить до того, що впровадження атомної енергетики є неминучим процесом в рамках цієї історичного розвитку суспільства. Заміна органічного палива ядерним вирішить ще одну глобальну екологічну проблему, пов'язану з наростаючим забрудненням навколишнього середовища, зменшенням частки кисню в повітрі і парниковим ефектом, що виникла при використанні в якості палива нафти, мазуту, вугілля [3].

Для того щоб впровадження атомної енергетики і використання радіоактивності в народному господарстві не принесло більшої шкоди, ніж той, який наноситься природі зараз існує спеціальна дисципліна, іменується радіаційної безпекою, розгляд визначення, цілей і завдань, а так само фізичних основ якої буде здійснено в наступному розділі.

Фізичні основи радіаційної безпеки.

Цілі і завдання.

Радіаційна безпека - нова науково практична дисципліна, що виникла з моменту створення атомної промисловості, вирішальна комплекс теоретичних і практичних завдань, пов'язаних зі зменшенням можливості виникнення аварійних ситуацій і нещасних випадків на радіаційно-небезпечних об'єктах. Нижче освячується весь комплекс завдань, що стоять перед радіаційною безпекою.

Першим завданням радіаційної безпеки є розробка критеріїв:

а) для оцінки іонізуючого випромінювання як шкідливого чинника впливу на окремих людей, популяцію в цілому і об'єкти навколишнього середовища;

б) способів оцінки і прогнозування радіаційної обстановки, а також шляхів приведення її у відповідність з виробленими критеріями безпеки на основі створення комплексу технічних, медико-санітарних і адміністративно-організаційних заходів, спрямованих на забезпечення безпеки в умовах застосування атомної енергії в сфері людської діяльності.

Для розробки критеріїв використовуються багаторічні спостереження за людьми, які працюють на об'єктах з рівнем радіації, що перевищує фон, а також експерименти з тваринами, штучно що піддаються опроміненню. Розгортання радіаційної обстановки при аварійних ситуацій прогнозується на основі математичних розрахунків і даних, отриманих при вивченні трапилися аварій за весь період розвитку атомної промисловості та енергетики [3].

На даний момент існує розроблена система допустимих меж впливу іонізуючого випромінювання на людський організм, оформлена у вигляді законодавчих документів Норм Радіаційної Безпеки (НРБ) [4].

Другою важливою задачею радіаційної безпеки є розробка систем радіаційного контролю. Різні умови експлуатації радіаційних установок, набір використовуваних радіоактивних речовин, економія матеріальних засобів диктують необхідність усвідомленого вибору засобів і частоти вимірювання рівня радіації, концентрації радіоактивних речовин. Так, при експлуатацііg-дефектоскопів достатньо обмежитися контролем рівня g- випромінювання, а на радіохімічних підприємствах поряд із зазначеним контролем необхідно проводити вимірювання концентрації радіоактивних газів в повітрі і рівень забруднення робочих приміщень з метою не допустити пере опромінення співробітників.

Радіаційна безпека, крім перерахованих вище завдань, вирішує ще дві функціональні завдання:

1) Зниження рівня опромінення персоналу і населення нижче (в крайньому випадку, до) регламентується межі на основі наступних заходів: технічних (створення захисних огороджень, автоматизація технологічного процесу, очищення викидів від радіоактивних речовин), медико-санітарних (забезпечення персоналу засобами індивідуального захисту- ЗІЗ, постачання місцевих штабів ГО засобами захисту населення), організаційних (створення спеціального графіка роботи в умовах пере опромінення).

2) Створення ефективних систем радіаційного контролю, що дозволяють оперативно реєструвати зміни в радіаційну обстановку.

Нарешті необхідно відзначити, що надійність систем радіаційної безпеки набагато вище, ніж систем захисту інших галузей промисловості. Це пояснюється тим, що вперше використана ядерна енергетика призвела до серйозних руйнувань і жертв і тим самим викликала щодо упереджене ставлення до неї, що пішло на користь радіаційної безпеки [3].

Тепер доцільно перейти до питань впливу іонізуючого випромінювання на речовину, видам опромінення організму, а також розрахунку доз, одержуваних організмом.

Іонізуюче випромінювання.

Випромінювання, взаємодія якого із середовищем викликає утворення електричних зарядів називається іонізуючим [3]. Іонізуюче випромінювання являє собою потік часток, що володіють дискретним або безперервним спектром енергії. Дані частинки можуть мати (a- частинки і електрони) або не мати (g- кванти, нейтрони) електричного заряду.

При проходженні через речовину заряджених частинок відбувається передача ними своєї енергії, витрати на збудження і іонізацію атомів і молекул. Для кількісного визначення переданої речовині енергії вводять поняття лінійної передачі енергії S:

S = dE / dl,

де dE-енергія, що втрачається зарядженою часткою в середовищі при проходженні елемента шляху dl.

Заряджені частинки проходять різну відстань в речовині в залежності від їх енергії і властивостей мішені. Для кількісного визначення цієї відстані вводять поняття довжини вільного пробігу частинки. Можна показати, що довжина вільного пробігу обернено пропорційна відношенню Z / A, де Z-атомний номер атомів мішені, а А-их масове число. У м'якій биоткани пробіг a- частинок становить кілька десятків мікрон, а електронів 0.02ч1.9 см [3].

g-кванти при проходженні через речовина здатні взаємодіяти з ним трьома шляхами:

а) фотоефект, при якому g-квант вибиває з електронної оболонки атома електрон і передає йому свою енергію;

б) комптонівське розсіювання, при якому g-квант вибиває з електронної оболонки атома електрон і передає йому частину своєї енергії;

в) для g-квантів з енергіями перевищують 1.02 МеВ можливе утворення електрон-позитронного пар при проходженні квантів в полі атомного ядра [6].

Нейтрони, проходячи через речовину викликають ядерні реакції так, що в кінцевому підсумку утворюються заряджені частинки.

Загалом можна стверджувати, що всі види перерахованих видів випромінювання є іонізуючими. Далі необхідно розглянути яким чином іонізуюче випромінювання може впливати на організм.

Опромінення організму.

Опромінення організму можна поділити на зовнішнє і внутрішнє. Зовнішнє опромінення виникає в результаті попадання потоку частинок в організм ззовні. Таке опромінення можуть створювати технологічні установки, що містять радіоактивні ізотопи або прискорювачі часток. Вплив джерела зовнішнього опромінення на організм залежить від тієї енергії, яку несуть частинки, величини їх вільного пробігу, відстані від джерела і його активності, а також часу опромінення. Найбільшу небезпеку становлять джерела нейтронного і g-випромінювання, так як нейтрони і g-кванти мають найбільшу проникаючу здатність.

Внутрішнє опромінення викликається що потрапили в організм радіоактивними речовинами. Найбільшу небезпеку становлять собою a- радіоактивні джерела, оскільки вся енергія випромінювання поглинається в безпосередній близькості від місцезнаходження джерела, приносячи найбільшої шкоди [6].

Дозиметрія.

Поглинена і експозиційна доза.

Для визначення міри тієї частини енергії, яка поглинута речовиною при опроміненні іонізуючим випромінюванням використовують поняття поглинутої дози:

Dп = dEп / dm,

де dEп-енергія, що поглинається елементом речовини масою dm. Одиниця дози - Гр (грей) дорівнює 1 Дж / кг. Поглинену дозу найчастіше виражають, використовуючи позасистемна одиницю "радий":

1рад = 0.01 Дж / кг

Потужність дози Рп висловлює дозу, отриману в одиницю часу:

Рп = Dп / t,

де t-час опромінення. Цю величину вимірюють у рад / с або рад / год:

1рад / с = 0.01 Вт / кг.

Для вимірювання поглинутої дози g-випромінювання використовують безпосередньо вимірюється величину експозиційної дози d е, яка виражає ту частину енергії потоку g-квантів, яка пішла на освіту фотоелектронів, комптонівське електронів і електрон-позитронного пар. Одиниця виміру в системі СІ-Кл / кг. Найчастіше вимірюють експозиційну дозу в рентгенах:

1Р = 2.58. 10-4 Кл / кг.

Потужність експозиційної дози зазвичай вимірюють в мкР / год.

Можна показати, що, приблизно, поглинена біологічної тканиною доза g-випромінювання чисельно дорівнює експозиційної дози в повітрі [6]. Для цього необхідно дотримання в системі "електронного рівноваги" - умови, при якому всі електрони, що утворюються в результаті взаємодії g-випромінювання з середовищем, повністю в ній поглинаються, що, цілком ймовірно, і відбувається в дійсності.

Біологічний еквівалент рада.

Різні види іонізуючого випромінювання по-різному впливають на біологічну тканину. Для введення кількісної характеристики біологічної дії на організм вводять так званий "коефіцієнт якості випромінювання", який залежить від величини лінійної передачі енергії. Ця залежність наведена в таблиці 1.

Таблиця 1

S, кеВ / мкм води. 3.5 і менш як 7 23 53 175 кк 1 2 5 10 20

Біологічний еквівалент рада - доза будь-якого випромінювання, що володіє тим же біологічним дією, що доза в 1 рад g-випромінювання. Коефіцієнти якості наведені в таблиці 2.

Таблиця 2.

Види випромінювання. КК g-випромінювання 1 b-випромінювання 1 a-випромінювання 10

Еквівалентна доза випромінювання складного складу визначається за формулою:

де Dекв - еквівалентна поглинена доза, бер;

Dп, i і KKi поглинені дози в радах і коефіцієнти якості відповідних компонент випромінювання.

Розрахунок доз, що створюються джерелами

b-, g-випромінювання.

На практиці дуже часто буває оцінити дозу випромінювання, яку отримує людина при роботі з радіонуклідом і відомим його енергетичним спектром, відомої активності а, на відомій відстані від нього r, відоме час t.

Розрахунок доз, що створюються джерелами g-випромінювання.

Припустимо, що джерело володіє енергетичним спектром з N лініями, енергія i-ї лінії Еi, вихід g-квантів на розпад в i-ой лінії спектра Рi, масовий коефіцієнт істинного поглинання g-випромінювання i-ой лінії спектра mei, тоді в системі СІ отримаємо значення дози в Зв (зіверт) з наступного виразу [6]:

Однак існує більш зручна формула, що отримується з вищевказаної. Для цього спочатку розраховують експозиційну дозу в рентгенах (Р) за наведеною нижче формулою:

,

де Q-активність джерела в мки,

Кg - іонізаційна постійна Р. см2 / (ч. МКи),

r-відстань до джерела в см,

t-час опромінення в ч.

Далі відомо, що для біологічної тканини, приблизно, експозиційна доза в рентгенах чисельно дорівнює поглиненої дози в бер.

Значення Кg табульованих, але його можна обчислити за формулою:

де енергія виражена в МеВ, виходи g-квантів в частках одиниці, а масові коефіцієнти істинного поглинання в см2 / г.

Розрахунок доз, що створюються джерелами b- випромінювання.

Припустимо, що є джерело b- випромінювання з відомими для нього Еmax, i і Rmax, i тоді можна розрахувати дозу, створювану джерелом, використовуючи наступне вираз [6]:

де а-активність,

t-час,

m'i -Лінійний коефіцієнт ослаблення b- випромінювання в повітрі.

Для вираження дози в радах необхідно скористатися наступною формулою [6]:

,

де Q-активність джерела в мки,

r-відстань до джерела в см,

t-час опромінення в ч,

Еmax, i-максимальна енергія джерела, МеВ,

Rmax, i-максимальний пробіг в г / см2.

Гранично допустимі дози опромінення.

Наведені нижче значення граничних доз опромінення, згідно НРБ- [4] визначаються, як що не завдають шкоди здоров'ю, при спостереженні сучасними методами за опромінюють, при рівномірному накопиченні протягом 50-и років (див таб.3).

Таблиця 3 [6].

Група органів 1 2 3 4 доза на рік, бер / рік 5 15 30 75

У групи входять різні органи і тканини. Розбиття на групи наведено в таблиці 4:

Таблиця 4.

Група. Органи і тканини. 1 Все тіло, кістковий мозок. 2 Легкі, шлунково-кишковий тракт. 3 Кісткова тканина, щитовидна залоза. 4 Кисті рук.

У світлі представлених даних необхідно проведення постійного порівняння доз, одержуваних працівниками в сфері атомної енергетики, з граничними з метою захисту їх від поразки радіацією.

Розрахунок захисних екранів від g-випромінювання.

Припустимо, що є джерело g-випромінювання складного складу, що створює дозу D0, i для кожної компоненти й повну дозу D0 без захисного екрану, і відома гранична доза опромінення Dпр, за даними НРБ, то спочатку розраховують так звану кратність ослаблення ki для i-ой компоненти [6]:

а потім по таблиці знаходять необхідну товщину захисту для наявного в наявність матеріалу, вибирають максимальну і до неї додають товщину шару при k = 2 для даних компонентів. Таким чином, можна обчислити товщину екрану для захисту від g-випромінювання з ряду доступних матеріалів (свинець, чавун, бетон).

Біологічний вплив радіації.

Іонізуюче випромінювання в основному носить шкоду тим, що під його впливом відбувається руйнування генетичного апарату клітин, що призводить або до їх загибелі, або, що гірше для організму в цілому, до трансформації з втраченої диференціюванням. Такі клітини можуть утворити злоякісну пухлину, що проростають в органи і порушують їх роботу. При отриманні певної дози опромінення виникає так звана променева хвороба [2], яка характеризується ураженням кровотворної системи, ураженням слизової оболонки тонкої кишки, нервової системи.

Ступеня тяжкості променевої хвороби залежать від отриманої організмом дози. Існує гостра і хронічна форми променевої хвороби.

Гостра променева хвороба.

Гостра променева хвороба розвивається при короткочасному опроміненні всього організму, при отриманні ним дози від 1 до 100 і більше Гр, а 1-3 дні. Летальним результатом, як правило, закінчуються випадки, в яких організм отримав більше 10 Гр за 1-3 дні. При отриманні дози до 10 Гр розвивається гостра променева хвороба 4-х ступенів тяжкості.

Гостра променева хвороба легкого ступеня тяжкості розвивається при дії випромінювання в дозі 1-2.5 Гр. Первинна реакція (перші 2-3 дні) - запаморочення, нудота. Латентний період (близько 1 місяця) - поступове зниження первинних ознак. Відновлення повне.

Гостра променева хвороба середнього ступеня тяжкості розвивається при дії випромінювання в дозі 2.5-4 Гр. Первинна реакція (перші 1-2 години) - запаморочення, нудота, блювота. Латентний період (близько 25 днів) наявність зміни слизових оболонок, інфекційних ускладнень, можливий летальний результат.

Гостра променева хвороба важкого ступеня розвивається при дії випромінювання в дозі 4-10 Гр. Первинна реакція (перші 30-60 хвилин) - головний біль, повторна блювота, підвищення температури тіла. Латентний період (близько 15 днів) - інфекційні ураження, ураження слизових оболонок, лихоманка. Частота летальних випадків вище, ніж при середньому ступені тяжкості.

Гостра променева хвороба вкрай важкого ступеня розвивається при дії випромінювання в дозі більше 10 Гр. Летальний результат майже неминучий.

Лікування гострої променевої хвороби полягає у введенні в організм антибіотиків, з метою запобігти інфекційні ускладнення, введення в організм донорських тромбоцитів, пересадки кісткового мозку.

Хронічна променева хвороба виникає при щоденному отриманні дози в 0.005 Гр. Спостерігається розвиток різних захворювань, пов'язаних з дисфункцією залоз внутрішньої секреції, порушення артеріального тиску. Профілактика хронічної променевої хвороби полягає в неухильному дотриманні прийнятих норм радіаційної безпеки.

Висновок.

Незважаючи на ту небезпеку, яку представляє атомна енергетика, вона є тією екологічно чистої індустрією, на яку покладає свої надії все передове людство. Маяки на трасі Північного морського шляху і кардіостимулятори серця, АЕС і криголами, системи пожежної охорони і g-дефектоскопи ... ось, лише далеко не повний список благ, де атомна енергетика успішно себе проявила. А скільки ще чекає попереду атомну енергетику важко уявити.

список літератури

1. У.Я.Маргуліс. Атомна енергія і радіаційна безпека. М., Вища школа, 1988р.

2. Коротка медична енциклопедія. У 2-хтомах / Под ред. академіка РАМН В. І. Покровського. М .: НПО "Медична енциклопедія", "Крон-Пресс" 1994.-Т.I.

3. Б.Льюін. Гени: Пер. з англ.-М .: Світ, 1987.

4. Норми радіаційної безпеки (НРБ-76.87) і Основи санітарних правил (ОСП-72/87). М., Вища школа, 1988р.

5. Радіоактивні індикатори в хімії. Основи методу: Навчальний посібник для ун-тов / Лук'янов В.Б., Бердоносов С.С., Богатирьов І.О. та ін .; Під ред. Лук'янова В.Б.-3-е изд.-М .: Вища. шк., 1985.

6. Радіоактивні індикатори в хімії. Проведення експерименту і обробка результатів. Навчальний посібник для вузів. / Лук'янов В.Б., Бердоносов С.С., Богатирьов І.О. та ін .; М .: Вища. шк., 1977.