Практическая работа №1 радиация РКСБ-104


Чтобы посмотреть этот PDF файл с форматированием и разметкой, скачайте его и откройте на своем компьютере.
ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ

ГОСУДАРСТВЕННОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ

ВЫСШЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ

«УФИМСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НЕФТЯНОЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ
УНИВЕРСИТЕТ»






Кафедра прикладной экологии






Изучение радиоактивности портативным при
бором РКСБ
-
104





УЧЕБНО
-
МЕТОДИЧЕСКОЕ ПОСОБИЕ

К выполнению лабораторной работы

по дисциплинам «Экология», «Природа и экология Башкортостана»




















Уфа 2013



2

В учебно
-
методическом пособии приведены общие сведения о радиации, о
нормативных док
ументах, регламентирующих уровни облучения, и способах
защиты от ионизирующих излучений.


Дана методика контроля радиационной обстановки на местности
дозиметром РКСБ
-
104.


Предназначено для студентов всех специальностей, изучающих
дисциплины «Экология» и «
Природа и экология Башкортостана».










Составители:



Балакирева С.В., доц., канд. техн. наук


Сафаров А.Х., ст. преподаватель, канд. техн. наук


Ягафарова Г.Г., проф., д
-
р техн. наук




Рецензент



Мукаева Г.Р., доц., канд. техн. наук


















© Уфимский государственный нефтяной технический университет, 2013

\


3
1. ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ О РАДИАЦИИ


1.1 Естественная и искусственная радиоактивность

Радиоактивность
-

это свойство атомных ядер определенных химических
элементов самопроизвольно превра
щаться в ядра других элементов с
испусканием особого рода излучения, называемого радиоактивным. Нельзя
повлиять на течение процесса радиоактивного распада, не изменив состояния
атомного ядра. На скорость течения радиоактивных превращений

не оказывают
никак
ого воздействия изменения температуры и давления, наличие
электрического и магнитного полей, вид химического соединения данного
радиоактивного элемента и его агрегатное состояние.

Радиоактивные явления, происходящие в природе, называют
естественной
радиоак
тивностью

(космическая радиация и излучения природных
радионуклидов, рассеянных в земных породах, почве, воде, воздухе,
строительных и других материалах, живых организмах). Например, изотоп
40
K

широко рассеян в почвах и прочно удерживается глинами вследств
ие процессов
сорбции. Глинистые почвы почти везде богаче радиоактивными элементами, чем
песчаные и известняки. Радиоактивные тяжелые элементы (
U
,
Th
,
Ra
) содержатся
преимущественно в горных гранитных породах. Радиоактивные элементы
распространены в природе

в ничтожных количествах. В земной коре естественно
-
радиоактивные элементы есть преимущественно в урановых рудах, и почти все
они являются изотопами тяжелых элементов с атомным номером более 83. Цепи
радиоактивных распадов начинаются с урана
-

радия (
U
238
92
-

Ra
),

тория (
Th
232
90
) или
актиния
(
Ac
235
89
).


Аналогичные процессы, происходящие в искусственно полученных
веществах (через соответствующие ядерные реакции), называют
искусственной
радиоактивностью

(сжи
гание угля, разработка месторождений радиоактивных
руд, применение радионуклидов в различных отраслях экономики, работа
ядерно
-
технических установок, ядерные взрывы в мирных целях (строительство
подземных хранилищ, нефтедобыча, строительство каналов), ав
арии на объектах,
содержащих радиоактивные вещества, ядерные отходы АЭС, промышленности,
флота, испытание ядерного оружия (при ядерных взрывах образуется около 250
изотопов 35 элементов (из них 225 радиоактивных) как непосредственных
осколков деления ядер

тяжелых элементов (
235
U
,
239
Pu
,
233
U
,
238
U
), так и продуктов
их распада. Количество радиоактивных продуктов деления (РПД) возраста
ет
соответственно мощности ядерного заряда. Часть образовавшихся РПД
распадается в ближайшие секунды и минуты после взрыва,
другая часть имеет
период полураспада порядка нескольких часов. Радионуклиды, такие как
86
Rb
,
89
Sr
,
91
Y
,
95
Cd
,
125
Sn
.
l
25
Te
,
l
31
I
,
133
Xe
,
l
36
Cs
,
140
Ba
,
141
Ce
,
156
Eu
,
161
Yb
, обладают
периодом полураспада в несколько дней,
a

85
Kr
,
90
Sr
,
106
Ru
,
125
Sb
,
137
Cs
,
l
47
Pm
,
l
5
l
Sm
,
l
55
Eu



от одного года до нескольких десятков лет. Группа, состоящая из
87
Rb
,
93
Zr
,
l
29
I
,
135
Cs
,
144
Nd
,
137
Sm
, характеризуется чрезвычайно медленным распадом,
продолжающимся миллионы лет)). Искусственные радионуклиды по различным
причинам поп
адают в окружающую среду, повышая тем самым радиационный

4
фон. Кроме того, они включаются в биологические системы и поступают
непосредственно в организм животных и человека. Все это создает опасность для
нормальной жизнедеятельности живого организма.

Внешни
е и внутренние источники, действуя непрерывно, сообщают
организму определенную поглощенную дозу. Большую часть облучения от
источников естественной радиации человек получает за счет земных источников


в среднем более 5/6 годовой эффективной эквивалентной
дозы, получаемой
населением (в основном внутреннее облучение). Оставшаяся часть приходится на
космическое излучение (главным образом внешнее облучение). Эффективная
эквивалентная доза от воздействия космического излучения составляет около 300
мкЗв/год (для

живу
щих на уровне моря), для живущих выше 2 тыс. м над уровнем
моря эта величина в несколько раз больше.
Среднегодовая безопасная доза для
человека составляет около 1,2 мГр на гонады и 1,3 мГр на скелет.



1.2 Виды радиоактивных излучений

Лучи, отклоняю
щиеся в поперечном магнитном поле к отрицательно
заряженной пластинке, были названы альфа
-
лучами, отклоняющиеся к
положительно заряженной пластинке
-

бета
-
лучами, а лучи, которые совсем не
отклонялись,
-

гамма
-
лучами.

Альфа
-
частицы
(

-
частицы) представ
ляют собой ядра атомов гелия и
состоят из двух протонов и двух нейтронов; они имеют двойной
положительный заряд и относительно большую массу, превышающую массу
электрона в 7300 раз, движутся со скоростью около 20000 км/с. Имеют

энергию
,
которая

колеблется в пределах 2
-

11 МэВ. Для каж
дого данного изотопа энергия
альфа
-
частиц постоянна. Пробег альфа
-
частиц в воздухе составляет в
зависимости от энергии 2
-

10 см, в биологических тканях
-

несколько десятков
микрометров (30
-
150
мкм), в алюминии
-
10
-

70 мкм. Так как альфа
-
частицы
массивны и обладают сравнительно большой энергией, путь их в веществе
прямолинеен; они на своем пути создают ионизацию большой плотности (в
воздухе на 1 см пути альфа
-
частица образует 100
-

250 тыс. пар
ионов), вызывают
сильно выраженные эффекты ионизации и флуоресценции. Этот вид излучения
наблюдается преимущественно у естественных радиоактивных элементов (радий,
торий, полоний, уран и др.). Альфа
-
излучатели при попадании в организм (через
поврежденные у
частки ткани, дыхание, с водой, пищей, радиоактивной пылью)
крайне опасны для человека и животных. Вся энергия альфа
-
частиц передается
клеткам организма, что наносит им вред. Для альфа
-
излучения лист бумаги или
неповрежденная кожа


непреодолимое препятств
ие.

Бета
-
частицы
(
β
-
частицы) представляют собой поток частиц (электроны
или позитроны) ядерного происхождения. Позитрон
-

элементарная частица,
подобная электрону, но с положительным знаком заряда. Бета
-
частицы одного и
того же радиоактивного элемента обл
адают различным запасом энергии (от нуля
до некоторого максимального значения). Это объясняется тем, что при бета
-
распаде из атомного ядра вылетают одновременно с бета
-
частицей нейтрино.
Поскольку бета
-
частицы одного и того же радиоактивного элемента имеют


5
различный запас энергии, то величина их пробега в одной и той же среде будет
неодинаковой. Путь бета
-
частиц в веществе извилист, так как, имея крайне малую
массу, они легко изменяют направление движения под действием электрических
полей встречных атомов.
Бета
-
излучение обладает меньшим эффектом
ионизации, чем альфа
-
излучение. Оно образует 50
-

100 пар ионов на 1 см пути в
воздухе и имеет «рассеянный тип ионизации». Пробег бета
-
частиц в воздухе
может составлять в зависимости от энергии до 25 м, в биологичес
ких тканях
-

до
1 см, в металлах


до 1 мм. Скорость движения бета
-
частиц в вакууме равна 1
.

10
10
-

2,9
.

10
10

см/с (0,3
-

0,99 скорости света). Проходя через вещество бета
-
частицы взаимодействуют как с электронами, так и с ядрами атомов. Различные
радио
активные изотопы значительно отличаются друг от друга по уровню
энергии бета
-
частиц. Максимальная энергия бета
-
частиц различных элементов
имеет широкие пределы
-

от 0,015
-

0,05 МэВ (мягкое бета
-
излучение) до 3
-

12МэВ (жесткое бета
-
излучение). Удельная ио
низирующая способность бета
-
частицы меньше, чем у альфа
-
частицы, но выше, чем у гамма
-
частицы. В
результате ионизации в некоторых средах происходят вторичные процессы:
люминесценция, фотохимические реакции, образование химически активных
радикалов.

Гамма
-
и
злучение
(

) представляет собой поток электромагнитных волн, так
же
,

как радиоволны, видимый свет, ультрафиолетовые и инфракрасные лучи,
рентгеновское излучение. Различные виды электромагнитного излучения
отличаются условиями образова
ния и определенными свойствами (длиной волны,
энергией).

Гамма
-
излучение распространяется со скоростью света, оно свободно
проходит через тело человека и другие материалы без заметного ослабления.
Гамма
-
излучение распространяется прямолинейно, оно имеет б
ольшой пробег в
воздухе и может создавать вторичное и рассеянное излучения в средах, через
которые проходит.

Рентгеновское излучение

возникает при торможении электронов в

электрическом поле ядер атомов вещества (тормозное рентгеновское излучение)
или при п
ерестройке электронных оболочек атомов при ионизации и возбуждении
атомов и молекул (характеристическое рентгеновское излучение). При различных
переходах атомов и молекул из возбужденного состояния в невозбужденное
может происходить испускание видимого све
та, инфракрасных и
ультрафиолетовых лучей.

Гамма
-
кванты



это излучение ядерного происхождения. Они
испускаются ядрами атомов при альфа
-

и бета
-
распаде природных и
искусственных радионуклидов в тех случаях, когда в дочернем ядре оказывается
избыток энергии
, не захваченный корпускулярным излучением (альфа
-

и бета
-
частицей). Это избыток мгновенно высвечивается в виде гамма
-
квантов.
Гамма
-
кванты лишены массы покоя.

Это значит, что фотоны существуют только в
движении. Они не имеют заряда и поэтому в электрическ
ом и магнитном полях не
отклоняются. В веществе и вакууме гамма
-
лучи распространяются прямолинейно
и равномерно во все стороны от источника. Скорость распространения их в
вакууме равняется скорости света (3
.

10
10
см/с). Частота колебаний гамма
-
квантов

6
связ
ана с длиной их волны. Чем меньше длина волны, тем больше частота
колебаний излучения, тем больше его энергия и, следовательно, проникающая
способность. Энергия гамма
-
излучения естественных радиоактивных элементов
колеблется от нескольких килоэлектронвольт

до 2
-

3 МэВ и редко достигает 5
-

6
МэВ. Гамма
-
излучатели редко имеют однозначную энергию квантов. В состав
потока гамма
-
излучения чаще входят кванты различной энергии. Например, при
распаде изотопа йода (
131
I
) образуется пять групп квантов с энергиями
0,08; 0,163;
0,364; 0,637 и 0,722 МэВ. Бром (
82
В
r
) излучает 11 групп гамма
-
квантов с энергией
в пределах 0,248
-

1,453 МэВ, а кадмий (
115
Cd
)
-

13 групп от 0,335 до 1,28 МэВ.
Гамма
-
кванты, не имея заряда и массы покоя, вызывают слабое ионизирующее
действие,

но обладают большой проникающей способностью. Путь пробега в
воздухе достигает 100
-

150 м.

Нейтронное излучение



поток нейтронов. Заряд
-

0, масса
-

1а.е.м.,
энергия
-

0,1
-
20 МэВ, излучается при ядерных превращениях, пробег больше
,

чем

у
други
х

излучен
и
й
.

Наиболее опасными являются
γ

-

излучения и нейтроны, так как имеют
наибольшие пробеги.


1.3 Единицы измерения активности, дозы излучения

Количество любого радиоактивного изотопа со временем умень
шается
вследствие радиоактивного распада (превращения яд
ер). Скорость распада
определяется строением ядра. На этот процесс нельзя повлиять никакими
обычными физическими или химическими способами, не изменив состояния
атомного ядра. Для каждого радиоактивного изотопа средняя скорость распада
его ато
мов постоянн
а, неизменна и характерна только для данного изото
па.
Постоянная радиоактивного распада


для определенного изо
топа показывает,
какая доля ядер распадается в единицу времени. Постоянную распада выражают в
обратных единицах времени: с
-
1
, мин
-
1
, ч
-
1
и т. д
., чтобы показать, что количество
радиоактивных ядер убывает.

Для характеристики скорости распада радиоактивных элементов в практике
пользуются вместо постоянной распада периодом полураспада.
Период
полураспада


это время, в течение которого распадается

половина исходного
количества радиоактивных ядер. Для различных радиоактивных изотопов период
полураспада имеет значения от долей секунды до миллиардов лет. Причем у
одного и того же элемента могут быть изотопы с различными периодами
полураспада. Соответс
твенно и радиоактивные элементы разделяются на
короткоживущие (часы, дни) и долгоживущие (годы).

Связь между периодом полураспада и постоянной распада имеет обратную
зависимость, т. е. чем больше значение

,
тем меньше значение
Т,
и н
аоборот:



/
693
,
0

;
/
693
,
0


T
T
.

Особенность радиоактивного распада в том, что ядра одного и того же
элемента распадаются не все сразу, а постепенно, в различное время. Иными
словами, распад ядер происходит неравномерно


то большими, то меньшими
порциями
, поэтому при одном и том же времени измерения числа импульсов от
радиоактивного препарата получаются разные значения. Следовательно, для

7
получения точных результатов необходимо измерения проводить несколько раз.
Однако при определении радиоактивности ко
роткоживущих препаратов будут
наслаиваться другие ошибки, во избежание которых необходимо правильно
выбрать время счета (таблица Бэлла и др.).

Количество радиоактивного вещества обычно определяют не единицами
массы (грамм, миллиграмм и т. п.), а
активность
ю

данного
вещества
, которая
равна числу распадов в единицу времени. Чем больше радиоактивных
превращений испытывают атомы данного препарата в секунду, тем больше его
активность. Как следует из закона радиоактивного распада, активность
радионуклида пропорци
ональна числу радиоактивных атомов, т. е. возрастает с
увеличением количества данного вещества. Поскольку скорость распада
радиоактивных изотопов различна, то одинаковые по массе количества различных
радионуклидов имеют разную активность. Так, если взять р
адионуклиды
238
U
,
32
Р
и
8
Li

одинаковой массы, но с различными периодами полураспада (4,5
.

10
9

лет,
14,3 дня и 0,89 с соответственно), то самая высокая активность будет у лития и
фосфора и очень малая у урана, так как наибольшее число распадов в 1 с будет
у
первых двух изотопов.

Единицей активности в системе единиц (СИ) служит распад в секунду
(расп/с), ее называют
беккерель

(Бк); 1 Бк  1 с
-
1
.


Также используется единица
-

кюри (Ки).
Кюри

-

это такое количество
любого радиоактивного вещества, в котором чи
сло радиоактивных распадов в
секунду равно 3,7
.

10
10
. Единица кюри соответствует радиоактивности 1 г радия.
Кюри очень большая величина, поэтому обычно употребляют дробные
производные единицы (1 мКи, мкКи, 1 нКи
,

1 пКи). 1 Ки  3,7
.

10
10

Бк.

Активность л
юбого радиоактивного препарата по истечении времени
t

определяют по формуле, соответствующей основному закону радиоактивного
распада:

T
t
t
e
A
A
693
,
0
0

,

где
A
t


активность препарата через время
t
;
А
0



исходная активность
препарата;
е


основание нату
ральных логарифмов (е 2,72);
Т


период
полураспада; значения
Т и
t

должны иметь одинаковую размерность (минуты,
часы, сутки и т. д.).

Пример
.

Активность
А
0

радиоактивного элемента
32
Р на определенный день
равна 5 мКи. Определить активность этого элемента

через неделю. Период
полураспада
T

элемента
32
Р составляет 14,3 дня. Активность
32
Р через 7 сут:

мКи
A
t
34
,
0
3
,
14
7
*
693
,
0
72
,
2
*
5
72
,
2
*
5



.

Единицы кюри для характеристики гамма
-
активности источни
ков
непригодны. Для этих целей введена другая единица
-

эквивалент 1 мг ради
я (мг
-
экв. радия).
Миллиграмм
-
эквивалент радия


это активность любого
радиоактивного препарата, гамма
-
излучение которого при идентичных условиях
измерения создает такую же мощность экспозиционной дозы, как гамма
-
излучение 1 мг радия Государственного этало
на радия РФ при использовании
платинового фильтра толщиной 0,5 мм.


8
Существуют таб
лицы гамма
-
постоянных для большинства радиоактивных
изотопов. Так, гамма
-
постоянная
60
Со составляет 13,5 Р/ч.

Доза излучения и единицы ее измерения
. Биологическое действие
рентгеновского и ядерных излучений на организм обусловлено ионизацией и
возбуждением атомов и молекул биологической среды. На процесс ионизации
излучения расходуют свою энергию. В результате взаимодействия излучений с
биологической средой живому организму
передается определенное количество
энергии. Часть поступающего в организм излучения, которое пронизывает
облучаемый объект (без поглощения), действия на него не оказывает. Поэтому
основная физическая величина, характеризующая действие излучения на
организм
, находится в прямой зависимости от количества поглощенной энергии.
Для измерения количества поглощенной энергии введено такое понятие, как
доза
излучения
. Это величина энергии, поглощенной в единице объема (массы)
облучаемого вещества.

Различают дозу в во
здухе, дозу на поверхности (кожная доза) и в глубине
облучаемого объекта (глубинная доза), очаговую и интегральную (общая
поглощенная доза) дозы. Так как поглощенная энер
гия расходуется на ионизацию
среды, то для измерения ее необходимо подсчитать число п
ар ионов,
образующихся при излучении. Однако измерить ионизацию непосредственно в
глубине тканей живого организма трудно. В связи с этим для количественной
характеристики рентгеновского и гамма
-
излучений, действующих на объект,
определяют так называемую
эк
спозиционную дозу

D
0
, которая характеризует
ионизирующую способность рентгеновских и гамма
-
лучей в воздухе. От
экспозиционной дозы с помощью соответствующих коэффициентов переходят к
дозе, поглощенной в объекте. Экспозиционную дозу определяют по
ионизирующ
ему действию излучения в определенной массе воздуха и только при
значениях энергии рентгеновских и гамма
-
лучей в диапазоне от десятков
килоэлектронвольт до 3 МэВ.

За единицу экспозиционной дозы

в Международной системе единиц (СИ)
принят
кулон на килограмм

(Кл/кг), т. е. такая экспозиционная доза рентгеновских
и

гамма
-
лучей, при которой в 1 кг сухого воздуха образуются ионы, несущие
заряд в один кулон электричества каждого знака.

На практике применяют единицу
рентген
(1 Р  2,58
.

10
-
4

Кл/кг). Рентген
(Р)


экспозиционная доза рентгеновского или гамма
-
излучения, при которой в 1
см
3

воздуха (0,001293 г сухого воздуха) при нормальных условиях (0
o
o
o
С и 1013
ГПа) образуется 2,0
.

10
9

пар ионов.

Поскольку на образование одной пары ионов в воздухе в среднем
затрачи
вается 34 эВ, то энергетический эквивалент рентгена в 1 см
3
воздуха
составляет 2,08
.

10
9

.

34 = 7,08
.

10
4

МэВ  0,114 эрг/см
3
, или в 1 г воздуха 88
эрг

(0,114/0,001293  88 эрг).

Единица
рад

(
rad



radiation

absorbent

dose
)
-

поглощенная доза любого
вида

ионизирующего излучения, при которой в 1 г массы вещества поглощается
энергия излучения, равная 100 эрг (1 рад  100 эрг/г  10
-
2

Дж/кг).

За единицу поглощенной дозы

в Международной системе еди
ниц (СИ)
принят
джоуль на килограмм

(Дж/кг), т. е. такая погл
ощенная доза, при которой в

9
1 кг массы облученного вещества поглощается 1 Дж энергии излучения. Этой
единице присвоено соб
ственное наименование
грей

(Гр), 1 Гр  1 Дж/кг  100 рад.
Экви
валентной единицей поглощенной дозы является
зиверт

(Зв).

Поскольку п
ри одной и той же энергии гамма
-
квантов и частиц
в

1 г
биологической ткани, разной по химическому составу, поглощается различное
количество энергии, поглощенную в тканях дозу измеряют в радах расчетным
путем по формуле

f
D
D
p
рад

,

где
D
рад



п
оглощенная доза, рад;
D
p



экспозиционная доза в той же
точке, Р;
f



переходный коэффициент, значение которого зависит от энергии
излучения и от рода поглощающей ткани (атомного номера и плотности).

Если в воздухе доза излучения в 1 Р энергетически эквива
лентна 88 эрг/г, то
поглощенная энергия для этой среды составит 88 :100  0,88 рад. Таким образом,
для воздуха поглощенная доза, равная 0,88 рад, соответствует экспозиционной
дозе в 1 Р. Переходный коэффициент
f

обычно определяют опытным путем. Для
воды и
мягких тканей коэффициент
f
тк

округленно принят за единицу (фактически
он составляет 0,93). Следовательно, поглощенная доза в радах численно почти
равна соответствующей экспозиционной дозе в рентгенах. Для костной ткани
коэффициент
f
K

= 2
-

5.

В биологичес
ком отношении важно знать не просто дозу излучения,
которую получил облучаемый объект, а дозу, полученную в единицу времени. В
одном случае суммарная доза, значительно превышающая смертельную, но
полученная в течение длительного периода времени, не только
не приведет к
гибели живого, но даже не вызовет у него реакцию лучевого поражения. В другом
случае доза меньше смертельной, но полученная в короткий отрезок времени,
может вызвать лучевую болезнь различной тяжести. В связи с этим введено
понятие мощности д
озы.
Мощность дозы

(
P
)


это доза излучения
D
,
отнесенная
к единице времени
t
:

t
D
P
/

.

Чем больше мощность дозы
Р,
тем быстрее растет доза излучения
D
.

В системе СИ за единицу эквивалентной дозы принят зиверт (Зв); 1 Зв  100
бэр. Внесисте
мная единица эквивалентной дозы


биологический эквивалент
рентгена
-

бэр (1 бэр  1
.

10
-
2
Дж/кг).

Для установления соотношения между активностью радиоактивного
препарата и экспозиционной дозой, создаваемой им, используют гамма
-
постоянную

K
.
Для точечного источника с активностью
А
(мКи) доза излучения
D

(Р), создаваемая за время
t

(ч), на расстоянии
R

(см) выражается формулой

2
/
R
At
K
D


.

Соответственно мощность экспозиционной дозы (Р/ч) равна:

2
/
R
At
K
P


.

Есл
и вместо активности известен гамма
-
эквивалент радиоактивного изотопа
М
(мг
.

экв. радия), то

2
2
/
4
,
8
;
/
4
,
8
R
Mt
P
R
Mt
D


,

где 8,4


гамма
-
постоянная радия, г.


10

Квадрат расстояния
R

в знаменателе показывает, что доза от точечного
источника ослабевает по закону
квадратов расстояния подобно изменению
интенсивности света.

Пример.

Имеется радиоактивный источник
60
Со, гамма
-
эквивалент
которого 10 мг
.

экв. радия. Какую дозу получит работающий на расстоянии 0,5 м
за 6 дней, если работает ежедневно: по 30 мин; по 3 ми
н?

Решение:

1)
P
1
,
0
2500
6
*
5
,
0
*
10
*
4
,
8
4
,
8
2



R
Mt
D
;



При пересчете в единицы СИ необходимо учесть, что 1 Р  10
-
2

Гр.

Для обеспечения прогноза радиоактивных воздействий введено понятие
мощность дозы
. Это чрезвычайно важное понятие применяется и для
экспоз
и
ционной, и для поглощенной, и для эквивалентной доз. В каждом случае,
соо
т
ветствующая мощность дозы равна дозе, получаемой тем или иным
веществом за единицу времени (за секунду или, в бытовых условиях чаще, за час).
Мо
щ
ность эквивалентной дозы приня
то обозначать МЭД. Зная эту величину,
можно наперёд вычислить ожидаемое значение получаемой дозы за любой,
наперед заданный, период времени, умножив МЭД на это время.

Например, дозиметрический прибор показал мощность эквивалентной д
о
зы
на ступеньках из гр
анита
-

0,8 мкЗв/ч (Р0,8 мкЗв/ч). Если человек пос
и
дит на
этих ступеньках, например, 5 часов, то он получит радиационное обл
у
чение дозы

0,8 мкЗв/ч
? 5
ч  4 мкЗв (400 мкбэр),

что в 25
-
50 раз выше дозы от естественной со
л
нечной радиации.

Последствия облуче
ния определяются не мощностью дозы, а суммарной
полученной дозой, т.е. мощностью дозы умноженной на время, в течение
кот
о
рого облучается человек. Например, если мощность дозы составляет 0,11
мкЗв/ч, то облучение в течение года (8800 ч) создаст дозу ~ 1000
мкЗв или 1
миллизиверт (мЗв).


1.4 Принцип расчета доз при внутреннем (инкорпирова
н
ном)
облучении

При работе с открытыми источниками ионизирующих излучений
радиоактивные вещества могут вследствие нарушения техники безопасности или
при аварии попасть в орг
анизм через дыхательные пути, желудочно
-
кишечный
тракт, поры кожи и открытые повреждения. Иногда радиоактивные вещества
вводят в организм с диагностической, терапевтической или экспериментальной
целью. Во всех случаях попадания радиоактивных веществ в орга
низм создается
опасность лучевого поражения. Определить дозу, полученную в результате
внутреннего облучения, трудно и особенно тогда, когда неизвестно количество
радиоактивного вещества, поступившего в организм.

Следует отметить, что при одних и тех же кол
ичествах радиоактивного
вещества внутреннее облучение во много раз опаснее внешнего. Это связано с
рядом особенностей:


8,4
.

10

.
0,05
.

6

2)
D
=

_____________________
 0,01Р.


2500




11

-
резко возрастает время облучения, так как попавшие внутрь организма
радиоактивные вещества вступают в химическую связь с различными элем
ентами
живой ткани и медленно выводятся из нее;

-
расстояние от источника облучения до облучаемой ткани сокращается
практически до нуля, а телесный угол, при котором излучение воздействует на
организм, достигает

4
;

-
внешнее облучение в
оздействует на все ткани практически в равной
степени, тогда как радиоактивные вещества отлагаются внутри организма
неравномерно и могут концентрироваться вблизи особо чувствительных к
излучению и важных в жизнедеятельности органов или непосредственно в ни
х
(критические органы);

-
наибольшая опасность внутреннего облучения связана еще и с тем, что в
числе поражающих факторов при внутреннем облучении необходимо учитывать
линейную плотность ионизации, характеризуемую коэффициентом
относительной биологической э
ффективностью (ОБЭ). Особенно это относится к
альфа
-
излучению.

Содержание радиоактивных веществ в организме со временем уменьшается
в результате двух одновременно протекающих процессов: физического распада и
биологического выведения их из организма. Следов
ательно, эффективная
постоянная выведения
эфф


будет складываться из постоянной
физического распада
физ


и постоянной биологического выведения
биол

:

биол
физ
эфф





.

Скорость биологического в
ыведения больше у тех радиоактивных веществ,
которые имеют меньшее «сродство» с элементами живой ткани. Радиоактивные
вещества, вступающие в обмен веществ и прочные биологические соединения,
удерживаются в организме длительное время.

Дозу при внутреннем об
лучении можно подсчитать, если известны
радиоактивный изотоп, закон распределения его в организме и
продолжительность облучения. Со временем

концентрация радиоактивного
изотопа в тканях организма будет уменьшаться по экспоненциальной
зависимости:

t
е
эфф
e
С
С



0
,

где
С
0



исходная концентрация радиоактивного изотопа, мКи/г;
С
t



концентрация радиоактивного изотопа, оставшаяся по прошествии времени
t
,
мКи/г;
е


основание натуральных логарифмов;
эфф




эффективная постоянная
выведе
ния;
t



время, прошедшее от начального момента (
t
0) до данного.

Мощность дозы при однократном поступлении радиоактивного вещества
пропорциональна концентрации и, следовательно, также будет убывать по
экспоненте.

Полная поглощенная доза


D

(рад), накапливающаяся от начального
момента времени
t

=
0 до полного распада изотопа, в каком
-
либо органе с
распределенным в нем гамма
-
излучателем может быть рассчитана по формуле



12

эфф
qT
C
K
D



0
032
,
0


,

где 0,032


постоянный расчетный коэффициен
т поглощенных доз;

K



постоянная гамма
-
изотопа;
С
о



начальная концентрация изотопа в ткани, мКи/г;
р



плотность ткани, г/см
3
;
q



геометрический фактор, зависящий от формы и
размера объекта;
Т
эфф



эффективный период полувыведения
изотопа из
организма (или из органа при расчете поглощенной дозы в органе).

Оценка геометрического фактора сложна. В справочниках даются
ориентировочные значения
q

для различных точек тела разной формы (шар,
цилиндр и т. д.).

Поглощенную дозу
)
(
t
D


(рад) в любой момент времени после поступления
радиоизотопа в организм вычисляют по формуле

)
1
(
032
,
0
693
,
0
0
)
(
эфф
T
t
эфф
t
e
qT
C
K
D






,

где
С
0



начальная концентрация радиоизотопа, мКи/г;
t


время в днях.

Поглощенную дозу
)
(
t
D


(рад) для коротко
живущего бета
-
излучающего
изотопа, распадающегося практически полностью в течение первых суток (или
одной недели) после поступления его в биологическую ткань, рассчитывают по
формуле

эфф
t
T
E
C
D


0
)
(
8
,
73

,

где 73,8


постоянный расчетный коэффициент погл
ощенных доз, если
концентрация изотопа
С

выражена в мКи/г, а
Т
эфф

в сутках;

E



средняя энергия
бета
-
частиц, МэВ.

Поглощенную дозу
)
(
t
D


(рад) в любой момент времени вычисляют по
формуле



)
1
(
8
,
73
693
,
0
0
)
(
эфф
T
t
эфф
t
e
T
E
C
D





,

где
t

время облучения, сут.


Альфа
-
излучающие вещества при попадании внутрь организма оказывают
более выраженное биологическое действие, чем гамма
-

и бета
-
излучающие
вещества при равной концентрации на 1 г ткани. Это

обусловлено высокой
плотностью ионизации среды вдоль пути альфа
-
частицы. Отношение ОБЭ альфа
-
излучения к ОБЭ гамма
-

и бета
-
излучений равно 10.

Поглощенную дозу
)
(
t
D


от альфа
-
излучения за время
t
,
когда заметно
снижается концентрация рад
иоизотопа вследствие физических и биологических
процессов, рассчитывают по формуле, аналогичной расчету поглощенной дозы от
бета
-
излучения, но с введением в нее коэффициента ОБЭ:

)
1
(
)
(
8
,
73
693
,
0
0
)
(
эфф
T
t
эфф
t
e
T
ОБЭ
E
C
D





,

где

E



средняя энергия альфа
-
частиц.

Если в объекте облучения одновременно находятся альфа
-
, бета
-
и гамма
-
излучающие изотопы, то отдельно рассчитывают дозы от каждого вида
излучения, а полученные величины складывают.


13


2. ОСНОВЫ РАДИОЭКОЛОГИИ


2.1 Некорневое поступление радио
нуклидов в

сельскохозяйственные
культуры и

передача их по трофическим цепям

Радиоактивные вещества, попадая из атмосферы на земную поверхность,
могут непосредственно поступать в растения, оседая на их надземных частях.
Одни радионуклиды прочно сорбируются, другие см
ываются дождем, третьи
проникают в растения и участвуют в обмене веществ в процессе их роста и
развития.

Задержка растениями радиоактивных веществ, выпадающих из атмосферы,
зависит от физических свойств выпадений (частицы, пары, роса, дождь или
туман), дис
персности выпавшего материала и скорости роста растений.

Загрязнение рек, озер и других водоемов происходит в результате оседания
радионуклидов на их поверхности и путем смыва их дождевыми осадками,
паводковыми и другими водами.

Естественный травостой удер
живает 30
-

40
%
выпавшего количества
гамма
-
излучающих нуклидов и около 30 %
137
Cs
. Сеяные многолетние травы
удерживают соответственно 20
-

40 и 7
-

15 %. На пашне сразу после выпадения
более 97 % радиоактивных веществ сосредоточивается в верхнем
двухсанти
метровом слое. В дальнейшем происходит постепенная миграция
радионуклидов в глубь почвы.

У травянистых видов идет значительное накопление изотопов цезия и
стронция. Как показали наблюдения, растения естественных кормовых угодий
всегда характеризуются более

высокой удельной радиоактивностью, чем сеяные
травы и различные сельскохозяйственные культуры. Объясняется это тем, что
радионуклиды в почвах естественных кормовых угодий сосредоточены в
основном в слое 0
-

5 см, создавая там высокую концентрацию радиоакт
ивных
изотопов в единице объема почвы. При перепашке почвы концентрация
радионуклидов снижается, и создаются условия для их меньшей усвояемости
растениями. Это подсказывает путь улучшения естественных кормовых угодий в
условиях радиационного загрязнения.

В
ысокой подвижностью в растениях обладают радионуклиды
Cs
,
I

и
Th
,
низкой


радионуклиды
Sr
, Се и Ва. Через листья в растения проникает от 20 до
60 % поверхностно нанесенного раствора
137
Cs
,
a

90
Sr



всего лишь сотые доли
процента (Р. М. Алексахин и др.).

Б
ольшое значение в накоплении растениями радионуклидов имеет фаза
вегетации. Листья молодых растений поглощают радионуклиды в значительно
больших количествах, чем листья растений, заканчивающих рост и развитие. В
среднем период времени, в течение которого с
одержание
90
Sr

пастбищной
растительности снижается вдвое, составляет 14 сут. Сведения о скорости
полуочищения поверхностно загрязненных кормовых растений от радионуклидов
имеют важное прикладное значение для составления прогноза вероятного уровня
радиоакти
вного загрязнения растений и принятия обоснованных мер снижения
поступления радионуклидов в кормовые культуры.


14

Сведения о количестве и длительности пребывания радионуклидов на
стеблях имеют важное значение для определения рациональных сроков и
технологии
уборки урожая.

Радиоактивные вещества, выпавшие на поверхность почвы из атмосферы и
осевшие с поверхности растений, могут служить существенным источником
повторного механического их загрязнения уже после прекращения выпадения
радиоактивных осадков. Загрязн
ение растений радиоактивной пылью происходит
при поднятии ее с поверхности земли ветром, пасущимися животными, при
разбрызгивании каплями дождя и обработке или уборке урожая
сельскохозяйственными машинами.

При некорневом радионуклидном загрязнении растите
льности переход их
из корма в организм животных и продукцию животноводства, как правило, выше,
чем при корневом поступлении.

Накопление радионуклидов сильно зависит от типа почв: хуже они
всасываются из сероземов и черноземов, а лучше всего из торфоболотн
ых и
легких почв (песчаные и подзолистые), красноземы и лугово
-
карбонатные почвы
занимают промежуточное положение. При некорневом пути поступления более
подвижным является
137
Cs
. Поступление
90
Sr

и других радионуклидов происходит
при этом в десятки раз мед
леннее. При корневом поступлении наиболее
подвижным является
90
Sr
.
137
Cs

сильнее сорбируется почвой и поэтому в
относительно меньших количествах переходит из почвы в растения.

По корневому пути из почвы во все последующие годы после выпадения
радионуклидов

происходит загрязнение грибов, ягод, дикорастущих плодов,
лекарственных и кормовых растении.

По способности к накоплению растениями радионуклиды образуют ряд:

65
Zn�
90
Sr,
137
Cs,
59
Fe �
144
Ce,
106
Ru,
95
Zr �
239
Pu,
147
Pm,
91
Y,
235
U.

Большинство искусственн
ых радионуклидов прочно сорбируются
почвенным поглощающим комплексом и включаются в биологический
круговорот в сравнительно небольших количествах. Исключение составляют
65
Zn
,
89
Sr

и
90
Sr
, отличающиеся наибольшей подвижностью в системе «почва
-

растение». Н
апример, коэффициент накопления
65
Zn

при переходе из воды в
почву, а затем в траву пастбищ равен 440 (мкКи/г сырого вещества)/ (мкКи/мл
воды), а цезия, кобальта и церия
-

лишь 0,19; 0,07 и 0,03 соответственно. На
легких по механическому составу песчаных п
очвах накопление
137
Cs

растениями
в 40
-
50 раз больше, чем
90
Sr
. Из растворов поглощение корнями растений
радионуклидов происходит в больших количествах, чем из почв.

Переход радионуклидов из почвы в растения во многом определяется их
видовыми и сортовыми

особенностями (строе
ние корневой системы, характер
метаболизма).

Поглощение радионуклидов растениями из почвы зависит также от ее
состава. Почвы тяжелого гранулометрического состава отличаются большей
поглотительной способностью, чем легкие. Суще
ств
енное влияние на переход из
почвы в растения
137
Cs

оказывает содержание в ней органического вещества.
Поступление этого радионуклида в растения из торфянистых почв больше, чем из
минеральных, в несколько раз.


15

Перенос питательных веществ между трофическими

уровнями называют
пищевой цепью,

пищевой сетью. Механизмы, с помощью которых растения и
животные получают необходимые для их роста неорганические вещества из
почвы, аналогичны тем механизмам, посредством которых радионуклиды
поступают в биологические сист
емы. Таким образом, естественные и
искусственные радионуклиды стабильных химических элементов также
циркулируют в биосфере по характерным биологическим цепям, проникая из
внешней среды в организмы, а затем снова возвращаясь во внешнюю среду.

При непрерывны
х глобальных выпадениях наиболее высокие концентрации
радионуклидов обнаруживаются в продукции растениеводства, меньшие
-

в
продукции животноводства. Концентрация
90
Sr

и
137
Cs

в кормах превосходит
концентрацию в молоке соответственно в 100 и 30 раз, в мясе

-

в 50 и 10 раз.
Наибольшей подвижностью в цепи «воздух
-

растение
-

животные


продукция
животноводства» обладают
90
Sr
,
131
I

и
l
37
Cs
, менее подвижны
106
Ru
,
144
Се и
изотопы
U
.

Наиболее короткий путь поступления радиоактивных продуктов деления в
организм ч
еловека кроме непосредственного попадания из атмосферы
-

через
сельскохозяйственные растения и животных. При этом продукты деления могут
попадать в организм человека как непосредственно через растительную пищу, так
и через животных, питающихся растениями,
содержащими радиоактивные
вещества.

Из радиоактивных продуктов деления в первый период наибольшую
опасность представляют изотопы йода вследствие наиболее высокого
относительного содержания их и значительной биологической токсичности. В
последующем основную

роль играют
90
Sr

и
137
Cs

из
-
за их относительно высокой
энергии излучения, большого периода полураспада и способности активно
включаться в биологический круговорот веществ (почва
-

растения
-

животные
-

человек). Эти изотопы способны надолго задерживаться
в организме человека и
животных. При поступлении с кормом в организм
90
Sr

его постоянным
неизотопным носителем служит кальций, а для
137
Cs



калий.

В организме животных калий и кальций представлены как макроэлементы.
При исследовании закономерностей передв
ижения
90
Sr

и
137
Cs

от одного объекта
биосферы к другому было замечено, что первый ведет себя сходно с кальцием,
второй


с калием. Например, установлено, что при равных условиях в объектах
биосферы, загрязненных радионуклидами, максимальная концентрация
9
0
Sr

всегда обнаруживается в органах (продуктах), физиологически богатых кальцием
(кости, яичная скорлупа), а максимальная концентрация
137
Cs

-

в объектах,
богатых калием (например, мышцы).

Отметим, что многие вопросы закономерностей перехода радионуклидов
в
звеньях биологических цепей остаются еще слабо изученными.


2.2 Радиоактивное загрязнение лесных фитоценозов

При выпадении радиоактивных веществ на территории лесных массивов
значительная часть радионуклидов опускается и задерживается кронами деревьев,
о
саждаясь на листьях, хвое и коре, другая их часть попадает под полог деревьев в

16

травяной покров, лесную подстилку и почву. Доля радионуклидов,
задерживающихся в пологе леса, варьирует в зависимости от состава,
сомкнутости, формы и фазы вегетации древесной
растительности. На опушке леса
с наветренной стороны до 50 м в глубь леса их задерживается в 2
-

10 раз больше,
чем в лесных массивах. Плотность радиоактивного загрязнения в наветренных
опушках иногда в 30 раз выше, чем на открытых территориях.

В наземной
части древесно
-
кустарниковой растительности при внешнем
загрязнении радионуклиды частично проникают в их внутренние ткани. В
результате через год после выпадения радиоактивных веществ доля их в кронах,
особенно в лиственных насаждениях, снижается в несколь
ко раз. Соответственно
возрастает загрязненность лесной подстилки и почвы. На глубине до 5 см
сосредоточивается более 90
%
радионуклидов. В хвойных лесах самоочищение
происходит медленнее. Обычно на это требуется 3
-

4 года.

Перемещаясь в лесной подстилке
и почве, радионуклиды ими прочно
фиксируются. Обычно они проникают до глубины 10 см. В последующем лес
надежно предотвращает перенос радионуклидов с водой и ветровой перенос их,
способствуя тем самым стабилизации радиоэкологической обстановки на
загрязненн
ых землях. Однако со временем в загрязненном лесу усиливается
процесс корневого поступления радионуклидов в лесную растительность.

В настоящее время гамма
-
активность почв и растений в основном
обусловлена
137
Cs
, бета
-
активность


90
Sr
, альфа
-
активность


изотопами
238
Р
u
,
239
Р
u

и
240
Р
u
.

В живом напочвенном покрове лесных насаждений высокой удельной
радиоактивностью обладают зеленые мхи


3,7
.
10
5

Бк/кг (10
-
5

Ки/кг), а также
лишайники


3,7
.

10
6

Бк/кг(10
-
4
Ки/кг). Шляпочные грибы повсеместно имели
значител
ьную радиоактивность


3,7
.

10
5
-

3,7
.

10
6

Бк/кг (10
-
5
-

10
-
4

Ки/кг), что на
1
-

2 порядка выше, чем у сосудистых высших растений. Большой активностью
отличались также земляника


3,7
.

10
3
-

3,7
.

10
4

Бк/кг (10
-
7
-

10
-
6

Ки/кг), малина
3,7
.

10
4

-

3,7
.

10
5

Бк/кг (10
-
6
-

10
-
5

Ки/кг), черника 3,7
.
10
4

Бк/кг (10
-
6

Ки/кг) за
счет аккумулирования
90
Sr
,
238
Pu
,
239
Р
u

и
240
Р
u
.


3 СанПиН 2.6.6.1169
-
02
"ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ
БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ОБРАЩЕНИИ С ПРОИЗВОДСТВЕННЫМИ
ОТХОДАМИ С ПОВЫШЕННЫМ СОДЕРЖАНИЕМ ПРИ
РОДНЫХ
РАДИОНУКЛИДОВ НА ОБЪЕКТАХ НЕФТЕГАЗОВОГО КОМПЛЕКСА
РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ"


СанПиН 2.6.6.1169
-
02 (введен с 1 января 2003 г.) являются обязательными
для исполнения на территории РФ всеми юридическими и физическими лицами
независимо от их ведомственной п
ринадлежности и формы собственности,
которые в своей деятельности осуществляют геологические изыскания (разведку),
добычу, переработку и транспортировку нефти и газа (газового конденсата), а
также ремонт и техническое обслуживание оборудования, сбор, перер
аботку,
транспортирование и захоронение производственных отходов предприятий
нефтегазовой отрасли.


17

При разведке месторождений нефти и газа, а также добыче, переработке и
транспортировке нефти и газа

в окружающую среду в том или ином виде
поступают природны
е радионуклиды рядов
238
U и
232
Th, а также
40
К, которые
исходно содержатся в геологических структурах, пластовых водах и т.п. В
процессе добычи и переработки они существенно перераспределяются,
-

осаждаются на технологическом оборудовании, поверхностях раб
очих
помещений, территории предприятий и т.д., концентрируясь в ряде случаев до
значительных уровней, при которых возможно повышенное облучение
работников предприятий и населения, а также рассеяние в среду обитания людей.

Потенциально источниками производс
твенного облучения

работников
организаций отрасли являются:

-

промысловые воды, содержащие природные радионуклиды;

-

загрязненные природными радионуклидами территории (отдельные
участки территорий) нефтегазодобывающих и перерабатывающих предприятий;

-

отло
жения солей с высоким содержанием природных радионуклидов на
технологическом оборудовании и поверхностях рабочих помещений;

-

загрязненные природными радионуклидами транспортные средства и
технологическое оборудование, направляемое в ремонт и в места их вр
еменного
хранения;

-

технологические процессы, в результате которых в воздух рабочих
помещений могут интенсивно поступать изотопы радона (
222
Rn и
220
Rn), а также
образующиеся из них короткоживущие дочерние продукты (очистка буллитов и
РВС, ремонт технологи
ческого оборудования и др.);

-

производственная пыль с высоким содержанием природных
радионуклидов в воздухе рабочей зоны (очистка буллитов и РВС, резка труб и
другого технологического оборудования и др.);

-

производственные отходы с повышенным содержанием

природных
радионуклидов;

-

в некоторых случаях источником внешнего облучения могут оказаться
используемые баллоны со сжиженным газом (при высоких концентрациях радона
в газе источниками гамма
-
излучения становятся дочерние продукты радона
-

214
Pb
и
214
Bi).

Суммарная эффективная доза производственного облучения

работников
организаций формируется за счет внешнего (гамма
-
излучение природных
радионуклидов) и внутреннего излучений (ингаляционного поступления:
изотопов радона, их короткоживущих дочерних продуктов
, природных
радионуклидов с производственной пылью; перорального поступления
природных радионуклидов при заглатывании с пищей и питьевой водой, а также
при попадании их на кожные покровы работающих с загрязненных поверхностей
оборудования и средств индивид
уальной защиты).

Классификация производственных отходов осуществляется по эффективной
удельной активности природных радионуклидов (А
эфф
) в них в соответствии с
таблицей 1.




18

Таблица 1
-

Категории производственных отходов предприятий НГК



Категория
отходов

Эффективная удельная

активность природных

радионуклидов
А
эфф
,
кБк/кг

Мощность дозы гамма
-
излучения природных
радионуклидов в отходах,
мкГр/ч


I

А
эфф

≤ 1,5

H
≤ 0,7


II

1,5 < А
эфф

≤ 10,0
0,7 H
≤ 4,4


II
I

А
эфф

�10,0

H � 4,4


Примечание

-

Мощность дозы гамма
-
излучения измеряется на расстоянии
0,1 м от поверхности отходов в соответствии с утвержденными в установленном
порядке методиками контроля. Расчетные значения Н по
таблице
1 со
ответствуют
верхним граничным значениям А
эфф

для отходов разной категории.

Сортировка производственных отходов предприятий НГК с установлением
их категории по таблице 1 должна производиться по результатам определения
содержания природных радионуклидов гам
ма
-
спектрометрическими методами.


Обращение с производственными отходами I категории в
производственных условиях, включая их сбор, временное хранение,
транспортировку и захоронение на свалках общепромышленных отходов по
радиационному фактору осуществляется

без ограничений.


Обращение с производственными отходами II категории проводится с
учетом планируемого характера их дальнейшего использования. При этом
порядок и условия их сбора, временного хранения, транспортировки, переработки
и захоронения должны обес
печивать соблюдение дозовых пределов облучения
работников организаций и населения, установленные СП 2.6.1.758
-
99 (НРБ
-
99) .
На обращение с производственными отходами II категории оформляется
санитарно
-
эпидемиологическое заключение органов госсанэпиднадзора

о
соответствии обращения санитарным правилам.


Обращение с производственными отходами III категории производится в
соответствии с требованиями раздела 3.12 СП 2.6.1.799
-
99 (ОСПОРБ
-
99) по
обращению с низкоактивными радиоактивными отходами.


3.1 Критерии о
беспечения радиационной безопасности

Критерии обеспечения радиационной безопасности при обращении с
производственными отходами с повышенным содержанием природных
радионуклидов на предприятиях НГК разработаны с учетом требований НРБ
-
99,
ОСПОРБ
-
99, санитарны
х правил безопасности при транспортировании
радиоактивных веществ и санитарных правил обращения с радиоактивными
отходами. Они основаны на допустимых уровнях облучения населения и
работников организаций за счет природных источников ионизирующего
излучения
и критериях ограничения загрязнения среды обитания человека
природными радионуклидами.

Дозы производственного облучения работников при обращении с
производственными отходами определяются удельной активностью природных

19

радионуклидов, видом и количеством отх
одов на рабочем месте,
продолжительностью работы с ними, запыленностью воздуха в зоне дыхания,
воздухообменом помещений и рядом других параметров.

Дозы облучения населения за счет деятельности предприятий НГК зависят
от удельной активности природных радион
уклидов в производственных отходах,
возможности и длительности контакта населения с отходами, интенсивности
поступления природных радионуклидов в среду обитания людей, характера
использования отходов и т.п.

Радиационная безопасность при обращении с произво
дственными отходами
с повышенным содержанием природных радионуклидов считается обеспеченной,
если выполняется совокупность следующих условий:

-
обеспечена радиационная безопасность работников организаций, в
результате деятельности которых происходит образов
ание производственных
отходов с повышенным содержанием природных радионуклидов, а также
предприятий, принимающих участие в обращении с ними;

-

обеспечена радиационная безопасность населения, проживающего в зоне
воздействия предприятий, деятельность которых

связана с обращением с
производственными отходами с повышенным содержанием природных
радионуклидов;

-

обеспечены радиационно безопасные условия сбора, временного хранения,
транспортировки, переработки, использования и захоронения производственных
отходов.

Оценка радиационной обстановки на предприятиях и объектах НГК
производится по данным радиационного контроля, в том числе
производственного радиационного контроля, с учетом доз производственного
облучения работников природными источниками излучения, а такж
е категории
производственных отходов и их объемов.

Индивидуальная годовая эффективная доза производственного облучения
работников организаций за счет всех природных источников излучения при
обращении с производственными отходами с повышенным содержанием
пр
иродных радионуклидов не должна превышать 5 мЗв/год.

При дозах облучения более 1 мЗв/год соответствующие работники
относятся к лицам, подвергающимся повышенному производственному
облучению природными источниками излучения.

Если индивидуальные годовые эффек
тивные дозы облучения всех
работников организации не превышают 1 мЗв/год, то дальнейший радиационный
контроль на предприятии не является обязательным. Однако при существенном
изменении характеристик технологических процессов, которые могут привести к
увели
чению уровней облучения работников, следует провести их повторное
обследование.

Для работников, дозы облучения которых находятся в пределах от 1 до 2
мЗв/год, устанавливается периодический радиационный контроль рабочих мест с
наибольшими уровнями облучения
.

Если индивидуальные годовые эффективные дозы облучения работников
превышают 2 мЗв/год, но не превышают 5 мЗв/год, то для них устанавливается

20

постоянный радиационный контроль и осуществляются мероприятия по
снижению доз облучения. Порядок, объем и периоди
чность производственного
радиационного контроля, а также план мероприятий по снижению уровней
облучения работников устанавливаются в программе производственного
контроля, которая должна быть согласована с главным врачом (его заместителем)
территориального
центра госсанэпиднадзора и утверждена руководителем
организации.

При установлении превышения норматива производственного облучения
работников природными источниками (5 мЗв/год), руководитель организации
должен принять все необходимые меры по снижению облуч
ения работников, если
это невозможно, то допускается временно, по согласованию с органами
госсанэпиднадзора, приравнивать соответствующих работников организации по
условиям труда к персоналу группы А, работающему с техногенными
источниками ионизирующего из
лучения.


Радиационная безопасность населения при обращении с
производственными отходами предприятий НГК оценивается по значению
годовой эффективной дозы облучения критической группы населения (не менее
10 человек, однородной по одному или нескольким призн
акам,
-

полу, возрасту,
социальным или профессиональным условиям, месту проживания, рациону
питания, которая подвергается наибольшему радиационному воздействию по
данному пути облучения от данного источника излучения).

Средняя годовая эффективная доза облу
чения критической группы
населения за счет деятельности организаций НГК при обращении с
производственными отходами с повышенным содержанием природных
радионуклидов не должна превышать 100 мкЗв/год.


3.2 Требования к проектированию и эксплуатации систем сбора,
хранения и захоронения производственных отходов с повышенным
содержанием природных радионуклидов

В проектах новых предприятий НГК, при работе которых могут
образовываться производственные отходы
с повышенным содержанием
природных радионуклидов, приводятся ожидаемые характеристики планового и
аварийного образования отходов: структура отходов (элементы технологического
оборудования, извлеченные из технологического оборудования при его ремонте
,

солев
ые отложения и шлам, и пр.), их годовое количество (масса, объем),
радионуклидный состав и категория отходов, агрегатное состояние и др., а также
условия и способы сбора, хранения, использования, обезвреживания,
транспортировки и захоронения отходов.

Для к
аждой категории производственных отходов предусматривается
система обращения с ними: методы сбора, временного хранения, упаковки,
транспортировки, кондиционирования (если имеется необходимость этого),
длительного хранения и/или захоронения, необходимое обо
рудование и
помещения, объем, периодичность и методы радиационного контроля.

В необходимых случаях для разных по структуре видов производственных
отходов (элементы технологического оборудования, грунты, извлеченные из

21

технологического оборудования при его
ремонте, солевые отложения и шлам, и
пр.) могут быть предусмотрены раздельные системы обращения.


Сбор, временное хранение и транспортировка производственных отходов
должны исключать возможность вторичного радиоактивного загрязнения
объектов среды обитания

природными радионуклидами за счет просыпания
(пролива) производственных отходов и рассеяния их в окружающую среду,
обеспечивая соблюдение требований настоящих Правил по ограничению
облучения критических групп населения.


Переработка производственных отход
ов с повышенным содержанием
природных радионуклидов осуществляется на специальной площадке,
расположенной на территории предприятия.


На проектную документацию по обращению с производственными
отходами, включая выбор территории под площадку для переработки

производственных отходов и технологию переработки производственных
отходов, оформляется санитарно
-
эпидемиологическое заключение о соответствии
ее требованиям санитарных правил.

Запрещается смешивание производственных отходов II категории и выше с
материал
ами и средами с низким содержанием природных радионуклидов, в том
числе и смешивание их с общепромышленными отходами с эффективной
удельной активностью природных радионуклидов менее 1,5 кБк/кг.

Захоронение производственных отходов I категории допускается
п
роизводить на свалках общепромышленных отходов без ограничений по
радиационному фактору.

Захоронение производственных отходов II категории осуществляется на
специально оборудованных площадках, как правило, вблизи от мест их
образования.

Выбор мест для захо
ронения производственных отходов II категории и
барьеров для предотвращения или ограничения миграции радионуклидов из мест
захоронения в окружающую среду обосновыва
е
тся в проектной документации на
их захоронение с учетом требований.

Объекты захоронения про
изводственных отходов II категории вносятся в
государственный реестр объектов размещения отходов, ведение которого
осуществляется в порядке, определенном Правительством Российской
Федерации.


Захоронение производственных отходов III категории должно
произв
одиться в соответствии с требованиями ОСПОРБ
-
99 и санитарных правил
обращения с радиоактивными отходами, установленными для захоронения
низкоактивных радиоактивных отходов.

При этом радиационная защита, создаваемая системой инженерных и
естественных барьер
ов, обеспечивает качество изоляции производственных
отходов III категории, при котором прогнозируемое значение эффективных доз
облучения критической группы населения не будет превышать 100 мкЗв/год.

При транспортировке производственных отходов должны быть
обеспечены
условия, при которых дозы облучения критической группы населения не
превысят 100 мкЗв/год.


22

При этом уровни загрязнения природными радионуклидами поверхности
транспортных средств, используемых для перевозки производственных отходов II
категории,
не должны превышать следующих значений:

-

снимаемое (нефиксированное) загрязнение альфа
-

и бета
-
активными
радионуклидами наружной поверхности транспортных средств, включая и
охранную тару, не допускается;

-

не снимаемое (фиксированное) загрязнение альфа
-
ак
тивными
радионуклидами наружной поверхности транспортных средств, включая и
охранную тару, не регламентируется;

-

не снимаемое (фиксированное) загрязнение бета
-
активными
радионуклидами наружной поверхности транспортных средств, включая и
охранную тару, не
должно превышать значения 2000 част/(см
2

х мин).

При прекращении эксплуатации предприятий НГК должен быть разработан
проект консервации мест хранения или захоронения производственных отходов II
категории.


3.3 Радиационно
-
гигиенические требования по реабил
итации
территорий при прекращении эксплуатации предприятий НГК

Для проектируемых предприятий НГК до начала разработки нефтегазовых
месторождений проводится обследование территории с оценкой ее основных
радиационно
-
гигиенических характеристик.

Полученные да
нные
(
мощность дозы гамма
-
излучения на территории,
содержание природных радионуклидов в поверхностных породах земли, удельная
активность природных радионуклидов в воде рек и озер и др.
)

вносятся в
проектную документацию объекта (месторождения).

Для существ
ующих предприятий исходные радиационно
-
гигиенические
характеристики могут быть получены путем обследования близлежащей
территории с аналогичными геологическими и геофизическими
характеристиками.

При прекращении эксплуатации предприятий НГК для реабилитации

территории разрабатывается проект, на который оформляется санитарно
-
эпидемиологическое заключение органов Госсанэпиднадзора о его соответствии
санитарным правилам.

В проекте реабилитации территории предусматриваются мероприятия по
нормализации параметров
радиационной обстановки до уровней, максимально
близких к их исходным значениям.

Основными критериями нормализации радиационной обстановки на
территориях являются:

-

отсутствие на территории участков с превышением мощности
эффективной дозы гамма
-
излучения
на высоте 1 м от поверхности земли
исходных значений более чем на 0,2 мкЗв/ч;

-

отсутствие участков со значениями эффективной удельной активности
природных радионуклидов в поверхностных слоях почв и пород, превышающими
исходные значения более чем на 370 Бк
/кг
;


23

-

содержание природных радионуклидов в воде открытых водоемов не
должно превышать исходные уровни более чем в 2 раза;

-

внесение в государственный реестр размещения отходов мест захоронения
производственных отходов II категории;

-

эффективная доза доп
олнительного облучения природными источниками
излучения критической группы населения, проживающего на территории после ее
реабилитации, не должна превышать 100 мкЗв/год.


3.4 Производственный радиационный контроль при обращении с
производственными отходам
и с повышенным содержанием природных
радионуклидов


К контролируемым на предприятиях НГК параметрам радиационной
обстановки относятся:

-

эффективная удельная активность природных радионуклидов в
производственных отходах А
эфф
;

-

мощность дозы гамма
-
излучени
я содержащихся в производственных
отходах природных радионуклидов на расстоянии 0,1 м от поверхности отходов и
на рабочих местах (профессиональных маршрутах) на предприятии;

-

среднегодовое значение общей запыленности воздуха в рабочей зоне и
удельная акти
вность природных радионуклидов в производственной пыли;

-

ЭРОА изотопов радона в воздухе рабочей зоны;

-

снимаемое и не снимаемое (фиксированное) загрязнение поверхности
транспортных средств и охранной тары альфа
-

и бета
-
активными природными
радионуклидами
;

-

удельная активность природных радионуклидов в воде открытых водоемов
и грунтовых водах;

-

эффективные дозы облучения работников природными источниками
излучения в производственных условиях и уровни облучения критических групп
населения.


Методики радиа
ционного контроля для оценки уровней облучения
работников и населения, а также установления категории производственных
отходов на предприятиях НГК, должны обеспечивать:

-

определение значений А
эфф

в пробах отходов производства с суммарной
относительной пог
решностью не более 20%;

-

измерение мощности дозы гамма
-
излучения на расстоянии 0,1 м от
поверхности отходов и на рабочих местах с доверительным значением нижней
границы не выше 0,1 мкГр/ч;

-

измерение ЭРОА изотопов радона в воздухе с суммарной погрешность
ю
не более 30% для значений выше 25 Бк/м
3

-

для ЭРОА радона и выше 5 Бк/м
3

-

для
ЭРОА торона;

-

достоверное определение снимаемого загрязнения рабочих поверхностей
альфа
-

и бета
-
активными радионуклидами на уровне соответственно не выше 0,1
и 1,0 част/(см
2

х мин)
;


24

-

достоверное определение общей запыленности воздуха в зоне дыхания
работников организаций с доверительным значением нижней границы не выше 1
мг/м3.


При установлении объема производственного радиационного контроля на
предприятиях НГК с целью оценк
и доз производственного облучения работников
природными источниками допускается осуществлять инструментальные
измерения значений только тех радиационных факторов, вклад которых в
суммарную дозу превышает 20%. При этом вклад неконтролируемых параметров
в су
ммарную дозу облучения работников должен учитываться введением
соответствующих коэффициентов.


3.5 Вычисление эффективной удельной активности природных
радионуклидов в производственных отходах

В случае, когда все радионуклиды в рядах урана и тория находятс
я в
радиоактивном равновесии, значение эффективной удельной активности
природных радионуклидов (А
эфф
) в материалах рассчитывается по формуле

А
эфф

 А
Ra

 1,3 А

Th

 0,09А
К
, Бк/кг
,


где А
Ra

и А

Th

-

удельные активности
226
R и
232
Th в материа
ле,
находящиеся в равновесии с остальными членами уранового и ториевого
рядов,


А
К

-

удельная активность К
-
40 в материале (Бк/кг).

Эффективную удельную активность природных радионуклидов в
производственных отходах при отсутствии равнов
есия в рядах урана и тория
следует рассчитывать с учетом возраста отходов по формуле

А
эфф

 А
Ra

 1,3 х k х А
(228)Ra

 0,09 А
К

, Бк/кг,

в которой А
(228)Ra

-

удельная активность
228
R в отходах (Бк/кг), а численное
значение коэффициента k следует прин
имать по таблице 2.


Таблица 2
-

Численное значение коэффициента К для расчета А
эфф


Возраст отходов

Коэффициент k, отн. ед

Менее 100 дней

0,6

От 100 дней до 2 лет

0,7

От 2 до 5 лет

0,9

От 5 до 10 лет

1,0

Более 10 лет

1,3


При неизвестном возрасте производственных отходов значение
поправочного коэффициента k должно приниматься равным 1,3.


Если возраст отходов заведомо больше 3 лет, то значение А
эфф

следует
рассчитывать по формуле:

А
эфф

=

А
Ra

 1,3 х А
(228)Ra

 0,09 х А
К
, Бк/кг,


в которой А
(228)Ra

-

удельная активность
228
R в отходах (Бк/кг).





25

3.6 Требования к радиационно
-
гигиенической паспортизации
организаций НГК

Для организаций, на которых имеются или образуются в процессе их
дея
тельности производственные отходы III категории
,

является обязательным
ежегодное заполнение (ведение) радиационно
-
гигиенических паспортов
организаций НГК по типовым формам, утвержденным в установленном порядке.


4 РАБОЧЕЕ ЗА
ДАНИЕ 1. ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ

ИЗЛУЧЕНИЙ С ПОМОЩЬЮ ЗАЩИТНЫХ ЭКРАНОВ


Ионизирующее излучение
-

это физическое явление, связанное с
излучением потока альфа
-
, бета
-
, гамма
-

частиц или электромагнитной энергии,
приводящее к ионизации окружающей среды.

Методы и средства защиты от
ионизирующ
его излучения основываются на следующем:


1
Установление предельно допустимых доз облучения
.


2
Контроль уровня радиации
.


3
Изоляция излучающих объектов
.


4
Применения вентиляции и вытяжных шкафов
.


5
Применения защитных экранов.

Защитными экранами от ио
низирующих излучений являются стенки
контейнеров для перевозки изотопов, стенки сейфов для хранения изотопов, а
также специальные экраны. Для защиты от
α
-
частиц достаточно слоя воздуха
толщиной 5
-
6 см, поэтому используют экраны из органического стекла. Для

за
щиты
от
β

-

излучений применяют
экраны
из
материалов малой атомной массы
(алюминий, плексиглас, карболит). Для защиты
от
β

-

и

γ


излучений
используется защита из комбинированных двух и многослойных экранов, у
которых со стороны источника излучения
устанавливают экран из материала с
меньшей атомной массой, а за ним


с большей массой (свинец, сталь и др.). Для
защиты
от
γ


излучения, рентгеновского излучения (высокая проникающая
способность) используют материал с большой атомной массой и плотностью

(свинец, вольфрам и др.), а также сталь, железо, бетон, чугун, кирпич. Для защиты
от нейтронного излучения используют: водородсодержащие материалы (вода,
парафин, полиэтилен), то есть материалы, имеющие в своем составе атомы
водорода; бром, бериллий, кадм
ий или графит. Нейтронные излучения
сопровождаются гамма
-
излучением, поэтому используют многослойные экраны:
свинец


полиэтилен; сталь


вода. Для одновременного поглощения нейтронного
и гамма
-
излучения используют водные растворы гидроксидов тяжелых метал
л
о
в

(например
,

гидроксид железа
-

F
е(ОН)
3
).

Особое место занимает
защита от ионизирующих излучений при
эксплуа
тации
ядерных реакторов и при
обращении с ядерными отходами.
На

совре
менных АЭС
применяют
многобарьерную систему защиты окружающей
сре
ды от
иониз
ирующих
излучений. Отходы после переработки (отделение
ценных
продуктов)
подвергаются стеклованию
,

бетонированию и захоронению в
могильниках. Жидкие отходы
выпар
и
вают, осадки заливают в стекло.

26

Радиоактивные
газы
выдерживают
ся

в газгольдерах до снижения а
ктивности и
выбрасываются
в
атмосферу.

Для расчета защитных экранов от ионизирующих излучений необходимо
знать об источнике излучения, расстояние до источника, материал защитного
экрана.

Задание.

Рассчитать защитный экран для защиты от источника
ионизи
рующ
их излучений в рабочем помещении по вариантам (таблица 3).
Согласно нормативу при 6
-
часовом рабочем дне предельно допустимая доза
облучения составляет
W
д
1,4мР/ч.


Таблица 3
-

Исходные данные для расчета

Номер
варианта

mR [мг
-
экв.R]

R, cм

Номер

вар
ианта

mR, [мг
-

экв.R]

R, cм

1

665000

200

6

661000

190

2

555000

150

7

962000

250

3

645000

180

8

863000

230

4

535000

130

9

764000

220

5

625000

170





1 Рассчитывают коэффициент ослабления экрана по формуле


,
4
.
8
2
Д
Ra
W
R
m
K





(1)


где
m
Ra
, [мг
-
экв
.
Ra
]
-

γ
-
эквивалент источника
-

условная масса
226
Ra
,
создаю
щего на некотором расстоянии такую же мощность экспозиционной дозы,
как
и данный источник (1 мг
-
экв.
R
а8,4Р/ч на расстоянии 1см);

R

-

расстояние от источника, см;

W
д

-

предельнодопустимая доза о
блучения, мР/ч.

2 Выбирают материал
и
его толщину по гра
фику зависимости коэффициента
ослабления материала от его толщины (рисунок 1).



Рисунок 1


Определение коэффициента ослабления материала


27

5 ДОЗЫ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ ОТ ИСТОЧНИКОВ
ИСКУССТВЕННОЙ РАДИАЦИИ


Примерно 2/3 эффективной эквивалент
ной дозы внутре
ннего облучения,
получае
мой человеком от естественных источников
радиации, обусловливают
радиоактивные
вещества, попадающие в организм с пищей, водой и воздухом.
Космогенные радионук
лиды (углерод
-
14 и тритий) создают
небольшую часть
этой до
зы
, основная
час
ть приходится на источники земного происхожде
ния.
Калий
-
40 усваивается организмом человека вместе со своими стабильными
изото
пами, он дает
около 180 мЗв/год
. В наибольшей степени
дозу внутреннего
облучения человека фор
мируют радионуклиды ряда урана
-
238 и
, в
меньшей
степени, тория
-
232.
Свинец
-
210 и полоний
-
210 пос
тупают в организм с пищей
(они накаплива
ются в море
-
продуктах
-

в рыбе и моллюсках, а также в тканях
северных оленей).
Доза внутреннего облучения человека, пи
тающегося таким
белком
, может превышат
ь среднее зна
чение
в 35 раз
. Население, проживающее в
районах с повышенной концен
трацией урана (
Западная Австралия
), питающееся
мясом овец и кенгуру
, получает дозы, в 75 раз превосхо
дящие средний уровень
планеты.


Радиоактивность атмосферы обусловлена нали
чием в ней радиоактивных
веществ в газообразном состоянии (радон, торон,
14
C
, тритий) или в виде
аэрозолей (
40
K
, уран, радий и др.). Радон и торон поступают из земных пород, а
углерод и тритий образуются из атомов азота и водорода в результате воздействия

на их ядра нейтронов вторичного космического излучения.

Суммарная радиоактивность атмосферного воздуха колеблется в широких
пределах
-

7,4
.
10
-
4
-

16,3
.

10
-
3
Бк/л (2
.

10
-
14
-

4,4
.

10
-
13
Ки/л) и зависит от места,
времени года, погодных условий и от сост
ояния магнитного поля Земли.

Радиоактивность природной воде придают в основном
U
,
Th

и
Ra
,
образующие растворимые комплексные соединения, которые вымываются
почвенными водами, а также газообразные продукты их радиоактивных
превращений


радон и торон. Конц
ентрация радиоактивных элементов в реках
меньше, чем в морях и озерах, а содержание их в пресноводных источниках
зависит от типа горных пород, климатических факторов, рельефа местности и т. д.
Так, наличие радона в водах кислых магматических пород в нескол
ько раз выше,
чем осадочных пород. Концентрация урана в реках, протекающих на юге, обычно
выше, чем в северных реках. Наиболее значительным содержанием
радиоактивных элементов характеризуются воды урановых месторождений и
минеральные (Виноградов, 1957 г.).

В минеральных водах Кавказа содержание
радия не превышает 277,5 Бк/л (7,5
.

10
-
9
Ки/л), радона
-

962 Бк/л (2,6
.

10
-
8
Ки/л).
Количество
40
K

в водах рек и озер примерно соответствует содержанию радия: в
реках 0,274 Бк/л (7,7
.

10
-
12
Ки/л), в озерах 0,431 Бк/л

(1,3
.

10
-
11
Ки/л)
.

Из естественных радиоактивных веществ, содержащихся в растениях,
наибольшая удельная активность
40
K
, которая составляет 44,4
-

370 Бк/кг (1,2
.
10
-
9
-

10
-
8

Ки/кг). Это относится особенно к бобовым растениям


гороху, бобам,
фасоли, сое
. Содержание в растениях урана, радия, тория и
14
С ничтожно мало.

В животных организмах обычно содержится
40
K

меньше, чем в растениях.


28

Уран, торий и
14
С встречаются в биологических объектах в очень
незначительных концентрациях по сравнению с
40
K
.


Наиболее

сильным из всех естест
венных источников радиации является
газ радон (не
видимый, не имеющий вкуса и запаха). Он

составляет с дочерними
продуктами распада примерно 3/4 годовой
индивидуальной эффективной
эквивалент
ной дозы, получаемой населением от земных
и
сточников радиации, и
около 1/2 дозы от
всех естественных источников радиации.
Основную часть
этой дозы человек получа
ет
в
непроветриваемых помещениях, закрытых
помещениях

с вдыхаемым воздухом.

В географических регионах с
умеренным
климатом концентрация ра
дона может быть в 8 раз выше
в закрытых
помещениях, чем в атмосферном воздухе.

В конце 1970
-
х гг. в Швеции и Финлян
дии были обнаружены строения,
внутри которых концентрация радона в 5 тыс. раз превышала среднюю его
концентрацию в наружном воздухе. Строи
те
льные материалы, такие как
дерево, кирпич и бе
тон выделяют незначительное количество радо
на. Большей
удельной радиоактивностью обладают гранит и пемза.

Радон также может поступать в жилые помещения с природным газом,
водой (концен
трация чрезвычайно велика

в воде из глубо
ких колодцев,
артезианских скважин, наибольшая зарегистрированная удельная
радиоактивность воды в системах водоснабжения составляет 100 млн Бк/м
3
.
).
Радон в значительной степени
улетучивается

при кипя
чении воды.

Основную
опасность
представл
яет попадание
в легкие
воздуха, содержащего

пары воды с
растворенным

радоном.

В процессах
переработки и хранения

природного газа
большая часть радона улетучивается. Концентрация радона в помещении заметно
возрастает, если кухон
ные газовые плиты не снаб
жены

вытяжкой. Доля домов,
внутри кото
рых концентрация радона и его дочерних
продуктов составляет 1
-

10
тыс. Бк/м
3
, в
различных странах колеблется от 0,01 до
0,1 %. Эффективная
эквивалентная доза от воздействия радона и его дочерних продук
тов составляет
в сред
нем около 1 мЗв/год,
т. е. около 1/2 всей годовой дозы, получае
мой
человеком в среднем от всех естествен
ных источников радиации.

Уголь
содержит меньше радионуклидов, чем
земная кора. В процессе
сжигания уг
ля его минеральные компо
ненты спекаются в шлак и зо
лу, в которые
попадают радиоактивные ве
щества. Основная часть угольной золы и шлака
хранятся на золоотвалах большой площади (до1000 га)
. Более легкая зольная
пыль (размером менее 0,08 мм) выносится тягой в трубу электростан
ций,
проскакивает через электрофи
льтры.
Каждый ГВт
-
год
электроэнергии
обходится человечеству в
2 чел
-
Зв ожидаемой коллективной эффек
тивной
эквивалентной дозы. Так
,

сжигани
е

угля
в 1979 г.

в домах

планеты повысил
о

ожидаемую коллективную эффективную экви
валентную дозу облучения
населения З
емли на 100 тыс. чел
-
Зв.

Источником естественной ра
диации являются также
термальные водоемы
(
подземные резервуа
ры пара и горячей воды
). Их в некоторых странах
используют

для производства
электроэнергии и отопления домов.
Измерения
эмиссии радо
на на двух эл
ектростанциях в Италии показали, что на каждый
ГВт
-
год выраба
тываемой ими электроэнергии приходится ожидаемая

29

эффективная эквивалентная до
за 6 чел
-
Зв. Так как сум
марная мощность
энергетических устано
вок, работающих на геотермальных источ
никах,
невелика и с
оставляет 0,1 % мировой энерго
мощности, то геотермальная
энерге
тика вносит ничтожный вклад в облучение
населения.


Большинство разрабатываемых в настоящее время фосфатных
месторождений (
используются главным образом для производства удобрений
)
содержат
уран
. В процессе добычи и переработки ру
ды выделяется радон.
Удобрение также содержит
радиоактивные радио
изотопы, которые из
удобренной почвы поступают в сельскохозяйственные
культуры. Это
радиоактивное загрязнение

незначи
тельно, оно возрастает при внесении
удо
брений в почву в жидком виде или при скарм
ливании скоту содержащих
фосфаты ве
ществ. Фосфа
тов дают за год ожидаемую эффективную
эквивалентную дозу примерно 6 тыс. чел
-
Зв, а

доза, образующаяся в результате
применения фосфогипса составляет около
300 тыс.

чел
-
Зв.

Вы
сокой радиоактивностью обладают строительные материалы,
полученные из отходов производ
ства алюминия (кирпич из красной глины),
отходов черной металлургии (доменный шлак), отходов угольных электростанций
(
зола), как
побоч
ные продукты переработки

фосфорных руд
-

кальцийсиликатный шлак (используют при производст
ве бетона) и фосфогипс
(используют при изготовлении
строительных блоков, сухой штукатурки,
пе
регородок и цемента), их использовали в строительстве в США и Канаде.

Так как земные породы испо
льзуют в качестве строительного материала, то
от последнего зависит гамма
-
радиация внутри зданий. Наибольшие значения
гамма
-
радиации установлены в домах из железобетона с глиноземом
-

1,71
мГр/год, наименьшие
-

в деревянных домах
-

0,5 Гр/год (
Sievert

и др
., 1952, 1957
гг.).

В России
предельно допустимые уровни ионизирующего облучения

и
принципы радиационной безопасности регламентируются «Нормами
радиац
и
онной безопасности» (НРБ
-
99), «Основными санитарными правилами
работы с радиоактивными веществами и други
ми источниками ионизирующих
излуч
е
ний» ОСП

72
-
80. В соответствии с этими нормативными документами
нормы облучения установлены для следующих трех к
а
тегорий лиц:



категория А


персонал, постоянно или временно работающий с
источниками иониз
и
рующих излучений;



категория Б


ограниченная часть населения, которая по условиям
размещения рабочих мест или по условиям проживания может подвергаться
воздействию источников излучения;



категория В


население страны, респу
б
лики, края и области.

Для лиц категории А основным

дозовым пределом является
индивидуал
ь
ная эквивалентная доза внешнего и внутреннего излучения за год
(Зв/год) в з
а
висимости от радиочувствительности органов (критические органы).
Это пр
е
дельно допустимая доза (ПДД)


наибольшее значение индивидуальной
экв
и
валентной дозы за год, которое при равномерном воздействии в течение 50
лет не вызовет в состоянии здоровья персонала неблагоприятных изменений,
обнаруживаемых современными мет
о
дами.


30

Для персонала категории А индивидуальная эквивалентная доза (Н, Зв),
нако
пленная в критическом органе за время Т (лет) с начала профессиональной
работы, не должна превышать значения, определяемого по фо
р
муле

Н  ПДД
?
Т.

Кроме того, доза, накопленная к 30 годам, не должна превышать 12 ПДД.

Для категории Б установлен предел доз
ы за год (ПД, Зв/год), под кот
о
рым
понимают наибольшее среднее значение индивидуальной эквивалентной дозы за
календарный год у критической группы лиц, при котором равномерное облучение
в течение 70 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблаг
о
приятных
изменений, обнаруживаемых современными методами. В таблице 4 приведены
основные дозовые пределы внешнего и внутреннего облучений в зависимости от
радиочувствительности органов.


Таблица 4
-

О
сновные значения дозовых пределов внешнего и внутреннего
облуч
е
ни
й

Группа

критических

органов

Органы и ткани

организма человека

ПДД для

категории

А, Зв/год

ПДД для

категории

Б, Зв/год

1

Все тело, гонады (половые органы),

красный костный мозг

0,05

0,005

2

Любой отдельный орган, кроме
гонад, красного костного мозга,
кос
тной ткани, щитовидной железы,
кожи, кистей, предплечий, лодыжек и
стоп

0,15

0,015

3

Костная ткань, щитовидная железа,
кожный покров, кисти, предплечья,
лодыжки и стопы

0,30

0,03



6 УСТРОЙСТВО
ДОЗИМЕТРА И РАДИОМЕТРА РКСБ
-
104

6.1 Назначение прибора


Приб
ор РКСБ
-
104 предназначен для индивидуального использования с
целью контроля радиационной обстановки на местности, в жилых и рабочих
помещениях. Он выполняет функции дозиметра и радиометра и обеспечивает
возможность измерения мощности полевой эквивалентной
дозы гамма
-
излучения.

Примечание

-

Прибор является бытовым, поэтому результаты измерений,
полученных с его помощью, не могут быть использованы государственными
органами для выдачи официальных заключений о радиационной обстановке.


6.2 Основные технические
данные и характеристики прибора

1 Диапазон измерений мощности полевой эквивалентной дозы
гамма
-
излучения 0,1
-

99,99 мкЗв/ч, что соответствует мощности
экспозиционной дозы гамма
-
излучения


10
-
9999 мкР/ч.

2 Диапазон энергии регистрируемы
х гамма
-
излучени
й
0,06
-

1,25 МэВ.


31

3 Пределы допускаемых значений основной погрешности измерений
мощности полевой эквивалентной дозы гамма
-
излучения, %:

-

в поддиапазоне от 0,1 до 1 мкЗв/ч ±40;

-

в поддиапазонах от 1 до 10 и от 10 до 99,99 мкЗв/ч

25.


4

Пределы допускаемых значений дополни
тельных погрешностей прибора:

-
при изменении температуры до крайних рабочих значений (от температуры
20±5 °С) ±15%;

-
при изменении относительной влажности воз
духа до (75 ±3) % при
температуре 30
О
С ±10%.

-

Дополнительная погрешность прибора при разряде батареи до напряжения
6,0 В
-

не бо
лее ±10%.

5 Энергетическая зависимость показаний прибор
а

при измерениях
мощности полевой эквивалентной дозы гамма
-
излучения не
ни
же 50



минус

25%
.

6 Время измерения м
ощности полевой эквивалентной дозы гамма
-
излучения не превышает:


-

в поддиапазонах от 1 до 10 и от 10 до

99,99 мкЗв/ч (в верхнем положении
тумблера S3)
-

28 с;

-

в поддиапазонах от 0,1 до 1 и от 1 до 10 мкЗв/ч (в нижнем положении
тумблера S3)
-

280 с.

7

Время установления рабочего режима не более 10 с.


Прибор выдает прерывистый звуковой сигнал и индицирует символ «F» на
табло индикатора после окончания цикла измерения.


8 Прибор обеспечивает возможность установки любого одного (из 31
-
го
возможного) порога срабатывания сигнализации по мощности по
левой
эквивалентной дозы гамма
-
излучения в диапазоне 0,1
-

16 мкЗв/ч.


9 Время непрерывной работы прибора
-

не менее

12 ч. Для питания
прибора используется бата
рея «Корунд» ТУ16
-
7
29.060
-
81.


10 Рабочие условия эксплуатации прибора:

-

температура окружающего воздуха, от минус10 до 35 °С;

-
относительная влажность воздуха при тем
пературе 30
О
С
-

75 3%;

-
атмосферное давление
-

86
-
107 кПа.


11Габаритные размеры пр
ибора без упаковки не более 153 х 71 х 39 мм,
масса прибора без упаковки
-

не более 0,35 кг.


12. Средняя наработка прибора на отказ
-

не менее 4000 ч. Назначенный
срок службы
-

не менее10 лет
.



6.3 Устройство и принцип работы

Структурная с
хема прибора представлена на рисунке 2. Основными ее
элементами являются: устройство детектирования излучений (УД); таймер (Т);
делитель частоты (ДЧ); устройство управления (УУ); счётчик импульсов (СИ);
индикатор жидкокристаллический (ИЖК); схем
а контроля переполнения
счетчика им
пульсов (СКСИ); устройство пороговое (УП); устройство звуковой
сигнализации (УЗС); звонок пьезоэлектрический (ЗП); преобразователь
напряжения (ПН); схема контроля напряжения батарея (СКНБ).


32

Устройство детектирования изл
учений состоит из 2
-
х газоразрядных
счетчиков типа СБМ20, включенных параллельно, по импульсной схеме, и
корректирующих фильтров.

Таймер является устройством, формирующим интервалы времени
измерений, а делитель часто
ты обеспечивает отношение 10
? 1
между
длиной 2
-
х
интервалов измерения.

Устройство управления преобразует сигналы, поступившие в течение
интервалов времени измерений от устройства детектирования, в импульсы
стандартной амплитуды и длительности и передает их на счетчик импульсов; при
заполнении
счетчика определенным количеством импульсов


управляет
работой порогового устройства и схемы переполнения; при окончании измерения


включает устройства звуковой и визуальной сигнализации.

Счетчик импульсов предназначен для подсчета импульсов за интервалы

времени измерения и индикации результатов подсчета на табло
жидкокристаллического индикатора.

Схема контроля переполнения счетчика формирует сигнал индикации
переполнения на табло индикатора.

Устройство пороговое предназначено для выдачи сигнала управлени
я
устройством звуковой сигнализации в случае превышения числом импульсов,
заполняющих счетчик, установленного для него порогового значения.

Конструкция прибора


Прибор
РКСБ
-
104
представляет собой портативную
переносную
конструкцию, состоящую из корпуса
(
1)

и крышки (2), скрепленных между
собой.
К крышке крепятся еще две легкосъемные крыш
ки
-

отсека питания (3) и
крышка
-
фильтр (4).
Общий вид прибора показан на рисунке 3.


На лицевой панели (корпус 1) прибора
предусмотрены окно для
индикатора и три тум
блер
а
-

для включения прибора и выбора ре
жима его
работы (
SI
,
S
2 и S3).


На тыльной стороне прибора предусмот
рена крышка
-
фильтр (4) для
выравнивания энергетической зависимости показаний прибора при
его работе в
режиме измерения мощности поле
вой эквивалентн
ой дозы гамма
-
излучения. При
работе прибора в режиме радиометра эта крыш
ка снимается; счетчики излучений
оказываются з
акрытыми только пленочными фильтрами. Под крышку
-
фильтр
выведены движки кодового пере
ключателя
S
4, с помощью которого можно
вы
бр
ать вид измерения (мощности полевой эквива
лентной дозы гамма
-
излучения),
уста
новить пороги срабатывания сигнализации, а также отключить встроенные
счетчики СБМ20 и под
ключить внешний блок детектирования излучений.


В верхней части крышки (2) имеется ок
но,
в которое выведен разъем для
подключения
внешнего блока детектирования.


Батарея для питания прибора устанавливается вместе с колодкой подключения
в нижний
отсек прибора, скрываемый съемной крышкой
(3).

Пьезокерамический звонок ЗП1 и жидко
кристаллич
еский индикатор НС1
смонтированы на
печатной плате внутри корпуса прибора.

На приборе нанесены следующие маркировочные обозначения (рис
унок

2):
в верхней части лицевой панели прибора, на корпусе (1),
-

обозначение типа

33

прибора по государственному реестру (
«РКСБ
-
104»); в нижней части этой
панели, слева
-

обозначения, принятые для измеряемых величин, и их
сокращенные наименования: «Н»
-

мощность эквивалентной дозы гамма
-
излучения; «
φ»
-

плотность потока бета
-
излучения; «Am»
-

удельная активность.
На лиц
евой панели, под табло жидкокристаллического индикатора, в
прямоугольных полях того же цвета
,

что и обозначения измеряемых величин Н,
φ , Am,
указаны принятые обозначения единиц их измерения: мкЗв/ч,
1/(с
.

см
2
), Бк/кг.




На крышке
-
фильтре (4) прибора нанесены знаки:







показывает направление перемещения запирающей защелки при
снятии крышки фильтра;


+
-

указывает центр плоскости расположения счетчиков; от него
рассчитываются расстояния до о
бразцовых и контрольных источников при
градуировке и поверке прибора.

На крышке (3) отсека
-

питания указан
а

величина напряжения батареи
9V.


6.4 Указание мер безопасности


При измерении величины мощности полевой эквивалентной дозы гамма
-
излучения
необходимо соблюдать «Основные санитарные правила работы с
радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений
ОСП
-
72/87» и «Нормы радиационной безопасности НРБ
-
76/87.

УД

ПН

Т

ДЧ

УУ

СКСИ

СКНБ

СИ

УП

УЗС


ИЖК

ЗП

Верхнее
положение

Нижнее
положение

Рисунок 2
-

Структурная схема прибора


34

При работе со снятой крышкой соблюдайте осторожность и не повредите
пленочные фильтры газоразрядных, счетчиков, т. к. во включенном состоянии
счетчики находятся под высоким напряжением (порядка 400 B).


6.5 Подготовка к работе

До начала работы с прибором нужно внимательно осмотреть его и
убедит
ь
ся в отсутствии видимых мех
анических повреждения корпуса (1), крышек
(2), (3) и (4), жидкокристаллического индикатора (6) и органов управления SI, S2
и S3.

Перед включением прибора снимите зад
нюю крышку
-
фильтр (4). Для
этого необходимо
сместить вниз запирающую защелку (5) и, под
ав н
а себя
верхнюю часть крышки
-
фильтра, одно
временным движением вверх извлечь ее
направл
яющие из посадочных гнезд в крышке (2) при
бора.


































Рисунок 3


Общий вид прибора
РКСБ
-
104


35

Установить движки кодового переключа
теля
S
4;
S
4.1


S
4.6

в
положение

1;
S
4.7,
S
4.8


в положение «0» (рисунок 4).

Установить на место крышку
-
фильтр (4), для этого необходимо вставить
ее направляющие в гнезда крышки (2), сместить вниз запирающую защелку (5) и,
подав вперед верхнюю часть крышки
-
фильтра до упора в кры
шку (2) прибора,
отпустить защелку (5), которая и закрепит крышку
-
фильтр на приборе.


Перевести органы управления прибора
-

тумблеры S2 к S3 в верхние
положения (соответственно «РАБ» и «х 0,01



х0,0I




х200»).




Рисунок 4
-

Кодовое положение движков


Проверить работоспособность измеритель
ной схемы прибора
, для чего:

1) перевести тумблер
SI

в верхн
ее положение («ВКЛ.»); при этом прибор
должен начать реги
стрировать внешний радиационный фон (индика
ция символов

?
» и «
V
» на табло индикатора
должна отсутствовать);

2)

примерно через 28 с после включения при
бор должен выдать
прерывистый звуковой сигн
ал и

индицировать в правом нижнем углу табло
индикатора символ «
F
»; при этом на табло инди
катора должно индицироваться
(установиться)
4
-
разрядное число, значащая часть которого, ум
ноженная на
пересчетный коэффициент, равный
0,01 при измерениях мощност
и полевой
эквива
лентной дозы внешнего фона гамма
-
излучения и верхнем положения
тумблера S3, и даст измерен
ную величину в микрозивертах в час (мкЗв/ч).
Время индикации установившегося значения 4
-
разрядного числа на табло
-

порядка 14 с, после
этог
о звуковой сигнал должен прекратиться, а
прибор
-

автоматически повторить цикл измере
ния.

3)

выключить прибор.


Проверьте работу порогового устройства
,
для чего:

1)

перевести движки тумблеров
S
2 и S3 в
нижние положения
(соответственно «ДЕЖ.»
и
«х 0,001



S4.8
-


0




S4.7
-


0



S4.6
-


1



S4.5
-


1




S4.4

-


1



S4.3
-


1



S4.2
-


1



S4.1
-


1




36


х 0,001


х20»);

2)

включить прибор тумблером
S
1.
В течение времени порядка 280 с
(4,5 минуты) на табл
о будут индициро
ваться возрастающие значения 4
-
разрядного
числа. В момент превышения им значения
0100 ± 0010 (что
соответствует порогу срабатыва
ния сигнализации, установленному потребителем
в проверочных операций и равному 0,
1
мкЗв/ч), прибор должен выдать
непрерывный
звуковой сигнал. Увеличение числа на табло бу
дет продолжаться до
окончания цикла измерения.
Выключение звукового сигнала должно произой
ти
после двукратного превышения установленного порога срабатывания сигнализаци
и
или, ес
ли оно не будет достигнуто, после завершения цикла измерения;

3)

выключить прибор;

4)

установить

требуемую величину порога срабатывания сигнализации по
мощности полевой экви
валентной дозы гамма
-
излучения


из возмож
ных
значений порога, указанных в таб
лице 5.

На этом подготовка прибора к работе, вклю
чающая в себя проверку его
работоспособности,
заканчивается.



6.6 Порядок работы


Общие положения

Прибор измеряет
мощность полевой эквивалентной дозы гам
ма
-
излучения.

Отсчетным устройством прибора является

жидкокристаллический индикатор,
на табло кото
рого при измерениях индицируются 4
-
разрядные
числа
-

от 0000 до
9999.


В качестве показания прибора (или от
счета показания


при
необходимости снятия нескольких отсчетов) принимается цифровая вели
чина,
являю
щаяся значащей частью 4
-
разрядно
го числа, устанавливающегося на
табло после окончания цикла измерения (в этот момент прибор выдает
прерывистый звуковой сигнал и индицирует на табло индикатора символ «
F
)

Например:

-

на табло индицируется число 0009;

показание прбора
-
9;

-
на табло индицируется число
0018; показание прибора
-
18;

-

на табло индицируется число
0103; показание прибора103;

-
на табло индицируется число
7850; показание
прибора


7850.

Примечание

-

Длительность цикла измерения зависит от
измеряемой
величины и поддиапазона измерения.

Для получения результата измерения конкретной физической величины
показание прибора (или среднее арифметическое нескольких отсчетов показаний)
надо умножить на пересчетный коэффициент, указанный для каждой из
меряемой
величины и каждого поддиапазона измерения на лицевой панели прибора, справа от
тумблера
S
3. Результаты получаются в единицах измерения
,

указанных там же на
панели прибора, под табло индикатора. Для удобства обозначения измеряемой
величины и едини
цы его измерения и значения пересчетных коэффициентов
,

относящихся

к этой величине (таблица 6), маркируются на лицевой панели краской

37

одного цвета, отличного от цвета аналогичных обозначений, принятых для других
измеряемых величин.




Таблица 5
-

Пол
ожения S4

Величина
порога

срабатывания

сигнализации,
мкЗв/ч (мкР/ч)

Соответствующая

порогу величина
показаний

индикатора

Положения
S3

Положения S4

S4.1

S4.2

S4.3

S4.4

800

400

200

100

0,1 (10)

0,2 (20)

0,3 (30)

0,4 (40)

0,5 (50)

0,6 (60
)

0,7 (70)

0,8 (80)

0,9 (90)

1,0 (100)

1,1 (110)

1,2 (120)

0100

0200

0300

0400

0500

0600

0700

0800

0900

1000

1100

1200

Нижнее























1

1

1

1

1

1

1

1

0

0

0

0

1

1

1

1

0

0

0

0

1

1

1

1

1

1

0

0

1

1

0

0

1

1

0

0

1

0

1

0

1

0

1

0

1

0

1

0

1,3 (130)

1,4 (140)

1,5 (150)

1,6 (160)

1
(100)

2

(200)

3

(300)

4

(400)

5

(500)

6

(600)

7

(700)

8

(800)


1300


1400


1500


1600


0100


0200


0300


0400


0500


0600


0700


0800


Нижнее













Верхнее

















0


0


0


0


1


1


1


1


1


1


1


1


0


0


0


0


1


1


1


1


0


0


0


0


1


1


0


0


1


1


0


0


1


1


0


0


1


0


1


0


1


0


1


0


1


0


1


0

9

(900)

10 (1000)

11 (1100)

12 (1200)

13 (1300)

14 (1400)

15 (1500)

16 (1600)


090
0


1000


1100


1200


1300


1400


1500


1600

Верхнее























0


0


0


0


0


0


0


0


1


1


1


1


0


0


0


0


1


1


0


0



1


1


0


0


1


0


1


0


1


0


1


0


Измерение мощности полевой эквивалентной дозы гамма
-
излучения.

1 Снять заднюю крышку
-
фильтр 4.


38

2 Перевести движки кодового переключателя в положения, показанные на
рисунк
е 5.

3 Установить крышку
-
фильтр на прежнее
место.

4 Перевести тумблеры
S
2 и S3 в верхние
положения («РАБ.» и


«х 0,01


х 0,01







х 200» соот
ветственно).


5
Включить прибор тумблером
S
1, переведя
его в положение «ВКЛ.». Через
27
-
28с прибор
выдает прерывистый звуковой сигнал; на табло
жидкокристаллического индикатора индицируется
символ «
F
» и отображается 4
-
разрядное число.
Для определения мощности полевой эквивалент
ной дозы гамма
-
излуч
ения умножьте значащую
часть этого числа на пересчетный коэффициент,
равный 0,01 (таблица 6), и вы получите резуль
тат в микрозивертах в час
(мкЗв/ч).

Примечание
-

Значащая часть 4
-
разрядного
числа соответствует
измеренной величине мощ
ности экспозицион
ной дозы гамма
-
излучения в
микрорентгенах в час (мкР/ч).

На рисунке 5 проиллюстрирован пример измерения
величины мощности
полевой эквивалентной дозы
гамма
-
излучения: индицируется число 0018; его
значащая часть


18; пересчетный коэффици
ент


0,01; полученн
ый результат


0,18 мкЗв/ч (что соответствует мощности экспозиционной до
зы в 18 мкР/ч).

6 Для получения более точного результата
измерения (в пределах допускаемых
значений ос
новной погрешности измерений) при величинах
мощности полевой
эквивалентной дозы г
амма
-
из
лучения менее 10 мкЗв/ч повторить измерения
при
нижнем положении тумблера S3 (положение
остальных органов управления не
изменяется). Время измерения при этом увеличится до (270


280) с.

Показание прибора умножьте на пересчет
ный коэффициент, равный
0,001
(табл
ица

6)


и вы
получите результат измерения в микорзивертах
в час. Рисунок
6 иллюстрирует пример измерения: на
табло индицируе
т
ся число 0182; показание
при
бора


182; пересчетный коэффициент


0,001; полученный результат


0,182
мкЗв/ч (что со
отве
тствует величине мощности экспозиционной
дозы гамма
-
излучения 18,2 мкР/ч).


Таблица 6
-

Пересчетные коэффициенты

Измеряемая
величина

Обозначени
е

Ед.
измерения

Значение пересчетных коэффициентов
для разных поддиапазонов измерения

Для верхнего поло
-
жени
я

тумблера S3

Для нижнего по
-
ложения тумбле
-
ра S3

Мощность поле
-
вой эквивалент
-
ной дозы гамма
-
излучения

Н

мкЗв/ч

0,01

0,001


39








В нижнем положении тумблера S3 значащая часть
4
-
разрядн
о
го числа,
индицируемого на
табло в момент окончания ц
икла измерения, со
ответствует
умноженной на 10 величине мощнос
ти экспозиционной дозы гамма
-
излучения в
мик
рорентгенах в час.

Примечание

-

На территории РФ мощность
полевой эквивалентной дозы гамма
-
излучения,
обусловленная естественным радиационным фон
ом, к
олеблется в
Рисунок 5
-

Кодовое положение движков

Рисунок

6


Пример изм
ерения величины






S4.8
-


0




S4.7
-


0




S4.6
-


1



S4.5
-


1




S4.4

-


1

Положение



S4.3
-


1

движков

S4.1
-

S
4.4



S
4.2
-

1
могут

быть


S
4.1
-

1

произвольными



40

зависимости от района от нескольких сотых до нескольких десятых микрози
верта в
час. Официальные данные о радиацион
ном фоне в конкретном районе можно
получить
в региональном подразделении Государственного
комитета по
гидрометеорологии РФ.


7 РА
БОЧЕЕ ЗАДАНИЕ 2

7.1 Выполнение измерений

1 Разместить дозиметр в выбранной точке измерений.

2 Через 30 секунд снять показания на цифровом табло в микрозивертах в
час (мкЗв/ч) или микрорентген в час (мкР/ч).

3 Снять пять показаний в данной точке измерения
.

4 Показания дозиметра записать в таблицу
7
.

5 На карте
-
схеме точек контроля радиационного фона (приложение)
пометить опорные точки, в которых пр
о
ведены измерения мощности дозы.


7.2


Обработка и оформление результатов измерений

1
Вычислить среднее арифмети
ческое значение показаний

мощности дозы
(мкЗв/ч)

по формуле
Р  (Р
1

 Р
2

 … Р
N
)
/
N
, где
N



количество измерений, и
записать в гр
а
фу №
7

таблицы
7
.

2

Рассчитать суммарную дозу, которую получит человек в течение года на
данной территории (см. п.1.3), и записать в графу №
8 табли
цы 7
.

3

Сопоставить полученные значения дозы за год (
Р
, Зв/год) с предельно
допустим
ы
м
и (см. п.5), записать в графу №9

таблицы 7.

4
На основе анализа полученных данных сделать вывод о радиационной
обстановке исследованной территории; ответить на вопрос, к
какой категории
согласно нормативным документам норм облучения, относятся люди,
прож
и
вающие на данной территории; указывать
,

как использованы или будут
испол
ь
зоваться полученные результаты.




8 РАБОЧЕЕ ЗАДАНИЕ 3

1 Определить фон окружающей среды. Э
та величина характеризует
суммарную величину радиоактивности воздуха и радиоактивности космических
лучей, обычно по бета
-
излучению составляет 10
-
15 имп./мин. Превышение этой
величины говорит об увеличении радиоактивности воздуха.

2 Определить радиоактивн
ость почвы (песок, глина, чернозем),
промышленных образцов.

Радиоактивность почвы (имп./кг почвы)
-

из измеренной величине
вычитают радиоактивность фона и делят на величину навески почвы.

3 Результаты оформляют в виде таблицы.

4 На основе анализа полученны
х данных сделать вывод о радиационной
обстановке почв территории.





41

Таблица 7


Результаты исследования территории студенческого городка

У
Г
НТУ


Место измер
е
ния

Мощность дозы,
Р
(мкЗв/ч)


Радиацион
-
ный фон,
Зв/год


Превыш
е
ние
ПДД


Показания дозиметра

1

2

3

4

5

Среднее
знач
е
-
ние

1

2

3

4

5

6

7

8

9

1 Учебный корпус 1









2 Учебный корпус 2









3 Учебный корпус 3









4 Учебный корпус 4









5 Учебный корпус 7









6 Парк









7 Спортивный
ко
м
плекс









8 Столовая









9 Мусорные

конте
й
неры









10 Общежитие 1









11 Общежитие 2









12 Общежитие 3









13 Общежитие 4









14 Общежитие 6









15 Объект по выбору
студента










Контрольные вопросы


1

Дайте определение термин
а «
радиация

.

2

Назо
вите виды ионизирующих излучений и их основные физические
характеристики.

3

Назовите основные единицы измерения ионизирующих излучений.

4

Что такое поглощенная, экспозиционная и эквивалентна
я

дозы
излуч
е
ния?

5

Охарактеризуйте биологическое действие ионизирующих
излучений на
организм человека.

6

Какими нормативными документами регламентируются уровни
обл
у
чения?

7

Назовите

способы з
ащиты от ионизирующих излучений.

8

Какими приборами измеряют ионизирующие излучения?


42

9

Опишите устройство и принцип работы дозиметрического пр
ибора
РКСБ
-
104.

10

Ч
то такое период полураспада?

11

Н
азовите основные принципы расчета доз при внутреннем
(инкорпированном) облучении.

12

Р
асскажите о превентивных мерах защиты организма при воздействии на
него короткоживущих изотопов
.

13

На
пишите методику расчета защ
итных экранов
.

14

Расскажите об и
сточник
ах

ионизирующих излучений
.


Список литературы

1

Радиобиология/ А.Д.Белов, В.А. Киршин, Н.П. Лысенко и др.
;

под
ред.
А.Д.Белова.

М.: Колос, 1999.
-

384 с.

2

Ядерная энциклопедия/
под
ред. А.А.Ярошинской.


М
.
:
Благотворител
ьный фонд Ярошинской, 1996.
-

656 с.

3

Израэль Ю.А., Квасникова Е.В., Назаров И.М.

и др
. Радиационный
мониторинг // Состояние и комплексный мониторинг природной среды и
климата.


М.: Наука, 2001.

-

С
. 93
-
156.

4

СанПиН 2.6.6.1169
-
02


Обеспечение радиационной бе
зопасности при
обращении с производственными отходами с повышенным содержанием
природных радионуклидов на объектах нефтегазового

комплекса
российской федерации».


















43

Приложение

А

Карта точек контроля радиационного фона изучаемой территории


























44

Содержание

1

Общие сведения о радиации ……………………………………………….

1

1.1

Естественная и искусственная радиоактивность …………………………

1

1.2

Виды радиоактивных излучений ……………………………………….…

2

1.3

Единицы измерения активно
сти, дозы излучения ……………………….

4

1.4

Принцип расчета доз при внутреннем (инкорпированном) облучении ...

8

2

Основы радиоэкологии ……………………………………………………

11

2.1

Некорневое поступление радионуклидов в сельскохозяйственные
культуры и передача их по трофически
м цепям …………………………


11

2.2

Радиоактивное загрязнение лесных фитоценозов ……………………….

12

3

СанПиН 2.6.6.1169
-
02
"Обеспечение радиационной безопасности при
обращении с производственными отходами с повышенным
содержанием природных радионуклидов на объектах неф
тегазового
комплекса российской федерации" ………………………………………..




14

3.1

Критерии обеспечения радиационной безопасности ……………………

16

3.2

Требования к проектированию и эксплуатации систем сбора, хранения
и захоронения производственных отходов с повышенным со
держанием
природных радионуклидов ………………………………………………...



18

3.3

Радиационно
-
гигиенические требования по реабилитации территорий
при прекращении эксплуатации предприятий НГК ……………………...


20

3.4

Производственный радиационный контроль при обращении с
произ
водственными отходами с повышенным содержанием природных
радионуклидов ……………………………………………………………...



21

3.5

Вычисление эффективной удельной активности природных
радионуклидов в производственных отходах ……………………………


22

3.6

Требования к радиационно
-
гигиенич
еской паспортизации организаций
НГК ………………………………………………………………………….


23

4


Рабочее задание 1. Защита от ионизирующих излучений с помощью
защитных экранов ………………………………………………………….


23

5


Дозы облучения населения от источников искусственной радиации

25

6

Устройство
до
зиметра и радиометра РКСБ
-
104

28

6.1


Назначение прибора ……………………………………………………….

28

6.2


Основные технические данные и характеристики прибора …………….

28

6.3


Устройство и принцип работы ……………………………………………

29

6.4


Указание мер безо
пасности ……………………………………………….

31

6.5


Подготовка к работе ……………………………………………………….

32

6.6


Порядок работы …………………………………………………………...

34

7


Рабочее задание 2. …………………………………………………………

38

7.1


Выполнение измерений ……………………………………………………

38

7.2

8

Обработка и офо
рмление результатов измерений ……………………….

Рабочее задание 3……………………………………………………………

38

3
8


Контрольные вопросы ……………………………………………………...

39


Список литературы …………………………………………………………

40


Приложение А ………………………………………………………………

4
1



Приложенные файлы

  • pdf 1273241
    Размер файла: 985 kB Загрузок: 0

Добавить комментарий