Тема: Обнаружение и измерение ионизирующих излучений. Экспрессные методы определения радиоактивности пищевых продуктов, воды и других объектов окружающей среды Министерство образования Российской Федерации

Основные методы измерения радиоактивности

Фотоэффект Комптон-эффект Образование пар

2. При комптоновском рассеянии гамма-квант передает часть своей энергии одному из внешних электронов атома. Этот электрон отдачи, приобретая значительную кинетическую энергию, затрачивает её на ионизацию вещества (это уже вторичная ионизация, т.к. g-квант, выбив электрон уже произвёл первичную ионизацию).

g-квант после соударения теряет значительную часть энергии и изменяет своё направление движения, ᴛ.ᴇ. рассеивается.

Эффект Комптона наблюдается в широком интервале энергий гамма-квантов (0,02-20 Мэв).

3. Обраазование пар. Гамма-кванты, проходящие вблизи ядра атома и имеющие энергию не менее 1,02 МэВ, под действием поля атомного ядра превращаются в две частицы алектрон и позитрон. Часть энергии гамма-кванта превращается в эквивалентную массу двух частиц (по соотношению Эйнштейна Е=2me*C²= 1,02 Мэв ). Оставшаяся энергия гамма-кванта передается возникшим электрону и позитрону в виде кинетической энергии. Образовавшийся электрон ионизирует атомы и молекулы, а позитрон аннигилирует с каким-либо из электронов среды, образуя два новых гамма-кванта͵ обладающих энергией по 0,51 МэВ. Вторичные гамма-кванты расходуют свою энергию на комптон-эффект, а затем на фотоэффект. Чем выше энергия гамма-квантов и плотность вещества, тем вероятнее процесс образования пар. По этой причине для защиты от гамма-лучей используют тяжелые металлы, к примеру, свинец.

Рентгеновские лучи взаимодействуют с веществом аналогично за счет этих же трёх эффектов.

Характеристическое и тормозное рентгеновское излучение. Отличия и сходства рентгеновского и гамма-излучения. Закон ослабления гамма-излучения.

Характеристическое тормозное излучение возникает в результате возбуждения атома, когда электроны перешедшие на внешнюю орбиту возвращаются на орбиту ближайшую к ядру и отдают при этом избыток энергии в виде характеристического рентгеновского излучения (частота его характерна для каждого химического элемента) . В рентгеновских аппаратах используется характеристическое рентгеновское излучение. При взаимодействии бета-частиц (электронов) с веществом кроме ионизации атомов этого вещества, бета-частицы (электроны) ,взаимодействуя с положительным зарядом ядер, искривляют свою траекторию (тормозятся) и при этом теряют свою энергию в виде тормозного рентгеновского излучения.

Гамма-лучи испускаются из ядер р/а изотопов при их распаде, а рентгеновские лучи возникают при переходах электронов в пределах электронных оболочек атома, Частота гамма-лучей выше частоты рентгеновских лучей, а проникающая способность в веществе и эффекты взаимодействия примерно одинаковы.

Чем толще слой поглотителя, тем больше будет ослаблен проходящий через него поток гамма-лучей.

Для каждого материала экспериментально установлен слой половинного ослабления D1/2 (это толщина любого материала вдвое, ослабляющего гамма-излучение.)

Он равен для воздуха -190м, дерева-25см, биологическая ткань-23см, грунт -14см, бетон -10см, сталь-3см, свинец-2см. (D1/2 » r /23)

Рассуждая аналогично, как и при выводе закона р/а распада, получим:

D/D1/2 -D/D1/2 - 0,693D/D1/2

I = Iо / 2 илиI = Iо * 2 (другой вид записи I = Iоe)

где: I - интенсивность гамма-лучей после прохождения слоя поглотителя толщиной D ;

Iо - начальная интенсивность гамма-лучей.

10. Задачи дозиметрии и радиометрии. Внешнее и внутреннее облучение организма. Соотношение между активностью и дозой, создаваемой их гамма-излучением. Методы защиты от локальных источников излучений .

Дозиметрия - это количественное и качественное определение величин, характеризующих действия ионизирующего излучения на вещество с использованием различных физических методов и применением специальной аппаратуры.

Радиометрия - разрабатывает теорию и практику измерения радио -активности и идентификацию радиоизотопов.

Биологическое действие рентгеновского и ядерных излучений на организм обусловлено ионизацией и возбуждением атомов и молекул биолог-ской среды.

A ¾¾¾® Б.объект

b ¾¾¾® Ионизация

G ¾¾¾® пропорциоеально ¾¾¾®g

n ¾¾¾® поглощённой энергии ¾¾¾® n

r ¾¾¾® излучения ¾¾¾® r (рентгеновское излучение)

Доза излучения - это величина энергии ионизирующего излучения, поглощённая в единице объема (массы) облучаемого вещества.

Облучение от внешних р/а источников называют внешним облучением. Облучение от РВ, попавших в организм с воздухом, водой, пищей создаёт внутреннее облучение.

Используя значение Кg (величина гамма-постояннай приведена в справочниках для всех р/а изотопов) можно определить мощность дозы точечного источника любого изотопа.

Р = Кg · А / R² ,где

Р - мощность экспозиционной дозы, Р/ч

Кg - ионизационная постоянная изотопа, Р/ч· см² / мКu

А - активность, мКu

R - расстояние, см.

От локальных источников р/а излучений можно защититься экранированием, увеличением расстояния до источника и уменьшением времени его воздействия на организм.

11. Доза и мощности дозы. Единицы измерения экспозиционной, поглощённой, эквивалентной, эффективной дозы.

Доза излучения - это величина энергии ионизирующего излучения, поглощённая в единице объема (массы) облучаемого вещества. В литературе, документах МКРЗ (международная комиссия по радиационной защите), НКРЗ (национальный комитет России) и НКДАР (научный комитет по действию атомной радиации при ООН) различают понятия:

- Экспозиционная доза (ионизирующая способность рентгеновских и гамма лучей в воздухе) в рентгенах; Рентген (Р) - экспозиционная доза рентгеновского или g-излучения (ᴛ.ᴇ. фотонного излучения), создающая в 1 см³ воздуха два миллиарда пар ионов. (В рентгенах измеряют экспозицию источника, поле излучения,как говорят радиологи падающее излучение).

- Поглощенная доза - энергия ионизирующего излучения, поглощенная тканями организма в пересчете на единицу массы в Радах и Греях;

Рад (радиацион абсорбет доза - англ.) - поглощенная доза любого вида ионизирующего облучения, при которой в 1 г массы вещества поглощается энергия равная 100 эрᴦ. (В 1 г разной по составу биологической ткани поглощается разное количество энергии.)

Доза в радах = дозе в рентгенах, умноженной на к-т, отражающий энергию излучения и род поглощающей ткани. Для воздуха: 1рад = 0,88 рентг;

для воды и мягких тканей 1рад=0,93Р (в практике принимают 1рад=1Р)

для костных тканей 1рад = (2-5)Р

В системе Си принята единица Грей (в 1 кг массы поглощается 1 Дж энергии излучения). 1Гр=100 рад (100Р)

- Эквивалентная доза - поглощенная доза, умноженная на коэффициент, отражающий способность данного вида излучения повреждать ткани организма в Бэрах и Зивертах. БЭР (биологический эквивалент рентгена)- это доза любого ядерного излучения, при которой в биологической среде создается такой же биологический эффект, как при дозе рентгеновского или гамма-излучения в 1 рентген. Д в бэрах = Д в рентᴦ.*ОБЭ . ОБЭ - коэффициент относительной биологической эффективности или коэффициент качества (КК)

Для b, g и рентᴦ. излучения ОБЭ (КК) = 1; для a и протонов = 10;

медленные нейтроны = 3-5; быстрые нейтроны = 10.

Зиверт(Зв) - это эквивалентная доза любого вида излучения, поглощённая в 1кг биологической ткани, создающая такой же биологический эффект, как и поглощённая доза в 1Гр фотонного излучения. 1Зв = 100 бэр (и = 100Р)

- Эффективная эквивалентная доза - эквивалентная доза, умноженная на коэффициент, учитывающий разную чувствительность различных тканей к облучению, в Зивертах.

Коэффициенты радиационного риска для разных тканей (органов) человека, рекомендованные МКРЗ: (к примеру 0,12 - красный костный мозг, 0,15 - молочная железа 0,25 - семенники или яичники;) Коэффициент показывает долю приходящуюся на отдельный орган при равномерном облучении всего тела

В биологическом плане важно знать не просто дозу излучения, полученную каким-либо объектом, а дозу, полученную в единицу времени.

Мощность дозы - это доза излучения, отнесенная к единице времени.

Д = Р / t К примеру, Р/час, мР/час, мкР/чаc, мкЗв/ч, мБэр/мин, Гр/с и т. д.

О мощности поглощенной дозы говорят как о приращении дозы в единицу времени.

12 Характеристика a-,d-частиц и g-излучения.

Свойства разных видов ионизирующих излучений рассмотрим в виде таблицы.

Вид излучений	Что представляет	Заряд	Масса	Энергия МэВ	Скорость	Ионизация в воздухе на 1 см пути	Величина пробега …в: Воздухе Биологич. Металле Ткани
a	Поток ядер гелия	Два эл. Положит.заряда ÅÅ	4 аем	2 – 11	10-20 тысяч км/час	100-150 тысяч пар ионов	2 – 10 см	Доли мм (~0,1мм)	Сотые доли Мм
b	Поток Электронов	Элементарный отр. Заряд(-)	0,000548 аем	0 – 12	0,3-0,99 скорости света (С)	50-100 пар ионов	До 25 метров	До 1 см	Несколько мм.
g	Эл-мгн. Излуч. l<10 -11 м (в.свет 10 -7 м)	Не имеет	g-квант имеет массу покоя =0	От кэВ до нескольких МэВ	С 300000 км/сек	Слабая	100-150 метров	метры	Десятки см.

13. Характеристика р/а загрязнения при аварии на АЭС.

Йод-131 Стронций - 90 (Sr-90) - Т 1/2 -28 лет и Цезий - 137

Зонирование после аварии (по загрязнению почвы Сs-137 и годовой дозе) :

Зона отчуждения (отселения) - более 40 Ки/км².(доза более 50 мЗв/год);

Зона отселения (добровольного) – от 15 до 40 Ки/км². (доза 20 - 50 мЗв/год);

Зона ограниченного проживания (с временным отселением беременных женщин и детей) 5 - 15 Ки/км². (доза от 5 до 20 мЗв/год);

Зона радиационного контроля (зона проживания с льготным социально-экономическим статусом) 1-5 Ки/ км² (доза от 1 до 5 мЗв/год).

В РФ от аварии на ЧАЭС частичное радиоактивное загрязнение (более 1 Ки/км 2) получили 15 областей (Брянская, Курская, Калужская, Тульская, Орловская, Рязанская и др.- от 1 до 43% территории).

По законодательству РФ население, проживающее на землях с заражением (по цезию) более 1 Ки/км² вправе на минимальные льготы

14. Детекторы ионизирующих излучений. Классификация. Принцип и схема работы ионизационной камеры.

ионизационные камеры;

- пропорциональные счетчики;

Принципиальная схема работы ионизационного детектора.

Эта камера заполненная воздухом или инертным газом, в которой расположены два электрода (катод и анод), создающие электрическое поле.

Сухой воздух или газ являются хорошими изоляторами и не проводят электрический ток. Но заряженные частицы альфа и бета͵ попав в камеру, производят ионизацию газовой среды, а гамма-кванты сначала образуют в стенках камеры быстрые электроны (фотоэлектроны, комптон-электроны, электронно-позитронные пары), которые также ионизируют газовую среду. Образовавшиеся положительные ионы движутся к катоду, отрицательные к аноду. В цепи возникает ионизационный ток, пропорциональный количеству излучения.

Ионизационный ток при одной и той же величине ионизирующего излучения сложным образом зависит от напряжения приложенного к электродам камеры. Эта зависимость принято называть вольтамперной характеристикой ионизационного детектора.

Ионизационная камера применяется для измерения всех типов ядерных излучений. Конструктивно оформляются плоскими, цилиндрическими, сферическими, напёрстковыми с объемом от долей см³ до 5 литров. Заполнены обычно воздухом. Материал камеры - плексиглас, бакелит, полистирол, может быть алюминий. Широко используются в индивидуальных дозиметрах (ДК-0,2; КИД-1, КИД-2, ДП-22В, ДП-24 и др.).

15. Характеристика р/а загрязнения при ядерном взрыве.

При цепной реакции деления, U-235 и Pu-239 в атомной бомбе образуется около 200 радиоактивных изотопов примерно 35 химических элементов При ядерном взрыве цепная реакция деления проходит мгновенно во всей массе делящегося вещества, и образовавшиеся р/а изотопы выбрасываются в атмосферу, а затем выпадают на местности в виде протяжённого радиоактивного следа.

Вся область радиоактивного заражения местности по степени заражения делится на 4 зоны, границы которых характеризуются дозами радиации за время полного распада – Д ∞ в Рентгенах и уровнями радиации на 1 час после взрыва Р 1 в Р/ч.

Рис. 2.1. Зоны радиоактивного заражения при ядерном взрыве

Названия зон (в скобках величины Р 1 (Р/ч), Д ∞ (Р)): А – умеренного заражения (8 Р/ч, 40 Р), Б – сильного (80 Р/ч, 400 Р), В – опасного (240 Р/ч, 1200 Р), Г - чрезвычайно опасного заражения (800 Р/ч, 4000 Р).

В справочниках приведены размеры зон в зависимости от мощности взрыва и скорости ветра в верхних слоях атмосферы - указана длина и ширина каждой зоны в км. Вообще, местность считается зараженной, если уровень радиации составляет 0,5 Р/ч - в военное время и 0,1мР/ч в мирное время (естественный радиационный фон в Ярославле - 0,01 мР/ч ,)

Вследствие распада РВ постоянно происходит снижение уровня радиации, по соотношению

Р t = Р 1 t – 1,2

Рис. 2.2. Снижение уровня радиации на следе ядерного взрыва

Графически это круто падающая экспонента. Анализ этого соотношения показывает, что при семикратном увеличении времени уровень радиации снижается в 10 раз. Спад радиации после аварии на ЧАЭС происходил значительно медленнее

Для всех возможных ситуаций уровни радиации и дозы рассчитаны и сведены в таблицы.

Важно заметить, что для с/х производства радиоактивное заражение местности представляет наибольшую опасность, т.к. люди, животные и растения подвергаются не только внешнему гамма-облучению, но и внутреннему при попадании РВ внутрь организма с воздухом водой и пищей. У незащищённых людей и животных в зависимости от полученной дозы может возникнуть лучевая болезнь, а с/х растения замедляют рост, снижают урожайность и качество продукции растениеводства, а при тяжёлых поражениях происходит гибель растений.

16. Основные методы измерения радиоактивности (абсолютный, расчетный и относительный (сравнительный) Эффективность счетчика. Счётная (рабочая) характеристика.

Радиоактивность препаратов можно определить абсолютным, расчетным и относительным (сравнительным) методом. Последний наиболее распространен.

Абсолютный метод. Тонкий слой исследуемого материала наносится на специальную тончайшую пленку (10-15 мкг/см²) и помещается внутрь детектора, в результате чего используется полный телесный угол (4p) регистрации вылетающих, к примеру, бета-частиц и достигается почти 100% эффективность счета. При работе с 4p-счетчиком не нужно вводить многочисленные поправки, как при расчетном методе.

Активность препарата выражается сразу в единицах активности Бк, Кu, мКu и т.д.

Расчётным методом определяют абсолютную активность альфа и бета излучающих изотопов с применением обычных газоразрядных или сцинтилляционных счетчиков.

В формулу для определения активности образца введен ряд поправочных коэффициентов, учитывающих потери излучения при измерении.

А = N/w×e×k×r×q×r×g m×2,22×10¹²

A - активность препарата в Кu;

N - скорость счета в имп/мин за вычетом фона;

w - поправка на геометрические условия измерения (телесный угол);

e - поправка на разрешающее время счетной установки;

k - поправка на поглощение излучения в слое воздуха и в окне (или стенке) счетчика;

r - поправка на самопоглощение в слое препарата;

q - поправка на обратное рассеяние от подложки;

r - поправка на схему распада;

g - поправка на гамма-излучение при смешанном бета-, гамма-излучении;

m - навеска измерительного препарата в мг;

2,22×10¹² - переводной коэффициент от числа распадов в минуту к Ки (1 Ки = 2,22*10¹² расп/мин).

Для определения удельной активности крайне важно активность приходящуюся на 1 мг перевести на 1 кг.

Ауд = А*10 6 , (Кu/кг)

Препараты для радиометрии бывают приготовлены тонким, толстым или промежуточным слоем исследуемого материала.

В случае если исследуемый материал имеет слой половинного ослабления - D1/2,

то тонкие - при d<0,1D1/2, промежуточные - 0,1D1/2толстые (толстослойные препараты) d>4D1/2.

Все поправочные коэффициенты сами в свою очередь зависят от многих факторов и в свою очередь рассчитываются по сложным формулам. По этой причине расчетный метод очень трудоемок.

Относительный (сравнительный) метод нашел широкое применение при определении бета-активности препаратов. Он основан на сравнении скорости счета от эталона (препарат с известной активностью)со скоростью счета измеряемого препарата.

При этом должны быть полностью идентичные условия при измерении активности эталона и исследуемого препарата.

Апр = Аэт* Nпр/Nэт , где

Аэт - активность эталонного препарата͵ расп/мин;

Апр - радиоактивность препарата (пробы), расп/мин;

Nэт - скорость счета от эталона, имп/мин;

Nпр - скорость счета от препарата (пробы), имп/мин.

В паспортах на радиометрическую и дозиметрическую аппаратуру указано обычно с какой погрешностью производятся измерения. Предельная относительная погрешность измерений (иногда ее называют основной относительной погрешностью) указывается в процентах, к примеру, ± 25%. Для разных типов приборов она может быть от ± 10% до ± 90% (иногда указывается отдельно погрешность вида измерения для разных участков шкалы).

По предельной относительной погрешности ± d% можно определить предельную абсолютную погрешность измерения. В случае если сняты показания прибора А, то абсолютная погрешность DА=±Аd/100. (В случае если А=20 мР, а d = ±25%, то реально А= (20 ± 5)мР. Т.е. в пределах от 15 до 25 мР.

17. Детекторы ионизирующих излучений. Классификация. Принцип и схема работы сцинтиляционного детектора.

Радиоактивные излучения бывают обнаружены (выделены, детектированы) с помощью специальных устройств - детекторов, работа которых основана на физико-химических эффектах, возникающих при взаимодействии излучении с веществом.

Виды детекторов: ионизационные, сцинтиляционные, фотографические, химические, калориметрические, полупроводниковые и др.

Наибольшее распространение получили детекторы основанные на измерении прямого эффекта взаимодействия излучения с веществом - ионизации газовой среды, Это: - ионизационные камеры;

- пропорциональные счетчики;

- счетчики Гейгера-Мюллера (газоразрядные счетчики);

- коронные и искровые счетчики,

а также сцинтилляционные детекторы.

Сцинтиляционный (люминисцентный) метод регистрации излучений основан на свойстве сцинтилляторов испускать видимое световое излучение (световые вспышки - сцинтилляции) под действием заряженных частиц, которые преобразуются фотоэлектронным умножителем в импульсы электрического тока.

Катод Диноды Анод Сцинтилляционный счетчик состоит из сцинтиллятора и

ФЭУ. Сцинцилляторы бывают органические и

Неорганические, в твердом, жидком или газовом

Состоянии. Это йодистый литий, сернистый цинк,

Йодистый натрий, монокристаллы анграцена, и др.

100 +200 +400 +500 вольт

Работа ФЭУ: - Под действием ядерных частиц и гамма квантов

в сцинтилляторе возбуждаются атомы и испускают кванты видимого цвета - фотоны.

Фотоны бомбардируют катод и выбивают из него фотоэлектроны:

Фотоэлектроны ускоряются электрическим полем первого динода, выбивают из него вторичные электроны, которые ускоряются полем второго динода и т. д., до образования лавинного потока электронов попадающих на катод и регистрирующихся электронной схемой прибора. Эффективность счета сцинтилляционных счетчиков достигает 100%.Разрешающая способность значительно выше чем в ионизационных камерах(10 в-5-й - !0 в-8-й против 10¯³ в ионизационных камерах). Сцинтиллиционные счетчики находят очень широкое применение в радиометрической аппаратуре

18. Радиометры, назначение, классификация.

По назначению.

Радиометры - приборы, предназначенные для:

Измерения активности радиоактивных препаратов и источников излучения;

Определения плотности потока или интенсивности ионизирующих частиц и квантов;

Поверхностной радиоактивности предметов;

Удельной активности газов, жидкостей, твердях и сыпучих веществ.

В радиометрах в основном используются газоразрядные счетчики и сцинтилляционные детекторы.

Οʜᴎ подразделяются на переносные и стационарные.

Как правило они состоят из: - детектора-датчика импульсов; - импульсного усилителя; - пересчетного прибора; - электромеханического или электронного нумератора; - источника высокого напряжения для детектора; - источника питания для всей аппаратуры.

В порядке совершенствования выпускались: радиометры Б-2, Б-3, Б-4;

декатронные радиометры ПП-8, РПС-2; автоматизированные лаборатории "Гамма-1", "Гамма-2”, "Бета-2"; снабжённые ЭВМ, позволяющие просчитывать до нескольких тысяч образцов проб с автоматической распечаткой результатов. Широко используются установки ДП-100, радиометры КРК-1, СРП-68-01.

Указать назначение и характеристики одного из приборов.

19. Дозиметры, назначение, классификация.

Промышленностью выпускается большое количество типов радиометрической и дозиметрической аппаратуры, которые бывают классифицированы:

По способу регистрации излучения (ионизационные, сцинтилляционные и др.);

По виду регистрируемого излучения (a,b,g,n,p)

Источнику питания (сетевые, батарейные);

По месту применения (стационарные, полевые, индивидуальные);

По назначению.

Дозиметры - приборы, измеряющие экспозиционную и поглощенную дозу (или мощность дозы) излучения. В основном состоят из детектора, усилителя и измерительного устройства, Детектором может служить ионизационная камера, газоразрядный счетчик или сцинтилляционный счетчик.

Подразделяются на измерители мощности дозы - это ДП-5Б, ДП-5В, ИМД-5, и индивидуальные дозиметры - измеряют дозу излучения за промежуток времени. Это ДП-22В, ИД-1, КИД-1, КИД-2 и др. Οʜᴎ являются карманными дозиметрами, часть из них - прямопоказывающие.

Существуют спектрометрические анализаторы (АИ-З, АИ-5, АИ-100) - позволяющие автоматически определять радиоизотопный состав любых образцов (к примеру, почв).

Имеется также большое количество сигнализаторов о превышении радиационного фона, степени загрязненности поверхностей. К примеру, СЗБ-03 и СЗБ-04 сигнализируют о превышении величины загрязненности рук бета-активными веществами.

Указать назначение и характеристики одного из приборов

20. Оснащение радиологического отдела ветлаборатории. Характеристика и работа радиометра СРП-68-01.

Табельное оснащение радиологических отделов областных ветбаклабораторий и специальных районных или межрайонных радиологических групп (при районных ветбаклабораториях)

Радиометр ДП-100

Радиометр КРК-1 (РКБ-4-1ем)

Радиометр СРП 68-01

Радиометр “Бересклет”

Радиометр - дозиметр -01Р

Радиометр ДП-5В (ИМД-5)

Комплект дозиметров ДП-22В (ДП-24В).

Лаборатории могут оснащаться и другими типами радиометрической аппаратуры.

Большинство из указанных выше радиометров и дозиметров имеется на кафедре в лаборатории.

21. Периодизация опасностей при аварии на АЭС.

В ядерных реакторах используется внутриядерная энергия, выделяющаяся при цепных реакциях деления U-235 и Pu-239. При цепной реакции деления, как в ядерном реакторе, так и в атомной бомбе образуется около 200 радиоактивных изотопов примерно 35 химических элементов. В атомном реакторе цепная реакция управляема, и ядерное топливо (U-235) “выгорает” в нём постепенно в течение 2-х лет. Продукты деления – радиоактивные изотопы –накапливаются в ТВЭЛ (тепловыделяющий элемент). В реакторе атомный взрыв произойти ни теоретически, ни практически не может. На ЧАЭС в результате ошибок персонала и грубого нарушения технологии произошёл тепловой взрыв, и р/а изотопы две недели выбрасывались в атмосферу, разносились ветрами по разным направлениям и, оседая на обширных территориях, создали пятнистое загрязнение местности. Из всех р/а изотопов наиболее биологически опасными оказались: Йод-131 (I-131) – с периодом полураспада (Т 1/2) 8 суток, Стронций - 90 (Sr-90) - Т 1/2 -28 лет и Цезий - 137 (Сs-137) - Т 1/2 -30 лет. На ЧАЭС в результате аварии было выброшено 5% топлива и накопившихся радиоактивных изотопов это - 50 МКи активности. По цезию-137 это эквивалентно 100 шт. 200 Кт. атомных бомб. Сейчас в мире более 500 реакторов, и ряд стран на 70-80 % обеспечивает себя электроэнергией за счёт АЭС, в России 15%. С учётом исчерпания в обозримом будущем органических запасов топлива основным источником энергии будет атомная.

Периодизация опасностей после аварии на ЧАЭС:

1. период острой йодной опасности (йод - 131) в течение 2-3 месяцев;

2. период поверхностного загрязнения (коротко и среднеживущие радионуклиды) - до конца 1986ᴦ.;

3. период корневого поступления (Сs-137, Sr-90) - с 1987 года на 90-100 лет.

22. Естественные источники ионизирующих излучений. Космическое излучение и природные РВ. Доза от ЕРФ.

1. Естественные источники ионизирующих излучений (иии)

Природный радиационный фон состоит из:

Космического излучения;

Излучения естественных радиоактивных веществ, находящиихся в земных

породах, воде, воздухе, строительных материалах;

Излучения естественных радиоактивных веществ, содержащихся в растительном

и животном мире (в т.ч. и в человеке).

Космическое излучение - делится на первичное это непрерывно падающий поток ядер водорода (протонов) - 80% и ядер легких элементов (гелия (альфа-частицы), лития, бериллия, бора, углерода, азота) - 20%, испаряющихся с поверхностей звёзд, туманностей и солнца и усиленных (ускоренных) многократно в электромагнитных полях космических объектов до энергии порядка 10 10 эВ и выше. (В нашей галактике - Мл. Путь -300 млрд звёзд, а галактик 10 14)

Взаимодействуя с атомами воздушной оболочки земли это первичное космическое излучение рождает потоки вторичного космического излучения, ооотоящего из всех известных элементарных частиц и излучений (± мю и пи-мезоны - 70% ; электроны и позитроны - 26%, первичные протоны - 0,05%, гамма-кванты, быстрые и сверхбыстрые нейтроны).

Природные радиоактивные вещества разбивают на три группы:

1) Уран и торий с продуктами их распада, а также калий-40 и рубидий-87;

2) Малораспространённые изотопы и изотопы о большим Т 1/2 (кальций-48, цирконий-96, неодим-150, самарий-152, рений-187, висмут-209 и др.);

3) Углерод-14, тритий, бериллий -7 и -9 - непрерывно образующиеся в атмосфере под действием космического излучения.

Наиболее распространён в земной коре рубидий-87 (Т 1/2 = 6,5.10 10 лет), затем уран-238, торий-232, калий-40. Но радиоактивность калия-40 в земной коре превышает радиоактивность всех других изотопов вместе взятых (Т 1/2 = 1,3 10 9 лет). Калий-40 широко рассеян в почвах, особенно в глинистых, его удельная активность 6,8.10 -6 Ки/ᴦ.

В природе калий состоит из 3-х изотопов: стабильных К-39 (93%) и К-41(7%) и радиоактивного К-40 (),01%). Концентрация К-40 в почвах 3-20 nKu/г (пико - 10 -12),

Среднемировое принимают 10. Отсюда в 1 м³ (2тонны) - 20 мкКu, в 1км² - 5Кu (корнеобит. слой=25см). Среднее содержание U-238 и Th-232 принимают по 0,7 nKu/ᴦ. Вот эти три изотопа и создают мощность дозы естественного фона от почвы = примерно 5 мкР/ч (и ещё столько же от космич. излучения) Наш фон (8-10 мкР/ч ниже среднего. Колебания по стране 5-18, в мире до130 и даже до 7000 мкР/ч..

Строительные материалы создают дополнитальную гамма-радиацию внутри зданий (из железобетона до 170 мрад/год, в деревянных - 50 мрад/год).

Вода, являясь растворителем, содержит растворимые комплексные содинения урана, тория, радия. В морях и озерах концентрация радиоактивных элементов выше чем в реках. Минеральные источники содаржат много радия (7,5*10 -9 Кu/л) и радона (2,6*10 -8 Кu/л). Калия-40 в водах рек и озер примерно столько æå, сколько и радия (10 -11 Кu/л).

Фотоэффект Комптон-эффект Образование пар

g-квант после соударения теряет значительную часть энергии и изменяет своё направление движения, т.е. рассеивается.

Эффект Комптона наблюдается в широком интервале энергий гамма-квантов (0,02-20 Мэв).

3. Обраазование пар. Гамма-кванты, проходящие вблизи ядра атома и имеющие энергию не менее 1,02 МэВ, под действием поля атомного ядра превращаются в две частицы алектрон и позитрон. Часть энергии гамма-кванта превращается в эквивалентную массу двух частиц (по соотношению Эйнштейна Е=2me*C²= 1,02 Мэв ). Оставшаяся энергия гамма-кванта передается возникшим электрону и позитрону в виде кинетической энергии. Образовавшийся электрон ионизирует атомы и молекулы, а позитрон аннигилирует с каким-либо из электронов среды, образуя два новых гамма-кванта, обладающих энергией по 0,51 МэВ. Вторичные гамма-кванты расходуют свою энергию на комптон-эффект, а затем на фотоэффект. Чем выше энергия гамма-квантов и плотность вещества, тем вероятнее процесс образования пар. Поэтому для защиты от гамма-лучей используют тяжелые металлы, например, свинец.

Рентгеновские лучи взаимодействуют с веществом аналогично за счет этих же трёх эффектов.

Характеристическое и тормозное рентгеновское излучение. Отличия и сходства рентгеновского и гамма-излучения. Закон ослабления гамма-излучения.

Чем толще слой поглотителя, тем больше будет ослаблен проходящий через него поток гамма-лучей.

Рассуждая аналогично, как и при выводе закона р/а распада, получим:

D/D1/2 -D/D1/2 - 0,693D/D1/2

I = Iо / 2 илиI = Iо * 2 (другой вид записи I = Iоe)

где: I - интенсивность гамма-лучей после прохождения слоя поглотителя толщиной D ;

Iо - начальная интенсивность гамма-лучей.

Радиометрия - разрабатывает теорию и практику измерения радио -активности и идентификацию радиоизотопов.

A ¾¾¾® Б.объект

b ¾¾¾® Ионизация

G ¾¾¾® пропорциоеально ¾¾¾®g

n ¾¾¾® поглощённой энергии ¾¾¾® n

r ¾¾¾® излучения ¾¾¾® r (рентгеновское излучение)

Р = Кg · А / R² ,где

Р - мощность экспозиционной дозы, Р/ч

Кg - ионизационная постоянная изотопа, Р/ч· см² / мКu

А - активность, мКu

R - расстояние, см.

11. Доза и мощности дозы. Единицы измерения экспозиционной, поглощённой, эквивалентной, эффективной дозы.

- Экспозиционная доза (ионизирующая способность рентгеновских и гамма лучей в воздухе) в рентгенах; Рентген (Р) - экспозиционная доза рентгеновского или g-излучения (т.е. фотонного излучения), создающая в 1 см³ воздуха два миллиарда пар ионов. (В рентгенах измеряют экспозицию источника, поле излучения,как говорят радиологи падающее излучение).

Рад (радиацион абсорбет доза - англ.) - поглощенная доза любого вида ионизирующего облучения, при которой в 1 г массы вещества поглощается энергия равная 100 эрг. (В 1 г разной по составу биологической ткани поглощается разное количество энергии.)

для воды и мягких тканей 1рад=0,93Р (в практике принимают 1рад=1Р)

для костных тканей 1рад = (2-5)Р

В системе Си принята единица Грей (в 1 кг массы поглощается 1 Дж энергии излучения). 1Гр=100 рад (100Р)

- Эквивалентная доза - поглощенная доза, умноженная на коэффициент, отражающий способность данного вида излучения повреждать ткани организма в Бэрах и Зивертах. БЭР (биологический эквивалент рентгена)- это доза любого ядерного излучения, при которой в биологической среде создается такой же биологический эффект, как при дозе рентгеновского или гамма-излучения в 1 рентген. Д в бэрах = Д в рентг.*ОБЭ . ОБЭ - коэффициент относительной биологической эффективности или коэффициент качества (КК)

Для b, g и рентг. излучения ОБЭ (КК) = 1; для a и протонов = 10;

медленные нейтроны = 3-5; быстрые нейтроны = 10.

Коэффициенты радиационного риска для разных тканей (органов) человека, рекомендованные МКРЗ: (например 0,12 - красный костный мозг, 0,15 - молочная железа 0,25 - семенники или яичники;) Коэффициент показывает долю приходящуюся на отдельный орган при равномерном облучении всего тела

Мощность дозы - это доза излучения, отнесенная к единице времени.

Д = Р / t Например, Р/час, мР/час, мкР/чаc, мкЗв/ч, мБэр/мин, Гр/с и т. д.

О мощности поглощенной дозы говорят как о приращении дозы в единицу времени.

12 Характеристика a-,d-частиц и g-излучения.

Свойства разных видов ионизирующих излучений рассмотрим в виде таблицы.

Вид излучений	Что представляет	Заряд	Масса	Энергия МэВ	Скорость	Ионизация в воздухе на 1 см пути	Величина пробега …в: Воздухе Биологич. Металле Ткани
a	Поток ядер гелия	Два эл. Положит.заряда ÅÅ	4 аем	2 – 11	10-20 тысяч км/час	100-150 тысяч пар ионов	2 – 10 см	Доли мм (~0,1мм)	Сотые доли Мм
b	Поток Электронов	Элементарный отр. Заряд(-)	0,000548 аем	0 – 12	0,3-0,99 скорости света (С)	50-100 пар ионов	До 25 метров	До 1 см	Несколько мм.
g	Эл-мгн. Излуч. l<10 -11 м (в.свет 10 -7 м)	Не имеет	g-квант имеет массу покоя =0	От кэВ до нескольких МэВ	С 300000 км/сек	Слабая	100-150 метров	метры	Десятки см.

13. Характеристика р/а загрязнения при аварии на АЭС.

Йод-131 Стронций - 90 (Sr-90) - Т 1/2 -28 лет и Цезий - 137

Зонирование после аварии (по загрязнению почвы Сs-137 и годовой дозе) :

Зона отчуждения (отселения) - более 40 Ки/км².(доза более 50 мЗв/год);

Зона отселения (добровольного) – от 15 до 40 Ки/км². (доза 20 - 50 мЗв/год);

По законодательству РФ население, проживающее на землях с заражением (по цезию) более 1 Ки/км² имеет право на минимальные льготы

14. Детекторы ионизирующих излучений. Классификация. Принцип и схема работы ионизационной камеры.

ионизационные камеры;

- пропорциональные счетчики;

Принципиальная схема работы ионизационного детектора.

Сухой воздух или газ являются хорошими изоляторами и не проводят электрический ток. Но заряженные частицы альфа и бета, попав в камеру, производят ионизацию газовой среды, а гамма-кванты сначала образуют в стенках камеры быстрые электроны (фотоэлектроны, комптон-электроны, электронно-позитронные пары), которые также ионизируют газовую среду. Образовавшиеся положительные ионы движутся к катоду, отрицательные к аноду. В цепи возникает ионизационный ток, пропорциональный количеству излучения.

Ионизационный ток при одной и той же величине ионизирующего излучения сложным образом зависит от напряжения приложенного к электродам камеры. Эта зависимость называется вольтамперной характеристикой ионизационного детектора.

15. Характеристика р/а загрязнения при ядерном взрыве.

Рис. 2.1. Зоны радиоактивного заражения при ядерном взрыве

Вследствие распада РВ постоянно происходит снижение уровня радиации, по соотношению

Р t = Р 1 t – 1,2

Рис. 2.2. Снижение уровня радиации на следе ядерного взрыва

Для всех возможных ситуаций уровни радиации и дозы рассчитаны и сведены в таблицы.

Для с/х производства радиоактивное заражение местности представляет наибольшую опасность, т.к. люди, животные и растения подвергаются не только внешнему гамма-облучению, но и внутреннему при попадании РВ внутрь организма с воздухом водой и пищей. У незащищённых людей и животных в зависимости от полученной дозы может возникнуть лучевая болезнь, а с/х растения замедляют рост, снижают урожайность и качество продукции растениеводства, а при тяжёлых поражениях происходит гибель растений.

Абсолютный метод. Тонкий слой исследуемого материала наносится на специальную тончайшую пленку (10-15 мкг/см²) и помещается внутрь детектора, в результате чего используется полный телесный угол (4p) регистрации вылетающих, например, бета-частиц и достигается почти 100% эффективность счета. При работе с 4p-счетчиком не нужно вводить многочисленные поправки, как при расчетном методе.

Активность препарата выражается сразу в единицах активности Бк, Кu, мКu и т.д.

А = N/w×e×k×r×q×r×g m×2,22×10¹²

A - активность препарата в Кu;

N - скорость счета в имп/мин за вычетом фона;

w - поправка на геометрические условия измерения (телесный угол);

e - поправка на разрешающее время счетной установки;

k - поправка на поглощение излучения в слое воздуха и в окне (или стенке) счетчика;

r - поправка на самопоглощение в слое препарата;

q - поправка на обратное рассеяние от подложки;

r - поправка на схему распада;

g - поправка на гамма-излучение при смешанном бета-, гамма-излучении;

m - навеска измерительного препарата в мг;

2,22×10¹² - переводной коэффициент от числа распадов в минуту к Ки (1 Ки = 2,22*10¹² расп/мин).

Для определения удельной активности необходимо активность приходящуюся на 1 мг перевести на 1 кг.

Ауд = А*10 6 , (Кu/кг)

Препараты для радиометрии могут быть приготовлены тонким, толстым или промежуточным слоем исследуемого материала.

Если исследуемый материал имеет слой половинного ослабления - D1/2,

то тонкие - при d<0,1D1/2, промежуточные - 0,1D1/2толстые (толстослойные препараты) d>4D1/2.

Все поправочные коэффициенты сами в свою очередь зависят от многих факторов и в свою очередь рассчитываются по сложным формулам. Поэтому расчетный метод очень трудоемок.

Апр = Аэт* Nпр/Nэт , где

Аэт - активность эталонного препарата, расп/мин;

Апр - радиоактивность препарата (пробы), расп/мин;

Nэт - скорость счета от эталона, имп/мин;

Nпр - скорость счета от препарата (пробы), имп/мин.

В паспортах на радиометрическую и дозиметрическую аппаратуру указано обычно с какой погрешностью производятся измерения. Предельная относительная погрешность измерений (иногда ее называют основной относительной погрешностью) указывается в процентах, например, ± 25%. Для разных типов приборов она может быть от ± 10% до ± 90% (иногда указывается отдельно погрешность вида измерения для разных участков шкалы).

По предельной относительной погрешности ± d% можно определить предельную абсолютную погрешность измерения. Если сняты показания прибора А, то абсолютная погрешность DА=±Аd/100. (Если А=20 мР, а d = ±25%, то реально А= (20 ± 5)мР. Т.е. в пределах от 15 до 25 мР.

17. Детекторы ионизирующих излучений. Классификация. Принцип и схема работы сцинтиляционного детектора.

Радиоактивные излучения могут быть обнаружены (выделены, детектированы) с помощью специальных устройств - детекторов, работа которых основана на физико-химических эффектах, возникающих при взаимодействии излучении с веществом.

- пропорциональные счетчики;

- счетчики Гейгера-Мюллера (газоразрядные счетчики);

- коронные и искровые счетчики,

а также сцинтилляционные детекторы.

Катод Диноды Анод Сцинтилляционный счетчик состоит из сцинтиллятора и

ФЭУ. Сцинцилляторы могут быть органические и

Неорганические, в твердом, жидком или газовом

Состоянии. Это йодистый литий, сернистый цинк,

Йодистый натрий, монокристаллы анграцена, и др.

100 +200 +400 +500 вольт

Работа ФЭУ: - Под действием ядерных частиц и гамма квантов

в сцинтилляторе возбуждаются атомы и испускают кванты видимого цвета - фотоны.

Фотоны бомбардируют катод и выбивают из него фотоэлектроны:

18. Радиометры, назначение, классификация.

По назначению.

Радиометры - приборы, предназначенные для:

Измерения активности радиоактивных препаратов и источников излучения;

Определения плотности потока или интенсивности ионизирующих частиц и квантов;

Поверхностной радиоактивности предметов;

Удельной активности газов, жидкостей, твердях и сыпучих веществ.

В радиометрах в основном используются газоразрядные счетчики и сцинтилляционные детекторы.

Они подразделяются на переносные и стационарные.

В порядке совершенствования выпускались: радиометры Б-2, Б-3, Б-4;

Указать назначение и характеристики одного из приборов.

19. Дозиметры, назначение, классификация.

Промышленностью выпускается большое количество типов радиометрической и дозиметрической аппаратуры, которые могут быть классифицированы:

По способу регистрации излучения (ионизационные, сцинтилляционные и др.);

По виду регистрируемого излучения (a,b,g,n,p)

Источнику питания (сетевые, батарейные);

По месту применения (стационарные, полевые, индивидуальные);

По назначению.

Подразделяются на измерители мощности дозы - это ДП-5Б, ДП-5В, ИМД-5, и индивидуальные дозиметры - измеряют дозу излучения за промежуток времени. Это ДП-22В, ИД-1, КИД-1, КИД-2 и др. Они являются карманными дозиметрами, часть из них - прямопоказывающие.

Существуют спектрометрические анализаторы (АИ-З, АИ-5, АИ-100) - позволяющие автоматически определять радиоизотопный состав любых образцов (например, почв).

Имеется также большое количество сигнализаторов о превышении радиационного фона, степени загрязненности поверхностей. Например, СЗБ-03 и СЗБ-04 сигнализируют о превышении величины загрязненности рук бета-активными веществами.

Указать назначение и характеристики одного из приборов

20. Оснащение радиологического отдела ветлаборатории. Характеристика и работа радиометра СРП-68-01.

Радиометр ДП-100

Радиометр КРК-1 (РКБ-4-1ем)

Радиометр СРП 68-01

Радиометр “Бересклет”

Радиометр - дозиметр -01Р

Радиометр ДП-5В (ИМД-5)

Комплект дозиметров ДП-22В (ДП-24В).

Лаборатории могут оснащаться и другими типами радиометрической аппаратуры.

Большинство из указанных выше радиометров и дозиметров имеется на кафедре в лаборатории.

21. Периодизация опасностей при аварии на АЭС.

Периодизация опасностей после аварии на ЧАЭС:

1. период острой йодной опасности (йод - 131) в течение 2-3 месяцев;

2. период поверхностного загрязнения (коротко и среднеживущие радионуклиды) - до конца 1986г.;

3. период корневого поступления (Сs-137, Sr-90) - с 1987 года на 90-100 лет.

22. Естественные источники ионизирующих излучений. Космическое излучение и природные РВ. Доза от ЕРФ.

1. Естественные источники ионизирующих излучений (иии)

Природный радиационный фон состоит из:

Космического излучения;

Излучения естественных радиоактивных веществ, находящиихся в земных

породах, воде, воздухе, строительных материалах;

Излучения естественных радиоактивных веществ, содержащихся в растительном

и животном мире (в т.ч. и в человеке).

Природные радиоактивные вещества разбивают на три группы:

1) Уран и торий с продуктами их распада, а также калий-40 и рубидий-87;

Среднемировое принимают 10. Отсюда в 1 м³ (2тонны) - 20 мкКu, в 1км² - 5Кu (корнеобит. слой=25см). Среднее содержание U-238 и Th-232 принимают по 0,7 nKu/г. Вот эти три изотопа и создают мощность дозы естественного фона от почвы = примерно 5 мкР/ч (и ещё столько же от космич. излучения) Наш фон (8-10 мкР/ч ниже среднего. Колебания по стране 5-18, в мире до130 и даже до 7000 мкР/ч..

Воздух (атмосфера) содержит радон и торон, выделяющиеся из земных пород и углерод-14 и тритий непрерывно образующиеся в атмосфере под действием нейтронов вторичного комического излучения, взаимодействующих с азотом и водородом атмосферы. Особенно опасно накопление радона в плохо проветриваемых зданиях. Принят норматив во вновь строящихся зданиях £100 Бк/м³, в заселённых £200 Бк/м³, при превышении 400 Бк/м³ принимают меры к уменьшению радона или перепрофилируют использование здания. Расчёты показывают что при концентрации радона в 16 и 100 Бк/м³ годовая доза составит 100мБэр и 1Бэр соответственно. Реально концентрация»11 Бк/м³

Растения и животные очень интенсивно усваивают из окружающей среды радиоактивные изотопы К-40,С-14, Н-3 (это кирпичики белковых молекул). Остальные радионуклиды в меньшей степени.

Внутреннее облучение большинства органов обусловлено наличием в них К-40. Годовая доза от К-40 составит: для красного костного мозга - 27 мрад

Лёгких - 17 мрад

Половых желез -15 мрад

От других радионуклидов, находящихся в организме доза составит 1/100, 1/1000 от этих величин. Исключение -родон, поступающий в лёгкие ингаляционно и создающий в них дозу до 40мрад в год.

Таким образом, только от естественных иии за счёт внешнего и внутреннего облучения человек получает годовую дозу в 200 мрад (мБэр) (или 2мЗв)

от иии Земного просхожд.- 167 (внутреннее облучение от К-40 и Rn-222......... 132 мБэр )

(внешнее облучение от К-40, U-238, Тh-232, Rb-87...........35 мБэр )

от иии Космич-го просихожд.- 32 (внешнее облучение от g-квантов, m, p-мезонов.....30мБэр )

(внутреннее облучение отС-14, Н-3.................2 мБэр )

Выводы .1. Доза от внешнего облучения природными иии составляет 65 мБэр это » 30% всей дозы.Только эту часть дозы мы и измеряем дозиметрами.

2.Вклад радона в годовую дозу 25-40%.

Курильщики получают дополнительную дозу облучения лёгких от радиоактивного Ро-210 (в одной сигарете 7мБк Ро). По статистике США смертность от курения выше, чем от алкоголя -150000 ч/г.

Последние тысячелетия радиационная обстановка на земле стабильна, В условиях этого радиационного фона шла эволюция растительного и животного мира, жили все предшествующие поколения людей.

24. Искусственные источники ионизирующих излучений (Рентгеновские установки, испытательные ядерные взрывы, ядерная энергетика, современные технические устройства).

Искусственные иии создают дополнительную дозовую нагрузку на человека и делятся на четыре большие группы.

1) Рентгеновские установки, использующиеся в медицине для диагностических и лечебных целей.

2) Испытательные ядерные взрывы.

3) Ядерная энергетика (предприятия ядерно-топливного цикла - ЯТЦ).

4) Ряд современных технических устройств (светящиеся циферблаты часов и измерительных приборов, телевизоры, дисплеи компьютеров, рентгено и гамма-установки для дефектоскопии, просмотра вещей в аэропортах, компьютерная томография и т.д.).

По данным МКДАР если принять за 100% годовую аффективную эквивалентную дозу от естественных источников радиации (200мБэр) то на долю искусственных придётся дополнительно:

Облучение от рентгенустановок - 20% (40 мБэр); (на среднестатистического человека)

Испытательные яд. взрывы от 7% в начале 60-х гг. до 0,8% в 80-х гг (тенд. убыли) ;

Ядерная энергетика от 0,001% естественного фона в 1965 г до 0,05% в 2000 г. (тенденция малого роста);

По техническим устройствам (ТВ. ЭВМ и т.д.)- ничтожно малые величины.

Рентгеновские установки - приказом Минздрава определены дозы при

· флюорографии органов грудной клетки до 0,6 мЗв (снимок зуба 0,1-0.2 мБэр)

· рентгеноскопии лёгких до 1,4 мЗв, желудка до 3,4 мЗв (340 мБэр)

Испытательные ядерные взрывы

С 1945 до 1962 гг - было проведено 423 испытательных взрыва в атмосфере общей мощностью более 500 Мт (СССР, США, Франция, Китай, Великобритания). Подземные испытания проводятся до сих пор.

При ядерном взрыве осуществляется цепная реакция деления ядер тяжёлых элементов (U 235 , Рu 239) под действием нейтронов. В ходе реакции образуется около 250 изотопов 35 х. элементов, из них 225 радиоактивных. (Пример - режем арбуз с 235 семечками) Образовавшиеся радионуклиды имеют разные периоды полураспада - доли секунды, секунды, минуты, часы, дни, месяцы, годы, столетия, тысячелетия и миллионы лет.

Из этого большого числа ядерных осколков и их дочерних продуктов интерес для ветеринарной радиобиологии и радиоэкологии с/х животных по своим радиотоксикологическим и физическим характеристикам представляют 10 радионуклидов.

Большинство радионуклидов являются бета и гамма-излучателями Особенно опасны в первые месяцы йод-131, барий-140, стронций-89. В последующем стронций-90 и цезнй-137.

За 35 лет после прекращения испытаний ЯО все продукты ядерных взрывов выпали из резервуара атмосферы и стратосферы на поверхность в основном Северного полушария Земли, подняв зараженность земель Sr-90 и Cs-137 до 0,2 Кu/км², сейчас она упала до 0,1 Кu/км².(человеку -перорально)

Атомная энергетика - это связанные между собой предприятия ЯТЦ (добыча, обогащение и переработка урановой руды, производство ТВЭЛов, сжигание их на АЭС, переработка ТВЭЛов, эахоронение отходов, разборка отработавших АЭС).

Несмотря на радиационно-экологическую опасность АЭС, количество их из года в год увеличивается. В мире эксплуатируется более 500 энергетических реакторов.суммарной мощностью коло 30 тыс МВт. Они обеспечивают 17% общемирового потребления энергии.

Атомная энергетика экологически более чистый из всех существующих способов получения электроэнергии (при безаварийной работе). Угольная станция загрязняет среду радиацией в несколько раз больше, чей АЭС такой же мощности.

Но ряд аварий последних десятилетий на АЭС, в т.ч. самая крупная на ЧАЭС - 26.04.86г., приводит к сильным загрязнениям РВ больших территорий.

Наиболее биологически опасные изотопы представлял йод-131, отронций-90 и цзий-137..

25. Закономерности перемещения РВ в биосфере. Стронциевые единицы.

РВ от ядерных взрывов, аварийных выбросов предприятий ЯТЦ, радиоактивные отходы, не захороненные установленным порядком, включаются в компоненты биосферы - абиотические (почва, вода, воздух) и биотические (флора, фауна) и принимают участие в биологическом цикле круговорота веществ.

Наиболее короткий путь РВ до человека, исключая непосредственное попадание из атмосферы, - через с.х. растения и животных по цепочкам: почва - растение - человек; почва - растение - животное - человек. При аварии на ЧАЭС в атмосферу было выброшено 50 МКu активности. Из них 20% йода-131 и 15% изотопов цезия и до 2% стронция.

Йод, попадая в организм человека и животных, концентрировался в наибольшем количестве (от 20 до 60%) в щитовидной железе, нарушая её функции

Передвигаясь от одного объекта биосферы к другому, цезий и стронций ведут себя подобно калию и кальцию (т.к. являются их аналогами по физическим свойствам), в конечном счете, попадая в организм животного и человека, достигают максимальной концентрации в органах физиологически богатых этими элементами (цезий в мышцах, стронций в костях, скорлупе).

Существует определенная пропорциональность этого накопления на 1грамм кальция или калия, выражаемая в стронциевых единицах (СЕ).

1СЕ = 1 нКu Sr-90 на 1 грамм Са (нано = 10 -9)

Отношение числа СЕ последующего звена биологической системы к предшествующему называется коэффициентом дискриминации (КД ) Sr-90 по отношению к кальцию.

КД = СЕ в пробе кормовой культуры / СЕ в почве .

Ещё многие вопросы перехода в звеньях биологических цепей слабо изучены.

26. Токсичность радиоактивных изотопов.

Радиоактивные изотопы любого химического элемента при попадании в организм участвуют в обмене веществ точно так же, как и стабильные изотопы данного элемента. Токсичность радионуклидов обусловлена:

· видом и энергией излучения (главная характеристика, определяющая токсичность),

· периодом полураспада;

· физико-химическими свойствами вещества, в составе которого радионуклид попал в организм;

· типом распределения по тканям н органам;

· скоростью выведения из организма.

Введено понятие ЛПЭ - линейная передача энергии (это количество энергии (в кэВ), передаваемое частицей или квантом веществу на единице пути пробега (в мкм)). ЛПЭ - характеризует удельную ионизацию и связано с ОБЭ (относительной биологической эффективностью) того или иного вида излучения. (Ранее это упоминалось в лекциях)

Радионуклиды с очень коротким (доли секунды) и очень длинным (миллионы лет) периодом полураспада не могут создать в организме эффективную дозу и следовательно большой вред.

Наиболее опасны изотопы с периодом полураспада от нескольких дней до нескольких десятков лет.

В порядке убывания радиационной опасности радионуклиды разделены на 4 группы радиотоксичности (по НРБ - группы радиационной опасности).

Группа радиотоксичности	Радионуклид	Среднегодовая допустимая концентрация в воде, К u/л
А - особо высокой радиотоксичности (р/т)	Pb-210, Po-210, Ra-226, Th-230 и др.	10 -8 - 10 -10
Б - с высокой радиотоксичностью	J-131, Bi-210, U-235, Sr-90 и др.	10 -7 - 10 -9
А - средней радиотоксичности	P-32, Co-60, Sr-89, Cs-137 и др.	10 -7 - 10 -8
А - наименьшей радиотоксичности	C-14, Hg-197, H-3 (тритий) и др.	10 -7 - 10 -6

НРБ - устанавливают допустимую концентрацию всех радионуклидов в воздухе рабочей зоны, атмосфере, воде, годовое поступление в организм через органы дыхания, через органы пищеварения, содержание в критическом органе.

27. Поступление, распределение, накопление РВ в тканях и органах и выведение их из организма животных.

Радионуклиды могут поступать в организм животных:

· аэрозольно - через легкие при вдыхании загрязненного воздуха;

· перорально - через пищеварительный тракт с кормом и водой (основной путь);

· резорбтивно - через слизистые оболочки, кожу и раны.

Биологическое действие радионуклидов при внутреннем поступлении зависит от агрегатного состояния вещества. Наибольшее действие оказывают РВ в виде газа и водорастворимых соединений. Они интенсивно и в большом количестве всасываются в кровь, быстро распространяются по всему организму или концентрируются в соответствующих органах. Нерастворимые радиоактивные частицы могут на длительное время задерживаться на слизистых оболочках легких, ЖКТ, вызывая местное радиационное поражение.

Р/активные аэрозоли размером менее 0,5 мкм, попадая в легкие, почти полностью удаляются при выдохе, частицы от 0,5 до 1 мкм задерживаются на 90%, пылинки более 5 мкм фиксируются до 20%. Более крупные частицы, оседая в верхних дых-х путях, отхаркиваются и попадают в желудок. Большая часть р/нуклидов, задержавшихся в легких, быстро всасываются в кровь, а часть надолго остается в легких.

Относительное количество усвоения организмом радиоизотопа зависит от соотношения его с носителем. Изотопный носитель это нерадиоактивный изотоп этого элемента (напр. J-125 для J-131). Неизотопный носитель - другой элемент -химический аналог радиоактивного изотопа (Са для Sr-90, K для Cs-137).

Всасывание и отложение радионуклида в тканях прямо пропорционально отношению его к носителю.

При основном пути поступления РВ в организм через ЖКТ резорбция (всасывание) некоторых радионуклидов лежит в диапазоне от 100 до 0,01% (Cs, J - 100%, Sr- от 9 до 60%, Cj - 30%, Po-6%, U-З%, Pu-0,01%).

Распределение радионуклидов в организме может быть аналогично стабильным изотопам этих элементов (например, кальций идёт в костную систему, йод в щитовидную железу) или равномерным по всему организму.

Различают следующие типы распределения радиоактивных элементов:

равномерный (H, Cs, Rb, К и др.) - печёночный (Се церий, Pu, Th, Мg и др.)

скелетный (остеотропный) (Са, Sr, Ra и др.) почечный (Bi, Sbсурьма, U, Asмышьяк)

тиреоотропный (J, Br бром).

Орган, в котором происходит избирательная концентрация радионуклида и вследствие чего он подвергается наибольшему облучению и повреждению), называется критическим.

Легкие, ЖКТ являются критическими органами при поступлении через них нерастворимых соединений радионуклидов. Для йода критический орган - всегда щитовидная железа, для стронция, кальция, радия - всегда кости.

Кроветворная система и половые железы, как наиболее уязвимые системы даже при малых дозах радиации, являются критическими органами для всех радионуклидов.

Типы распределения радионуклидов в организме для всех видов млекопитающих (в том числе и человека) одинаковы.

Для молодых животных свойственно более интенсивное всасывание и депонирование радионуклидов в тканях. У беременных самок радиоактивные изотопы проходят через плаценту и откладываются в тканях плода.

Радиоактивные изотопы (также как и стабильные) выводятся в результате обмена из организма с калом, мочой, молоком, яйцом и другими путями.

Биологический период полувыведения (Т б)- это время, в течение которого из организма выводится половина поступившего количества элемента. Но убыль изотопа ускоряется в организме и за счет радиоактивного распада.(Характеризующегося Т 1/2)

Фактическую убыль радионуклидов из организма выражают эффективным периодомполувыведения , (Т эфф ).

Т эфф = (Т б ·Т 1/2)/(Т б +Т 1/2)

Подсчитаем дляСs-137 (Т б = 0,25 года, Т 1/2 = 30лет. Т эфф = (0,25*30)/(0,25+ 30) = 0,24 года (90дней)

Радионуклиды о коротким Тэфф (Cs-137, Y-90иттрий, Ba-140 и др.) при однократном или непродолжительном поступлении их в организм почти одной и той же дозой могут вызвать острое или хроническое течение лучевого заболевания, после чего происходит быстрая нормализация картины крови и общего состояния животного.

При тех же условиях воздействия радионуклидов с большим Тэфф (Sr-90,Ra-226 Pu-239 и др.) отмечается значительное отличие в дозах, обуславливающих острое или хроническое течение болезни. Восстановительный период болезни при этом очень продолжительный, часто возникают злокачественные опухоли, на многие годы затягивается тромбоцитопения, анемия, бесплодие и другие нарушения.

У животных предназначенных для убоя на мясо, эти эффекты могут не успеть проявиться, однако у племенного и молочного скота опасность их возникновения вполне реальна

Животные в пищевой цепочке человека служат своеобразным фильтром радионуклидов и снижают их поступление в организм человека с пищей.

28. Токсикология биологически активного изотопа J-131.

По учебнику

29. Токсикология биологически активного изотопа Cs-137.

По учебнику

30. Токсикология биологически активного изотопа Sr-90.

По учебнику

31. Современные представления о механизме биологического действия ионизирующих излучений.

1 Современные представления о механизме биологического действия и.и.

При взаимодействии альфа, бета-частиц, гамма и рентгеновского излучения и нейтронов с тканью организма последовательно проходят следующие стадии:

-Электрическое взаимодействие проникающей радиации с атомами (время - триллионные доли сек.) -отрыв электрона- ионизация среды (это процесс передачи энергии, хотя и в малом количестве, но высокоэффективный).

-Физико-химические изменения (миллиардные доли сек.), образовавшиеся ионы участвуют в сложной цепи реакций, образуя продукты высокой химической активности: гидратный оксид НО 2 ,перекись водорода Н 2 О 2 и др., а также свободные радикалы Н, ОН, (ткани на 60-70% состоит по массе из воды).В молекуле воды соотношение Н к О как 2: 16 или 1:8 (по а.е.м.). Следовательно из 50кг воды в стандартном человеке весом в 70кг примерно 40 кг приходится на кислород.

-Химические изменения. В течение следующих миллионных долей секунды свободные радикалы реагируют друг с другом и с молекулами белка, ферментов и т. д. через цепочку окислительных реакций (до конца еще не изученных), вызывая химическую модификацию важных в биологическом отношении молекул.

-Биологические эффекты - нарушаются обменные процессы, подавляется активность ферментных систем, нарушается синтез ДНК, синтез белка, образуются токсины, возникают ранние физиологические процессы (торможение деления клеток, образование мутаций, дегенеративные изменения). Возможна гибель клетки в течение нескольких секунд или последующие изменения в ней, которые могут привести к раку (м.б. через 2-3 десятка лет).

В конечном счете нарушается жизнедеятельность отдельных функций или систем и организма в целом.

Результатом биологического действия радиации является, как правило, нарушение нормальных биохимических процессов с последующими функциональными и морфологическими изменениями в клетках и тканях животного.

Механизм биологического действия сложен, до конца не выяснен, существует несколько гипотез и теорий (Лондон, Тимофеев-Ресовский, Тарусев, Кудряшёв, Кузин, Горизонтов и др.).

Имеют место:

Теория прямого и непрямого действия ионизирующих излучений, проявляющаяся в эффекте разведения и кислородном эффекте,

Теория мишени или попаданий,

Стохастическая (вероятностная) гипотеза,

Теория липидных (первичных) радиотоксинов и цепных реакций,

Структурно-метаболическая теория (Кузин),

Гипотеза эндогенного фона повышенной радиорезистентности и иммунобиологическая концепция.

Все теории объясняют только отдельные (частные) стороны механизма первичного биологического действия ионизирующих излучений и полностью экспериментально не подтверждается на теплокровных животных.

Рассмотренный этап определяется как первичное (непосредственное) действие излучения на биохимические процессы, функции и структуры органов и тканей.

Второй этап- опосредованное действие , обусловлено нейрогенными и гуморальными сдвигами, возникающими в организме под влиянием радиации.

(Две формы регуляции в организме: нервная и гуморальная (взаимодействие через жидкие внутренние среды - кровь, тканевую жидкость и т.д.) - звенья единой нейрогуморальной регуляции функций).

Гуморальное или опосредованное действие радиации происходит через токсические вещества (радиотоксины), образующиеся в организме при лучевой болезни (развивают основные синдромы лучевого поражения - изменение крови, рвота и т.д.).

32. Действие ионизирующих излучений на клетку.

Экспрессные методы определения радиоактивности в любых объектах позволяют измерять удельную активность пробы или поверхностное радиоактивное загрязнение непосредственно (экспрессно) без так называемого обогащения измеряемых проб, то есть без концентрирования радиоактивных веществ в материале пробы (выпаривания, озоления, прессования, химического обогащения и т. д.).

В лабораториях СЭС, Госагропрома, Укоопсоюза, торговых организаций и других министерств и ведомств в настоящее время используют «Методику экспрессного определения объемной и удельной активности бета-излучающих нуклидов в воде, продуктах питания, продукции растениеводства и животноводства методом «прямого» измерения «толстых» проб.

В ней можно выделить пять основных операций:

отбор и подготовка проб исследуемого материала к измерениям;
подготовка радиометра «Бета» или другого имеющегося у вас прибора к работе;
измерение фона;
замер проб исследуемого материала (пищевых продуктов, сырья, воды и других объектов окружающей среды);
расчет радиоактивности (удельной массовой или объемной активности) проб и сопоставление их с допустимой нормой.

Отбор и подготовка проб исследуемого материала к измерениям. Для системного анализа ваших исследований на протяжении нескольких месяцев или ряда лет следует завести журнал, в котором записывать дату, вид измеряемой продукции, тип прибора (он у вас через год-два может поменяться), место отбора проб (например, в каком лесу и когда собраны грибы, ягоды и т. д.) и результаты измерений (расчетов).

Отбор проб растений производят, как правило, на тех же участках, что и пробы почв. Для получения объединенной пробы растений массой 0,5-1 кг натуральной влажности, рекомендуется отбирать не менее 8-10 точечных проб. Надземную часть травяного покрова срезают острым ножом или ножницами (не засоряя почвой), укладывают в полиэтиленовый мешочек, вкладывают этикетку из картона или плотной бумаги, на которой отмечают название растения, фазу вегетации, место отбора, вид отбираемой продукции и дату.

Нижняя часть растений часто загрязнена почвой. В этом случае либо нужно срезать растения выше, либо тщательно отмыть материал дистиллированной водой. С посевов сельскохозяйственных культур следует брать пробы по диагонали поля или ломанной кривой. Объединенную пробу составляют из 8-10 точечных проб, взятых либо из наземной части растений или раздельно - стеблей и листьев, плодов, зерна, корнеплодов, клубнеплодов.

Отбор проб зерна производят по всей глубине насыпи зерна или мешка. Ручным щупом точечные пробы отбирают из верхнего и нижнего слоев, касаясь щупом дна. Общая масса точечных проб при отборе должна быть не менее 1 кг. Зерно перемешивают.

Пробы клубнеплодов и корнеплодов отбирают из буртов, насыпей, куч, автомашин, прицепов, вагонов, барж, хранилищ и непосредственно из земли. Пробы отбирают от однородной партии любого количества, одного сортотипа, заготовленного с одного поля, хранящегося в одинаковых условиях.

Точечные пробы отбирают по диагонали боковой поверхности бурта, насыпи, куч через равные расстояния на глубине 20- 30 см. Клубни и корнеплоды берут в трех точках подряд.

Среднюю пробу для анализа выделяют из объединенной, масса ее должна быть 1 кг.

Отбор проб травы и зеленой массы . С пастбищ или сенокосных угодий пробы отбирают непосредственно перед выпасом животных или скашиванием на корм, для чего на выбранном для отбора проб участке выделяют 8-10 учетных площадок размером 1 или 2 м 2 , размещая их по диагонали участка. Травостой скашивают (срезают) на высоте 3-5 см. Полученную со всех точечных проб или учетных площадок зеленую массу собирают на полог, тщательно перемешивают и расстилают ровным слоем, получая таким образом объединенную пробу, из которой отбирают среднюю пробу для анализа. Для составления средней пробы, масса которой должна быть 1 кг, траву берут порциями по 100 г из 10 различных мест.

Пробы грубых кормов , хранящихся в скирдах, стогах отбирают по периметру скирд, стогов на равных расстояниях друг от друга на высоте 1-1,5 м от поверхности земли со всех доступных сторон с глубины не менее 0,5 м.

Отбор проб продуктов (круп, бобовых, семян и т. п.) аналогичен методам отбора проб зерна. Яблоки, помидоры, баклажаны и др. отбирают по методу отбора корнеплодов и т. п. Из небольших партий продуктов (ягоды, зелень и т. п.) точечные пробы берут в четырех-пяти местах. Объединенная проба по весу или объему не должна превышать трехкратного количества, необходимого для измерения на соответствующем приборе.

Отбор молока и молочных продуктов производят из небольших емкостей (бидон, фляга и др.). Отбирают после перемешивания, а из крупных (цистерна, чан) - с разной глубины емкости кружкой с удлиненной ручкой или специальным пробоотборником. Величина средней пробы составляет 0,2-1 л и зависит от величины всей партии продукции.

Отбор проб мяса, органов сельскохозяйственных животных и птицы выполняют на убойных пунктах колхозов, совхозов, мясокомбинатах, рынках, в личных хозяйствах, а также магазинах.

Пробы мяса (без жира) от туш или полутуш отбирают кусками по 30-50 г в области четвертого-пятого шейных позвонков, лопатки, бедра и толстых частей спинных мышц. Общая масса пробы должна составлять 0,2-0,3 кг. Для специального лабораторного исследования отбирают также кости в количестве 0,3-0,5 кг (позвоночник и второе-третье ребро). Пробы внутренних органов животных отбирают в количествах: печень, почки, селезенка, легкие - 0,1 - 0,2 кг, щитовидная железа - весь орган. Птицу (цыплят) берут целыми тушками. Кур, индеек, уток, гусей - до 1/4 тушки. Количество проб определяется объемом и характером исследований.

Отбор проб рыбы производят на рыбокомбинатах, хладокомбинатах, рынках, в магазинах, а также при отлове - непосредственно в водоемах. Мелкие экземпляры рыб берут целыми тушками, крупные - только их среднюю часть. Исследованию подлежат все виды рыбы. Масса средней пробы составляет 0,3-0,5 кг. Количество проб определяется объемом и характером исследований.

Пробы яиц отбирают на птицефабриках, птицефермах совхозов, колхозов, на рынке, в магазинах и личных хозяйствах. Величина пробы - 2-3 яйца.

Отбор проб натурального меда производят на пасеках, в магазинах, на рынках, складах и базах хозяйств и потребкооперации.

Забор меда производят трубчатым алюминиевым пробоотборником (если мед жидкий) или щупом для масла (если мед плотный) из разных слоев продукции. Закристаллизованный мед отбирают коническим щупом, погружая его в мед под наклоном. При исследовании сотового меда из одной соторамки вырезают часть сота площадью 25 см 2 . Если сотовый мед кусковой, пробу берут в тех же объемах от каждой упаковки. После удаления восковых крышечек образцы меда помещают на сетчатый фильтр с диаметром ячеек не более 1 мм, вложенный в стакан, и ставят в духовку газовой плиты при температуре 40- 45 °С. Масса средней пробы - 0,2-0,3 кг.

Пробы шерсти, технической кости, рого-копытного, пушно-мехового сырья и шкур отбирают аналогично с последующим механическим дроблением или измельчением. Масса пробы - 100-200 г.

Отбор проб соков, сиропов, варенья, воды, компотов производят из перемешанной, однородной массы. Масса пробы - 100-200 г.

Пробы готовых мясных продуктов и колбасных изделий отбирают при их передаче в торговую сеть, непосредственно в магазинах или в местах хранения. Масса проб готовых мясных продуктов, полуфабрикатов и колбасных изделий составляет 200-300 г.

Отобранные пробы в необходимых случаях очищают, отмывают и измельчают. Пробы пищевых продуктов обрабатывают так, как на первом этапе приготовления пищи. Корнеплоды, клубнеплоды и картофель моют в проточной воде. С капусты удаляют несъедобные листья. Пищевую зелень, ягоды и фрукты также промывают проточной водой. Мясо и рыбу моют, с рыбы удаляют чешую и внутренности. С колбасных изделий снимают оболочку, с сыра- слой парафина. Подготовленные продукты измельчают при помощи мясорубки, терки, кофемолки и т. д. Пищевую зелень, траву, сено и т. д. измельчают ножом в эмалированной кювете.

Для измерения на радиометре «Бета» измельченный материал при помощи шпателя или ложки помещают в специальную кювету и уплотняют. Избыток с поверхности удаляют так, чтобы продукт находился на одном уровне с верхними краями корытца. При исследовании воды, молока и других жидких и пастообразных пищевых продуктов корытце заполняют контролируемой пробой.

Подготовка прибора к работе. Подготовка приборов «Бета», СРП-68-01 и других к измерению проб, радиоактивного загрязнения поверхностей или фона описаны в предыдущем разделе.

Измерения фона . Эту операцию осуществляют в пустой, чистой (продезактивированной) чашечке-корытце или же ее можно наполнить дистиллированной водой.

Фон измеряют перед началом исследования проб материала и по его окончанию. Если же проб много и измерения проводят длительное время, то повторные (промежуточные) замеры фона производят через каждые 2 ч работы. Затем все замеры фона суммируют и определяют его среднее значение, которое и используют при расчетах активности исследуемых материалов.

Замеры проб исследуемого материала. Подготовленную к исследованию пробу вставляют в свинцовый домик и в таких же условиях, как измерялся фон (одинаковое расстояние от счетчика и время замера) измеряют ее. На радиометре «Бета» и других приборах, как правило, производят одно измерение пробы в течение 1000 с или два замера по 100 с, или три -по 10 с и из двух более близких значений вычисляют среднее.

Правильное наполнение материалом пробы чашечки, кюветы или корытца позволяют потом автоматически переносить полученные значения удельной активности пробы к килограмму массы или литру объема исследуемого материала без дополнительных взвешиваний и перерасчетов. Это предусмотрено конструкцией прибора. Вот почему важно следить за правильным наполнением измеряемой емкости и не допускать недоливания (или недосыпания) материала пробы, так же как и перенаполнения.

Расчет радиоактивности пробы. Поскольку профессиональные радиометры непосредственно радиоактивность материала исследуемой пробы не измеряют, а определяют ее пропорциональную величину N (скорость счета импульсов, фиксируемых счетчиком прибора в единицу времени), то радиоактивность (удельную активность) определяют расчетным путем по формулам:

N = (N пр - N ф) / t ; A = KN (или А = N / P

где N пр - скорость счета частоты следования импульсов при измерении радиоактивного загрязнения «толстого» слоя пробы исследуемого материала (с учетом фона), имп.; N ф - средняя фоновая скорость счета (с пустой кюветой или наполненной дистиллированной водой), имп.; t - время измерения фона и пробы, с/мин); К - переводной коэффициент (берут из паспорта прибора), Ки. с (мин)/л (кг) . имп.; Р - чувствительность радиометра Р = 1/К; А - удельная объемная (Ки/л) или удельная массовая (Ки/кг) активность измеряемой пробы.

Пример . Допустим, что на радиометре «Бета» нужно замерить сухую заварку чая (грузинский, I сорт). На приборе N ф1 получилось равным 20 имп. за t =10 с, а N ф, = 19 и N ф = 21 имп. Среднее значение фона за 10 с измерений составит 20 имп.

Измеряем три раза в течение 10 с пробу чая. Получаем: N пр =30 имп., N пр2 = 34 и N пр3 = 32 имп. Среднее значение N пр = 32 имп.

Коэффициент в данном случае равен:

К = 5,26 . 10 -8 Ки. с/кг. имп.;

А = N К = 1,2 имп./с. 5,26 . 10 -8 Ки. с/кг. имп. = 6,3 . 10 -8 Ки/кг.

Допустимая норма для чая (сухой заварки) составляет 5 . 10 -7 Ки/кг, таким образом видим, что замеренный нами чай находится в пределах нормы, т. е. почти в восемь раз ниже нормы.

Однако следует отметить, что в данную методику расчета Госстандартом СССР с 1988 г. внесено дополнение по учету естественного изотопа калий-40. Первая формула расчета активности приняла вид:

По формуле N =	N пр - N ф

где N K выбирают из таблицы содержания калия-40 в различных продуктах и сырье .

Это изменение в расчетах объясняется тем, что в последние годы из-за чрезмерной химизации полей и в частности использования калийных удобрений в продукцию растениеводства и животноводства поступает значительное количество радиоактивного калия (калия-40), а следовательно, его удельный вес в измерениях радиоактивности продуктов стал значимым и подлежит учету.

Рассмотрим, как переводить одни величины в другие и какие имеются соотношения между отдельными дозиметрическими единицами. Например, между миллирентгенами и кюри, кюри и бэрами и т. д.

Это единицы совершенно разных физических величин, хотя все они характеризуют радиоактивность или ее воздействие и поэтому не имеют строгих математических соотношений. Ориентировочно, очень приблизительно и только для конкретного региона и «букета» радионуклидов из практики (на эмпирической основе) можно предложить некоторые соотношения. Так, уровень радиации (фон) и загрязненность для определенного района можно определить из соотношений, приведенных в табл. 4.

4. Соотношение уровня радиации и загрязненности земли

	Загрязненность земли, Ки/км 2

Зная уровень радиации в данном месте, можно ориентировочно судить о загрязненности радионуклидами данной местности, и наоборот.

Соотношения между одними и теми же величинами в традиционных единицах и единицах системы СИ строго регламентированы и их математические значения приведены в приложении1.

Пример. Допустим, дозиметром измеряли уровень радиации и получили значение 0,020 мР/ч (20 мкР/ч). Определим, какую же дозу от этого фона получит человек, находясь на улице одни сутки, месяц или год, умножив дозу за час на соответствующее время. Получим: за час - 20 мкР, сутки - 480 мкР, месяц -14 400 мкР, год - 172,8 мР.

Но так как человек определенное время (более 50 %) находится в служебном или жилом помещении, то естественно он получит меньшую дозу. Например, в помещении дозиметр показал значение 0,01 мР/ч (или 10 мкР/ч). Значит, он получит дозу: за сутки - 240 мкР, месяц -7200 мкР (7,2 мР), год - 86,4 мР.

Если допустить, что этот человек по роду работы и по условиям проживания в среднем за год 50 % времени находится на улице, а 50% - в помещении, то доза будет средней: за час 15 мкР, сутки - 360 мкР, месяц- 10800 мкР (10,8 мР), за год-130 мР. Ну, и если быть более точным, то человек получит не 130 мР, а 130 мбэр, так как бэр (биологический эквивалент рентгена) - это эквивалентная доза облучения человека.

А теперь определим коэффициент ослабления помещением фонового облучения человека на открытой местности. Возьмем те же значения: на улице фон - 20 мкР/ч, а в помещении - 10 мкР/ч:

К овл = 20/10 = 2

т. е. данное помещение ослабляет внешнее облучение человека в два раза. Этот коэффициент еще называют коэффициентом защиты. В данном случае, мы вычислили коэффициент защиты от облучения человека стенами помещения.

Приведем эмпирическое соотношение по радиоактивности пищевых продуктов. Так, измеренная прибором «Поиск» (или другим) мощность экспозиционной дозы (МЭД), обусловленная гамма-излучающими радионуклидами пищевого продукта, в микрорентгенах в час может быть ориентировочно переведена в единицы удельной радиоактивности кюри на килограмм или кюри на литр:

МЭД, мкР/ч	Актив-ность, ки/кг

Примечание. Данные для прибора «Поиск» (по эталону цезий-137) и для проб с плотностью, равной единице .

Из всех бытовых дозиметров и радиометров, предназначенных для населения, только прибор «Белла» проградуирован не в традиционных, а в международных единицах СИ - микрозивертах (единицах эквивалентной дозы). Ориентировочно их можно перевести в традиционные (микрорентгены). Обратимся к описанию прибора «Руководство по эксплуатации» и прилагаемым «Методическим указаниям», утвержденным заместителем директора Института биофизики Минздрава СССР академиком Л. А. Булдаковым 07.09.1989 г.

Диапазон измерений: 0,2-100 мкЗв/ч. Это соответствует: 20-10 тыс. мкР/ч. Для точного перевода: мкЗв=104 мкР.

Мощность дозы естественного фона составляет около 0,15 мкЗв/ч (15 мкР/ч) и в зависимости от местных условий может меняться в два раза.

Для населения, проживающего вблизи АЭС, Национальной комиссией по радиационной защите (НК.РЗ) установлен предел годовой дозы 5 мЗв, что соответствует 500 мбэр или 500 мР (т. к. бэр - это биологический эквивалент рентгена, 1 бэр = 1,04 Р).

Если радиоактивное загрязнение измеряемого пищевого продукта достигает 3700 Бк (»4 кБк), то показания прибора «Белла» возрастут от фона местности на 0,15 мкЗв/ч (15,6 мкР/ч). Это соответствует 1 . 10 -7 Ки/кг (Ки/л) радиоактивного загрязнения и от потребления таких пищевых продуктов рекомендуется отказаться или ограничить их потребление в обычном рационе вдвое, вчетверо, в десять раз (в зависимости от степени загрязнения).

Эта последняя рекомендация Минздрава СССР обязательна для всех приборов: если измеряемое радиоактивное загрязнение равно 1 10~7 Ки/кг (Ки/л) и выше, то такие пищевые продукты употреблять в пищу взрослого человека (и особенно детей) нельзя. Они требуют или специальной переработки (см. рекомендации в III главе), очистки или «разбавления» чистыми продуктами.

Абсолютный метод. Тонкий слой исследуемого материала наносится на специальную тончайшую пленку (10-15 мкг/см²) и помещается внутрь детектора, в результате чего используется полный телесный угол (4) регистрации вылетающих, например, бета-частиц и достигается почти 100% эффективность счета. При работе с 4-счетчиком не нужно вводить многочисленные поправки, как при расчетном методе.

Активность препарата выражается сразу в единицах активности Бк, Кu, мКu и т.д.

А = N /  q  r  m  2,22  10 ¹²

A - активность препарата в Кu;

N - скорость счета в имп/мин за вычетом фона;

 - поправка на геометрические условия измерения (телесный угол);

-поправка на разрешающее время счетной установки;

-поправка на поглощение излучения в слое воздуха и в окне (или стенке) счетчика;

-поправка на самопоглощение в слое препарата;

q -поправка на обратное рассеяние от подложки;

r - поправка на схему распада;

-поправка на гамма-излучение при смешанном бета-, гамма-излучении;

m - навеска измерительного препарата в мг;

2,22  10 ¹² - переводной коэффициент от числа распадов в минуту к Ки (1Ки = 2,22*10¹²расп/мин).

Для определения удельной активности необходимо активность приходящуюся на 1 мг перевести на 1 кг.

Ауд = А*10 6 , (К u /кг)

Если исследуемый материал имеет слой половинного ослабления - 1/2,

то тонкие - при d<0,11/2, промежуточные - 0,11/2толстые (толстослойные препараты) d>41/2.

Апр = Аэт* N пр/ N эт , где

Аэт -активность эталонного препарата, расп/мин;

Апр -радиоактивность препарата (пробы), расп/мин;

Nэт-скорость счета от эталона, имп/мин;

Nпр -скорость счета от препарата (пробы), имп/мин.

В паспортах на радиометрическую и дозиметрическую аппаратуру указано обычно с какой погрешностью производятся измерения. Предельная относительная погрешность измерений (иногда ее называют основной относительной погрешностью) указывается в процентах, например,  25%.Для разных типов приборов она может быть от  10% до90% (иногда указывается отдельно погрешность вида измерения для разных участков шкалы).

По предельной относительной погрешности ± % можно определить предельную абсолютную погрешность измерения. Если сняты показания прибора А, то абсолютная погрешностьА=А/100. (Если А=20 мР, а=25%, то реально А= (205)мР. Т.е. в пределах от15до25мР.

Детекторы ионизирующих излучений. Классификация. Принцип и схема работы сцинтиляционного детектора.

- пропорциональные счетчики;

- счетчики Гейгера-Мюллера (газоразрядные счетчики) ;

- коронные и искровые счетчики,

а также сцинтилляционные детекторы.

Катод Диноды Анод Сцинтилляционный счетчик состоит из сцинтиллятора и

ФЭУ. Сцинцилляторы могут быть органические и

неорганические, в твердом, жидком или газовом

состоянии. Это йодистый литий, сернистый цинк,

йодистый натрий, монокристаллы анграцена, и др.

100 +200 +400 +500 вольт

Работа ФЭУ: - Под действием ядерных частиц и гамма квантов

в сцинтилляторе возбуждаются атомы и испускают кванты видимого цвета - фотоны.

Фотоны бомбардируют катод и выбивают из него фотоэлектроны:

Фотоэлектроны ускоряются электрическим полем первого динода, выбивают из него вторичные электроны, которые ускоряются полем второго динода и т. д., до образования лавинного потока электронов попадающих на катод и регистрирующихся электронной схемой прибора. Эффективность счета сцинтилляционных счетчиков достигает 100%.Разрешающая способность значительно выше чем в ионизационных камерах(10 в-5-й - !0 в-8-й против 10¯³в ионизационных камерах). Сцинтиллиционные счетчики находят очень широкое применение в радиометрической аппаратуре

Радиометры, назначение, классификация.

По назначению.

Радиометры - приборы, предназначенные для:

Измерения активности радиоактивных препаратов и источников излучения;

Определения плотности потока или интенсивности ионизирующих частиц и квантов;

Поверхностной радиоактивности предметов;

Удельной активности газов, жидкостей, твердях и сыпучих веществ.

В радиометрах в основном используются газоразрядные счетчики и сцинтилляционные детекторы.

Они подразделяются на переносные и стационарные.

Как правило они состоят из: -детектора-датчика импульсов;-импульсного усилителя;-пересчетного прибора;-электромеханического или электронного нумератора;-источника высокого напряжения для детектора;-источника питания для всей аппаратуры.

В порядке совершенствования выпускались: радиометры Б-2, Б-3, Б-4;

Указать назначение и характеристики одного из приборов.

Дозиметры, назначение, классификация.

По способу регистрации излучения (ионизационные, сцинтилляционные и др.);

По виду регистрируемого излучения (,,,n,p)

Источнику питания (сетевые, батарейные);

По месту применения (стационарные, полевые, индивидуальные);

По назначению.

Подразделяются на измерители мощности дозы - это ДП-5Б, ДП-5В, ИМД-5, и индивидуальные дозиметры - измеряют дозу излучения за промежуток времени. Это ДП-22В, ИД-1, КИД-1, КИД-2 и др. Они являются карманными дозиметрами, часть из них - прямопоказывающие.

Указать назначение и характеристики одного из приборов

Оснащение радиологического отдела ветлаборатории. Характеристика и работа радиометра СРП-68-01.

Радиометр ДП-100

Радиометр КРК-1 (РКБ-4-1ем)

Радиометр СРП 68-01

Радиометр “Бересклет”

Радиометр - дозиметр -01Р

Радиометр ДП-5В (ИМД-5)

Комплект дозиметров ДП-22В (ДП-24В).

Лаборатории могут оснащаться и другими типами радиометрической аппаратуры.

Большинство из указанных выше радиометров и дозиметров имеется на кафедре в лаборатории.

Периодизация опасностей при аварии на АЭС.

Периодизация опасностей после аварии на ЧАЭС:

1. период острой йодной опасности (йод - 131) в течение 2-3 месяцев;

2. период поверхностного загрязнения (коротко и среднеживущие радионуклиды) - до конца 1986г.;

3. период корневого поступления (Сs-137, Sr-90) - с 1987 года на 90-100 лет.

Естественные источники ионизирующих излучений. Космическое излучение и природные РВ. Доза от ЕРФ.

КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ:

1. Факторы, обуславливающие радиоактивность воздуха на открытой местности и в закрытом помещении.

2. Радон, источники, дозы, обусловленные радоном, мероприятия по снижению концентрации радона в закрытых помещениях.

3. Методы определения радиоактивности воздуха. Определение радиоактивности газов и аэрозолей.

САМОСТОЯТЕЛЬНАЯ РАБОТА:

1. Используя бета-радиометр РКБ4-1еМ, определить объемную радиоактивность пробы воздуха в учебной комнате.

2. Сравнить полученные результаты с НРБ-99.

Атмосфера является мощным акцептором техногенных, в том числе и ядерно-энергетических, радиоактивных газоаэрозольных выбросов. Их последующее включение в токи воздушных масс, рассеяние, медленная механическая (гравитационная) седиментация ведут к относительно равномерному (глобальному) распределению цезий-стронциевых фоновых загрязнений среды. Наиболее загрязняют атмосферу наземные испытания ядерного оружия. Поступление и последующее распределение радиоактивности подчиняется здесь ряду закономерностей, предполагающих длительное присутствие фактора в составе среды.

До 90% радиоактивных осколков деления попадает в стратосферу, остальное – в тропосферу. При попадании радиоактивных аэрозолей в тропосферу происходит их глобальное «размывание» и перемещение током воздушных масс с большой скоростью, преимущественно по географическим параллелям от мест взрыва. Аналогично распространялись радионуклиды после чернобыльской аварии.

Основная часть загрязнений тропосферы выпадает с осадками в ближайшие дни-недели от момента взрыва в результате вовлечения аэрозолей в процессы формирования облаков. Незначительная часть радионуклидов сорбируется аэрозолями воздуха, коагулируется с последующим «сухим» выпадением частиц. Скорость очищения тропосферы подчиняется экспоненциальному закону с периодом полуочищения 20–40 сут.

Гравитационное оседание частиц, ушедших в стратосферу, происходит крайне медленно, на протяжении десятилетий. Состав радионуклидов ядерного происхождения за время циркуляции в стратосфере меняется. Короткоживущие радионуклиды (наибольшая часть взрыва) распадаются, оставляя место цезий-стронциевым источникам глобального малоинтенсивного загрязнения среды. Переход стратосферных радионуклидов в тропосферу с последующим осаждением происходит преимущественно на широте 25 – 30 град в обоих полушариях с максимумом в Северном.

Безаварийные выбросы атомными электростанциями являются незначительными, но постоянными источниками поступления радионуклидов в атмосферу. Большая часть атмосферных загрязнений, выпадающих на поверхность Земли, при нормальном режиме работы АЭС крайне незначительна. В состав аэрозолей, выбрасываемых в атмосферу вследствие аварийной утечки теплоносителя первого контура реактора, входит сложный комплекс радионуклидов, в том числе 88 Kr, 134 Cs, 58 Со, 60 Со, 54 Mn, 140 Ва, 140 Zn, 89 Sr, 131 I. Количество радиоактивных веществ, поступающих с выбросами реакторов в атмосферу, невелико.

Наибольшую опасность как потенциальные источники загрязнения атмосферы представляют предприятия по переработке ядерного топлива. Отходы (тепловыделяющие элементы – твэлы) этих предприятий содержат значительное количество долгоживущих радиоактивных веществ. К таким радионуклидам относятся, в частности, тритий (3 Н) и криптон (85 Кг), образующиеся при обработке твэлов. Обработка твэлов сопровождается также выделением газообразных и летучих продуктов деления: 3 Н, 14 С, 85 Кr, 129 I, 131 I, 106 Ru, 134 Cs, 137 Cs, радиоактивные актиноиды.

Особого внимания в плане загрязнения атмосферы заслуживает радиоактивный криптон. Эта химически инертная и безопасная в радиационном отношении составляющая выбросов является агрессивной по отношению к физическим экосистемным функциям атмосферы вследствие ее мощного вклада в ионизацию воздушной среды и трансформации нормального распределения этого процесса в разных слоях атмосферы.

Ионизация верхних слоев атмосферы под действием жесткого ультрафиолетового и ионизирующего излучений ведет к фотодиссоциации кислорода и образованию атмосферного озонового слоя планеты, выполняющего одну из важнейших экосистемных функций – экранирования и фильтрации космических излучений.

Второй, аналогичный, приземный слой атмосферы формируется благодаря реакциям ионообразования в непосредственной близости от поверхности Земли под действием радиации от естественных радионуклидов, преимущественно радона. Образование ионов в приземных слоях играет, очевидно, существенную антибактериальную (противоэпидемическую) функцию в биоценозах.

Распределение антропогенного источника ионизации атмосферы резко отличается от естественного. Практически весь образующийся 85 Kr выбрасывается в атмосферу в северном полушарии. Это приводит к некоторой неравномерности его распределения в атмосфере земного шара. Концентрация 85 Kr в южном полушарии в 1,3–1,4 раза ниже, чем в северном. По высоте 85 Kr распределяется практически равномерно вплоть до 20 – 25 км над уровнем моря. В настоящее время концентрация 85 Кг в атмосфере составляет ~ 3 нКи/м 3 воздуха независимо от высоты над уровнем моря. Равномерное (по высоте) распределение криптона (β-активного излучателя с энергией β-частиц 0,25 МэВ и энергией γ-квантов 0,514 МэВ, периодом полураспада 10,75 лет) в атмосфере может привести к неблагоприятным экологическим последствиям.

Ионы воздуха являются ядрами конденсации и соответственно образования и роста водяных капель, сорбирующих основные сульфатные и нитратные токсические загрязнители атмосферы. Повышенная конденсация, как следствие повышенного диффузного ионообразования, в сочетании с массивным токсическим техногенным загрязнением среды является одним из факторов образования кислых туманов и дождей, закисления почв и ухудшения их репродуктивных функций, ведет к снижению иммунитета и, как следствие, к росту респираторных заболеваний. Массивное (диффузное) увеличение числа ядер конденсации может привести к формированию стратосферного сульфато-нитратного слоя, нарушению радиационного баланса Земли и к последующим труднопредсказуемым (нестабильным) изменениям климата.

Другим критическим радионуклидом, удаляемым в атмосферу в основном с выбросами заводов по переработке ядерного топлива, является тритий. Около 75% трития, содержащегося в ядерном топливе, выбрасывается в атмосферный воздух. Явные экологические изменения от присутствия трития в среде не прогнозируются.

Содержание радиоактивных веществ в воздухе нижних слоев атмосферы связано с несколькими факторами. Одним из них является первичное космическое излучение, под воздействием нейтронной компоненты которого ядра азота воздуха преобразуются в радиоактивный углерод С 14 , имеющий период полураспада, равный 5568 годам. Ежегодно в атмосфере Земли образуется около 10 кг С 14 , который затем участвует в процессах обмена в биосфере и может быть обнаружен практически во всех средах, содержащих углерод. По современным данным, концентрация С 14 в атмосферном воздухе составляет 1,3 × 10 -15 Ки/л. Кроме радиоактивного нуклида углерода под влиянием космического излучения в воздухе образуются тритий, бериллий, фосфор-32 и некоторые другие космогенные радионуклиды, значение которых в радиоактивности воздуха незначительно.

Одними из главных короткоживущих радиоактивных нуклидов воздуха являются радон, образующийся при альфа-распаде радия, и продукты его распада. В атмосферу радон попадает вследствие диффузии из поверхностных земных пород и каменных зданий, а также при сжигании каменного угля, природного газа.

Радон представляет собой инертный газ, не имеющий вкуса и запаха (в 7,5 раза тяжелее воздуха). Радон растворим в воде, но при кипячении полностью из нее удаляется. Радон химически инертен и реагирует только с сильными фторирующими реагентами.

В радиоактивных рядах семейства 238 U, 232 Th образуются альфа-активные радиоизотопы инертного газа радона: 222 Rn (радон), 220 Rn (торон). Все изотопы радона радиоактивны и довольно быстро распадаются: самый устойчивый изотоп 222 Rn имеет период полураспада 3,8 сут., второй по устойчивости – 220 Rn (торон) – 55,6 с. По вкладу в суммарную дозу облучения человека радон-222 примерно в 20 раз важнее, чем радон-220 (торон), поэтому для удобства оба изотопа в дальнейшем будем рассматривать вместе и называть просто радоном.

Характерная особенность изотопов Rn - способность создавать на соприкасающихся с ними телах радиоактивный осадок, состоящий из дочерних продуктов радиоактивного распада радона (ДПР) - короткоживущих и долгоживущих изотопов полония, свинца, висмута.

Схема образования и распада 222 Rn:

226 Ra (1620 лет) - a ® 222 Rn (3,82 дня) - a ® 218 Po (3,05 дня) - a ® 214 Pb (26,8 мин) - b ® 214 Bi (19,7 мин) -
- b ® 214 Po (1,6×10 -4 c) - a ® 210 Pb (22 года) - b

Почему радон, имея преимущественно короткоживущие изотопы, не исчезает из атмосферного воздуха? Он постоянно поступает в атмосферу из земных пород при распаде ядер 238 U и 232 Th. Пород, содержащих уран и торий, в земной коре довольно много (например, граниты, фосфориты), поэтому убыль компенсируется поступлением и в атмосфере существует некая равновесная концентрация радона. Образующиеся в результате распада радона в воздухе его ДПР тут же прикрепляются к микроскопическим пылинкам-аэрозолям. Поверхность легких у человека составляет несколько десятков квадратных метров, поэтому легкие - хороший фильтр, осаждающий эти радиоактивные аэрозоли. ДПР радона «обстреливают» альфа- и бета-частицами поверхность легких и обусловливают свыше 80 % дозы, связанной с радоном. Изотоп 222 Rn дает примерно 50–55% дозы облучения, которое ежегодно получает каждый житель Земли, изотоп 220 Rn прибавляет к этому еще ~5–10%. Таким образом, большая часть облучения исходит от дочерних продуктов распада радона. Основной медико-биологический эффект облучения от радона и его ДПР - рак легких.

Концентрацию радона в воздухе определяют по его активности в кубическом метре - Бк/м 3 .

Человек большую часть своей жизни (около 80 % времени) проводит в помещениях (жилье, рабочие места). Полагают, что среднегодовая концентрация радона в них в 20 Бк/м 3 формирует индивидуальную дозовую нагрузку 1 мЗв/год.

Коллективная годовая эффективная доза облучения населения Российской Федерации в 2003 г. за счет природных источников составила 490,9 тыс. чел.-Зв, что соответствует 3,43 мЗв в среднем на одного жителя. Из них 2,22 мЗв за счет наличия радона в воздухе жилых помещений и 0,29 мЗв за счет содержания природных радионуклидов в пище и питьевой воде.

Наибольшие значения средних годовых эффективных доз в расчете на одного жителя за счет облучения природными источниками в 2003 г. зарегистрированы в Еврейской автономной области (11,7 мЗв), в Иркутской области (7,7 мЗв) в Усть-Ордынском Бурятском АО (7,7 мЗв), в Республике Бурятия (6,7 мЗв) в Липецкой (6,5 мЗв) и Читинской (6,2 мЗв) областях. Еще в 8 субъектах Российской Федерации средние годовые эффективные дозы облучения природными источниками в расчете на одного жителя превышают 5 мЗв.

Изотопы радона и продукты их распада широко распространены в природе. Они содержатся в горных породах, воде, воздухе, природном газе, нефти и т.д., поэтому целесообразно выделить из этих объектов те источники радона, которые оказывают непосредственное или потенциальное воздействие на организм человека - это почва и горные породы, строительные материалы, воздух и вода. В первую очередь содержание радона в окружающей среде зависит от концентрации материнских элементов в породах и почвах.

Почва и горные породы являются как непосредственным источником радона, так и природными материалами, которые используются в строительстве (песок, глина, гранит, ил). Радионуклиды, родоначальники радиоактивных семейств, широко распространены в породах и минералах природного происхождения, хотя и в малых концентрациях (средние значения для 238 U - 33 Бк/кг, для 232 Th - 34 Бк/кг), однако распределение их в земной коре очень неравномерно. Наиболее высокие концентрации урана свойственны изверженным (магматическим) породам, в особенности гранитам. Высокие концентрации урана также могут быть приурочены к темноцветным сланцам, осадочным породам, содержащим фосфаты, а также метаморфическим породам, образовавшимся из этих отложений. Естественно, что и почвы, и обломочные отложения, образовавшиеся в результате переработки вышеназванных пород, также будут обогащены ураном.

Из регионов России потенциально опасных выделяют Западную Сибирь (Белокуриха, Новосибирск), Забайкалье (Краснокаменск), Северный Кавказ (Пятигорск) и Северо-западные регионы России.

Основным источником поступления радона в воздух помещений является геологическое пространство под зданием. Радон легко проникает в помещения по проницаемым зонам земной коры. Здание с газопроницаемым полом, построенное на земной поверхности, может увеличивать поток радона, выходящего из земли, до 10 раз за счет перепада давления воздуха в помещениях здания и атмосфере. Этот перепад оценивается в среднем величиной около 5 Па и обусловлен двумя причинами: ветровой нагрузкой на здание (разрежение, возникающее на границе газовой струи) и перепадом температур между комнатным воздухом и атмосферой (эффект дымовой трубы). Образующийся при распаде 238 U и 232 Th радон через трещины и поры в породах земной поверхности и строительных изделиях непрерывно поступает в атмосферный воздух, в жилые и рабочие помещения.

Установлено, что поступление радона в воздух помещений и сооружений в основном связано с геологическими свойствами.

Высокие концентрации радона в почвенном воздухе образуются:

· при неглубоком залегании гранитных пород и хорошо проницаемых осадочных отложений, перекрывающих их;

· в зонах тектонических нарушений, проникающих в осадочный чехол и являющихся путями миграции радона;

· в зонах палеоврезов, заполненных хорошо проницаемыми песчано-гравийными отложениями, при неглубоко залегающих гранитных породах фундамента;

· в зонах развития моренных радоногенерирующих отложений.

Средняя концентрация радона на открытом воздухе зависит от высоты, географической широты, температуры, силы ветра, атмосферного давления и существенно различается для разных точек Земного шара. Влияние на концентрацию радона в атмосфере также оказывает удаленность от суши.

В атмосферу помещений радон поступает следующими путями:

· проникновением из почвогрунтов через фундамент и перекрытия подвальных помещений здания;

· за счет эксхаляции (выделения) из строительных материалов и изделий, из которых построено здание;

· с водопроводной водой и бытовым газом;

· за счет воздухообмена с атмосферным воздухом.

Наиболее существенным источником радона в помещениях является его проникновение из почвогрунтов и строительных материалов, используемых при строительстве домов, зданий и т.д.

Во многих странах обнаружено, что в жилых домах, построенных из материалов, которые содержат повышенные концентрации естественных радионуклидов, концентрации радона достигают значительных уровней, а среднегодовая доза облучения легких человека в результате вдыхания радона и его дочерних продуктов может составить несколько мЗв.

Человек повсюду контактирует с радоном, и, прежде всего, в жилых помещениях и зданиях. Поступая внутрь помещения тем или иным путем, радон накапливается. В результате в помещении могут возникнуть довольно высокие уровни концентрации радона, особенно если дом стоит на грунте с относительно высоким содержанием естественных радионуклидов или если при его постройке использовали материалы с повышенной естественной радиоактивностью.

Таблица 20.

МОЩНОСТЬ РАЗЛИЧНЫХ ИСТОЧНИКОВ ПОСТУПЛЕНИЯ РАДОНА В ВОЗДУХ ЖИЛЫХ ПОМЕЩЕНИЙ

Используемые в ряде случаев в строительстве радиоактивные строительные материалы являются, как правило, побочной продукцией, технологическими отходами. Например, фосфогипс является отходом при производстве фосфорной кислоты из осадочной фосфатной руды, красный глиняный кирпич - побочная продукция при получении глинозема из боксита, доменный шлак - побочный продукт процесса производства железа и т.д. В последние годы в качестве строительных материалов используются промышленные отходы. Однако использование некоторых из них впоследствии было ограничено из-за относительно высокого содержания радиоактивных элементов. Например, квасцовые глинистые сланцы в течение нескольких десятилетий использовались в Швеции для изготовления газобетона и составляли до одной трети сбыта в производстве строительных материалов. В 1979 г. производство их было полностью прекращено.

Проведенное изучение объемной активности радона в домах в Финляндии и Великобритании показало, что повышенное его содержание в основном определяется поступлением почвенного воздуха, обогащенного радоном, из грунта под строением. При этом радиоактивность почвенного воздуха определяется характером залегающих пород и количеством воды в них.

Концентрации радона в верхних этажах многоэтажных домов, как правило, ниже, чем на первом этаже. Исследования, проведенные в Норвегии, показали, что концентрация радона в деревянных домах даже выше, чем в кирпичных, хотя дерево выделяет совершенно ничтожное количество радона по сравнению с другими материалами. Это объясняется тем, что деревянные дома, как правило, имеют меньше этажей, чем кирпичные, и, следовательно, комнаты, в которых проводились измерения, находились ближе к земле - основному источнику радона.

В воздухе помещений большинства зданий среднегодовые концентрации радона и его дочерних продуктов не превышают 40 Бк/м 3 и только в 1-1,5 % домов эти концентрации могут быть более 100 Бк/м 3 . Встречаются, однако, случаи исключительно высокого содержания радона в жилых помещениях - до 1000 Бк/м 3 и даже больше, но число таких случаев в разных странах незначительно - 0,01- 0,1 % от общего количества обследованных домов.

Важным, хотя и менее значимым источником поступления радона в жилые помещения представляет собой вода и природный газ. Концентрация радона в обычно используемой воде чрезвычайно мала, но вода из некоторых источников, особенно из глубоких колодцев или артезианских скважин, может содержать много радона. Наибольшая зарегистрированная удельная радиоактивность воды в системах водоснабжения составляет 100 млн. Бк/м 3 , наименьшая равна нулю. По оценкам НКДАР, среди всего населения Земли менее 1 % жителей потребляет воду с удельной радиоактивностью более 1 млн. Бк/м 3 и около 10 % пьют воду с концентрацией радона, превышающей 100 000 Бк/м 3 .

Радон поступает в воду из окружающей почвы, а также гранитов, базальтов, песка с которыми соприкасаются водоносные слои. Поэтому концентрация радона в водах зависит от концентрации материнских элементов в горных породах, омываемых ею, коэффициента эманирования, пористости или трещиноватости горных пород и скорости движения воды (расхода потока). Рыхлые или трещиноватые породы характеризуются повышенными концентрациями радона (зоны тектонических нарушений, кора выветривания и т.д.). Кристаллические породы обычно имеют более высокую концентрацию урана, чем средние осадочные породы. Примером пород, которые имеют повышенную концентрацию урана, являются граниты, сиениты, пегматиты, кислые вулканические породы, а также кислые гнейсы.

Подземные воды трещинных массивов кислых кристаллических пород обычно отличаются наиболее высокой концентрацией радона, достигающей 500 Бк/л и выше. Значительно ниже концентрация радона в водах основных изверженных пород. Трещинные воды известняков, песчаников, сланцев обычно имеют концентрацию радона в пределах 10-100 Бк/л. Однако, в отдельных случаях, и в этих породах могут встречаться повышенные концентрации радона. Подземные воды в горизонтах грунтовых вод, залегающих недалеко от поверхности, обычно имеют более низкую концентрацию радона, составляющую менее 50 Бк/л. В поверхностных водах концентрация радона, как правило, не превышает 2-5 Бк/л, главным образом, так как происходит его распад и аэрация в атмосферу.

В зависимости от геологических и гидрогеологических условий в различных районах земли создаются условия для формирования широкого спектра фоновых концентрации радона. Наряду с районами с пониженными фоновыми концентрациями радона в водах имеются территории с весьма высокими содержанием радона. Такие территории обнаружены в Бразилии, Индии, Канаде. В Иране известны родники с высокими концентрациями радона. Повышенными фоновыми концентрациями радона характеризуются скандинавские страны. Многочисленные зоны с высокой концентрацией радона в водах выявлены в США. В России выявлены зоны с концентрацией радона в воде в 300-400 Бк/л. Если в используемой воде содержится много радона, то есть несколько простых способов снижения радона в используемой воде. Самый простой из них, это кипячение. Обычно люди потребляют большую часть воды в виде горячих напитков и блюд (супы, чай, кофе). При кипячении воды или приготовлении пищи радон в значительной степени улетучивается. Также заметно снизить концентрацию можно при использовании фильтров из активированного угля.

Наибольшую опасность представляет поступление радона с водяными парами при пользовании душем, ванной, парной и т. п. Так, при обследовании ряда домов в Финляндии, было выяснено, что концентрация радона в ванной комнате в 40 раз выше, чем в жилой. Всего за 22 минуты пользования душем концентрация радона достигает величины, которая в 55 раз превышает предельно допустимую. В Швеции возникла острая проблема, связанная с проведением кампании за экономию энергии и тщательной герметизацией зданий: с 50-х до 70-х годов скорость вентилирования в домах уменьшилась более чем вдвое, а концентрация радона внутри домов увеличилась более чем в три раза.

В случае, когда для снабжения водой используются артезианские скважины, радон попадает в дом с водой и также может скапливаться в значительных количествах в кухнях и ванных комнатах. Дело в том, что радон очень хорошо растворяется в воде и при контакте подземных вод с радоном, они очень быстро насыщаются последним. В США уровень содержания радона в грунтовых водах колеблется от 10 до 100 Бк/л, в отдельных районах доходя до сотен и даже тысяч Бк/л.

Растворенный в воде радон действует двояко. С одной стороны, он вместе с водой попадает в пищеварительную систему, а с другой стороны, люди вдыхают выделяемый водой радон при ее использовании. Дело в том, что в тот момент, когда вода вытекает из крана, радон выделяется из нее, в результате чего концентрация радона в кухне или ванной комнате может в 30-40 раз превышать его уровень в других помещениях (например, в жилых комнатах). Второй (ингаляционный) способ воздействия радона считается более опасным для здоровья.

Из-за разнообразия условий радононакопления в водах в разных странах приняты различные величины допустимых концентраций радона, которые ограничивают использование вод с высоким его содержанием. Так, в Финляндии предельно допустимые концентрации установлены на уровне 300 Бк/л, в Швеции - 300 Бк/л, в Ирландии - 200 Бк/л. В России нормы радиационной безопасности (НРБ-99), устанавливают предельно допустимое содержание радона в воде в 60 Бк/л при отсутствии в воде других радиоактивных веществ.

Радон проникает также в природный газ под землей. В результате предварительной переработки и в процессе хранения газа перед поступлением его к потребителю большая часть радона распадается и улетучивается, но концентрация радона в помещении может заметно возрасти, если кухонные плиты, отопительные и другие нагревательные устройства, в которых сжигается газ, не снабжены вытяжкой. При наличии вытяжки, которая сообщается с наружным воздухом, пользование газом практически не влияет на концентрацию радона в помещении.

Макияж. Уход за кожей и волосами. Маникюр

СХОЖИЕ СТАТЬИ