книги / Методы и средства защиты человека от опасных и вредных производственных факторов

Источники внешнего воздействия ионизирующих излучений по физикотехнологическому принципу действия распределяются по следующим основным группам: радиоизотопные источники электрической энергии; мощные радиационные устройства с источниками гамма-излучения и с ускорителями электронов; радиационные дефектоскопы; радиоизотопные приборы; высокочувствительные установки для ядерно-физических методов анализа.

Мощные гамма-установки широко применяются в радиационной химии, особенно в нефтехимии, для получения новых химических соединений и придания материалам новых свойств; для стерилизации пищевых продуктов; в научноисследовательских целях. В промышленности и научно-исследовательских учреждениях используются установки рентгеновского излучения низких энергий для исследования внутренней структуры кристаллов.

Все более масштабные размеры в нашей стране принимает использование атомных реакторов в качестве энергетических установок на атомных электростанциях и ледокольном флоте.

Кгруппе потенциальных производственных источников ионизирующей радиации относятся предприятия по добыче, переработке и получению расщепляющих материалов и искусственных радиоактивных веществ (предприятия атомной промышленности): урановые рудники, гидрометаллургические заводы по получению обогащенного урана и очистке урановых концентратов, заводы по производству ядерного горючего.

Естественные радиоактивные нуклиды могут встречаться на неурановых рудниках и предприятиях промышленности редких металлов.

Косновным, наиболее распространенным источникам ионизирующего излучения в промышленности, относятся радиоизотопные приборы (РИП) и гаммадефектоскопические аппараты, являющиеся источниками закрытого типа. Радиоизотопные приборы представлены толщиномерами, уровнемерами, плотномерами, нейтрализаторами статического электричества, счетчиками предметов, переносными радиометрическими приборами для измерения влажности и плотности различных сред.

Втолщиномерах используют β- и γ-активные изотопы для автоматического контроля и измерения толщины прокатываемого металла, бумаги, толщины стенок трубопроводов и емкостей. В основе действия толщиномеров лежит зависимость степени поглощения радиоактивного излучения от толщины облучаемого предмета.

Гамма-уровнемеры, широко применяемые в металлургической промышленности, используются при непрерывной разливке стали, обеспечивают автоматическое

регулирование уровня стали. Уровнемеры применяются также для измерения

иконтроля уровня жидких и сыпучих материалов в металлургической, угольной

ихимической промышленности.

Для борьбы со статическим электричеством, возникающим при переработке изделий в химической, текстильной, бумажной, полиграфической и других отраслях промышленности, успешно применяют радиоизотопные нейтрализаторы. Действие радиоизотопных нейтрализаторов основано на способности α-частиц, испускаемых радиоактивным изотопом плутония-239, или β-частиц, испускаемых

251

тритием, ионизировать воздух. Ионы с зарядами, противоположными заряду материала, будут перемещаться к нему и нейтрализовать его заряды.

Втекстильной промышленности радиоизотопные нейтрализаторы применяют на чесальных, гребнечесальных, ленточных, сновальных, шлихтовальных, стригальных, ворсовальных машинах, при переработке натуральных и химических волокон; в полиграфической промышленности на листорезальных, печатных машинах.

Вметаллообрабатывающих и литейных цехах радиоизотопные приборы используют для блокировки агрегатных станков и машин и на автоматических линиях.

Радиоизотопные блокирующие устройства, широко применяемые на машиностроительных заводах, автоматически регулируют работу прессов. В механических цехах применяется бесконтактный радиоизотопный метод контроля целостности инструмента, в основе которого лежит регистрация интенсивности β-излучения. При поломке инструмента пучок β-излучения попадает на приемник, выходные контакты электромагнитного реле, разрывает цепь электропривода автоматической линии, что приводит к ее остановке.

Радиационная опасность при изготовлении, транспортировке, хранении, установке и эксплуатации РИП определяется следующими факторами: гамма-из- лучением и тормозным излучением; рентгеновским излучением; альфа- и бетаизлучением; потоками нейтронов; радиоактивным загрязнением рабочих поверхностей блока источников излучения РИП, оборудования и т. п.

Защитные мероприятия осуществляются с учетом воздействия на человека всех вышеперечисленных видов излучения и направлены на снижение суммарной экспозиционной дозы излучения до допустимого уровня [Нормы радиационной безопасности (НРБ–99) и Санитарные правила (СП 2.6.1.758–99)].

Радиоактивное излучение используется также для изучения внутреннего строения (макроструктуры) изделий или заготовок на наличие скрытых дефектов – гамма-дефектоскопия. Она широко применяется в судостроении, машиностроении,

металлургии, при строительстве магистральных трубопроводов, тепловых и атомных электростанций для контроля качества сварки, пайки и литья, выявления трещин, раковин, определения их форм и размеров.

Гамма-дефектоскопия различается по способу регистрации излучения, прошедшего через контролируемый объект. Для гамма-дефектоскопии используют следующие искусственные радиоактивные изотопы: цезий-137, кобальт-60, иридий192, европий-152, европий-154, европий-155, селен-75, тулий-170, самарий-145, це- рий-144. Выбор источника излучения зависит от толщины и материала просвечиваемого объекта. Наиболее широко в промышленной гамма-дефектоскопии применяют радиоизотоп иридий-192.

Гамма-дефектоскопия может осуществляться направленным (конусным) пучком излучения при просвечивании сплошных деталей и путем панорамного просвечивания, когда источник излучения помещается внутри полой детали или между несколькими деталями.

Для просвечивания изделий гамма-излучением применяют стационарные, передвижные и переносные гамма-дефектоскопы, содержащие защитное устройство

252

с источником гамма-излучения, систему управления выпуском и перекрытием пучка излучения, систему сигнализации о положении источника, систему блокировки, предотвращающую возможность облучения персонала, и средства ориентации пучка излучения относительно контролируемого объекта.

13.3. ПРОНИКАЮЩАЯ РАДИАЦИЯ

Проникающая радиация представляет собой гамма-излучение и поток нейтронов, испускаемых в окружающую среду из зоны ядерного взрыва и при другом использовании атомной энергетики.

Кроме гамма-излучения и потока нейтронов выделяются ионизирующие излучения в виде альфа- и бета-частиц, имеющих малую длину свободного пробега, вследствие чего их воздействием на людей и материалы пренебрегают.

Источником проникающей радиации является ядерная реакция и радиоактивный распад продуктов ядерного взрыва. Время действия проникающей радиации 10–15 с с момента взрыва.

Основные параметры, характеризующие ионизирующие излучения, – доза и мощность дозы излучения, поток и плотность потока частиц.

13.3.1. ДОЗА ОБЛУЧЕНИЯ. УРОВЕНЬ РАДИАЦИИ (МОЩНОСТЬ ДОЗЫ)

Наиболее опасным из ионизирующих излучений является γ-излучение. Для характеристики поля радиации, созданного каким-либо источником γ-лучей, и оценки опасности нахождения в этом поле введено понятие «доза γ-излучения» (доза излучения, или экспозиционная доза γ-излучения). Экспозиционная доза количественно характеризует ионизацию, которую поток гамма-лучей может произвести в воздушном объеме.

Процесс ионизации состоит в «выбивании» электронов из электронной оболочки атомов. Вследствие этого нейтральные в электрическом отношении атомы превращаются в разноименно заряженные частицы – ионы.

Доза γ-излучения измеряется количеством энергии, поглощенной 1 см3 сухого воздуха при нормальных условиях. Единицей дозы является рентген. 1 рентген — это доза рентгеновского или γ-излучения в воздухе, при которой в 1 см3 сухого воздуха при температуре 0 °С и давлении 760 мм рт. ст. образуется 2,08 · 109 пар ионов. Величина дозы измеряется непосредственно дозиметрическими приборами по ионизации воздуха. Уровень радиации (мощность дозы) γ-излучения Р определяется дозой излучения D за единицу времени:

P = Dt .

Единицами уровня радиации γ-излучения служат Р/с, Р/ч, мР/ч. Величина мощности дозы зависит от активности и размеров источника, энергии γ-фотонов и расстояния от источника γ-излучения.

253

13.3.2. ПОГЛОЩЕННАЯ ДОЗА

Нахождение живого организма в поле радиации приводит к его поражению. Степень поражения зависит от дозы облучения. Однако поражающее действие γ-лучей, как и любого другого вида ионизирующего излучения, определяется количеством энергии, поглощенной биологической тканью. Для оценки этой величины введено понятие «поглощенная доза», которое применимо для любого вида ионизирующего излучения.

Поглощенная доза измеряется количеством энергии любого вида ионизирующего излучения (α-, β-, γ- или нейтронного излучения), поглощенной 1 кг вещества.

Поглощенная доза ионизирующего излучения (доза излучения) D – отношение средней энергии dw, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:

которой веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующего излучения 1 Дж. Предпочтительные единицы: нГр, мкГр, мГр, кГр, МГр.

13.3.3. ЭКВИВАЛЕНТНАЯ ДОЗА ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ

При одинаковой поглощенной дозе различных видов излучений (α-, β-, γ-, нейтронное излучение) биологический эффект оказывается разным. Это связано с различием в линейной плотности ионизации (число ионизированных атомов на единице пути частицы), т.е. с различием в ионизирующей способности частиц.

Эквивалентная доза ионизирующего излучения (эквивалентная доза) Н – произведение поглощенной дозы D на средний коэффициент качества К ионизирующего излучения в данном элементе объема биологической ткани стандартного состава:

H= D K .

Вкачестве биологической ткани стандартного состава принимается состав, рекомендованный МКРЕ (Международная комиссия по радиологическим единицам

иизмерениям): О– 76,2 %, С – 11,1 %, Н – 10,1 %, N – 2,6 %.

Если учесть, что коэффициент K величина безразмерная, то размерность Н совпадает с размерностью поглощенной дозы D: [Н] = 1 Зв (зиверт). Зиверт равен эквивалентной дозе, при которой произведение поглощенной дозы в биологической ткани стандартного состава на средний коэффициент качества равно 1 Дж/кг.

Численные значения коэффициента качества K для некоторых видов излучений следующие:

254

Эквивалентная доза ионизирующего излучения является основной величиной, определяющей уровень радиационной опасности при облучении человека в малых дозах. Предпочтительной единицей эквивалентной дозы является миллизиверт (мЗв). Допускается использование единицы микрозиверт (мкЗв).

Мощность эквивалентной дозы ионизирующего излучения H – отношение приращения dH эквивалентной дозы за интервал времени dt к этому интервалу времени:

H = dHdt .

Размерность и единица мощности эквивалентной дозы ионизирующего излучения: [ H ] = 1 Зв/с. Зиверт в секунду равен мощности эквивалентной дозы, при которой за 1 с создается эквивалентная доза 1 Зв.

Время пребывания человека в поле излучения при низких уровнях ионизирующего излучения измеряется, как правило, часами (6-часовой рабочий день, 36-часовая рабочая неделя).

Поэтому предпочтительной единицей для мощности эквивалентной дозы должен быть микрозиверт в час (мкЗв/ч) вне зависимости от размера величины. Допустимая среднегодовая мощность эквивалентной дозы при облучении всего тела работающих равна 28 мкЗв/ч при 36-часовой рабочей неделе.

13.3.4. НЕЙТРОННОЕ ИЗЛУЧЕНИЕ

Нейтронным излучением называют поток нейтронов. Нейтрон — нейтральная частица, входящая в состав атомного ядра. В свободном состоянии нейтрон нестабилен. Среднее время жизни частицы 1000 с. Нейтрон распадается, превращаясь в протон, электрон и нейтрино:

n → ρ + e– + ν.

Период полураспада для потока нейтронов около 14 мин.

Нейтроны обладают большой проникающей способностью, поэтому нейтронное излучение не менее опасно, чем γ-излучение. Биологическое действие потока нейтронов в зависимости от их энергии в 3–10 раз превышает действие γ-из- лучения (при одинаковой поглощенной дозе).

Источником нейтронов является атомное ядро. Нейтроны из этого источника получают в результате различных ядерных реакций.

Прохождение нейтронов сквозь вещество сопровождается процессами, которые приводят к ослаблению нейтронного потока, а в случае биологической ткани – ее поражению. Поскольку нейтроны не имеют электрического заряда, они взаимодействуют не с электронами электронной оболочки, а с ядрами атомов. Характер этого взаимодействия определяется энергией нейтрона. В зависимости от энергии нейтроны принято делить на группы:

255

•быстрые – 15–0,5 МэВ;

•промежуточные – 0,5 МэВ–100 эВ;

•медленные – 100–1 эВ;

•тепловые – 0,2–0,025 эВ.

Процесс ионизации атомов нейтронами отличен от процесса ионизации гаммалучами.

Поток нейтронов измеряется числом нейтронов, приходящихся на квадратный метр поверхности – нейтрон/м2. Плотность потока – нейтрон/(м2 · с).

Распространяясь в среде, гамма-излучение и нейтроны ионизируют ее атомы и изменяют физическую структуру веществ. При ионизации атомы и молекулы клеток живой ткани за счет нарушения химических связей и распада жизненно важных веществ погибают или теряют способность к дальнейшей жизнедеятельности.

13.3.5. ПОРАЖЕНИЕ ЛЮДЕЙ ПРОНИКАЮЩЕЙ РАДИАЦИЕЙ

При воздействии проникающей радиации у людей может возникнуть лучевая болезнь. Степень поражения зависит от экспозиционной дозы излучения, времени, в течение которого эта доза получена, площади облучения тела, общего состояния организма. Экспозиционная доза излучения до 50–80 Р, полученная за первые четверо суток, не вызывает поражения и потери трудоспособности у людей, за исключением некоторых изменений крови. Экспозиционная доза в 200–300 Р, полученная за короткий промежуток времени (до четырех суток), может вызвать у людей средние радиационные поражения, но такая же доза, полученная в течение нескольких месяцев, не вызывает заболевания. Здоровый организм человека способен за это время частично вырабатывать новые клетки взамен погибших при облучении.

При установлении допустимых доз излучения учитывают, что облучение может быть однократным или многократным. Однократным считается облучение, полученное за первые четверо суток. Облучение, полученное за время, превышающее четверо суток, является многократным. При однократном облучении организма человека в зависимости от полученной экспозиционной дозы различают четыре степени лучевой болезни.

Лучевая болезнь первой (легкой) степени возникает при общей экспозиционной дозе излучения 100–200 Р. Лучевая болезнь второй (средней) степени воз-

никает при общей экспозиционной дозе излучения 200–400 Р. Лучевая болезнь третьей (тяжелой) степени возникает при общей экспозиционной дозе 400–600 Р.

13.3.6. ПРИНЦИПЫ ЗАЩИТЫ ОТ ПРОНИКАЮЩЕЙ РАДИАЦИИ

Ранее указывалось, что γ-излучение, как ни высока его проникающая способность, заметно обособляется даже в воздухе. В веществах же более плотных γ-излучение ослабляется еще сильнее. Происходит это потому, что чем больше плотность вещества, тем больше в единице объема атомов и тем большее количество раз взаимодействует с ним γ-излучение. Следовательно, на одном и том же отрезке пути γ-излучение в более плотном веществе потеряет больше энергии, чем в менее плотном, а потеря энергии означает уменьшение дозы γ-излучения.

256

На границе А-А доза радиации окажется

dγ материала

где dγ – слой половинного ослабления.

Толщина слоя половинного ослабления: свинец – 2 см; сталь – 3 см; бетон – 10 см; грунт – 14 см; дерево – 30 см.

Степень ослабления проникающей радиации (γ-излучения, нейтронов) защитной преградой характеризуется коэффициентом ослабления дозы (К), т.е. величиной, которая показывает, во сколько раз данная защита ослабляет дозу γ-излучения, нейтронов:

h

К = ДДо = 2 dпол ,

где До – доза γ-излучения при отсутствии защиты; Д – доза γ-излучения при наличии защиты; h – толщина (высота) слоя материала, см;

dпол – толщина слоя материала, ослабляющего излучение в 2 раза, см. Аналогичное выражение может быть записано и для коэффициента ослабле-

ния мощности дозы

h

К = РРо = 2 dпол ,

где Ро – уровень радиации (мощности дозы) при отсутствии защиты; Р – мощность дозы при наличии защиты.

При наличии сложной защиты, состоящей из нескольких различных материалов, общий коэффициент ослабления дозы γ-излучения (Косл) равен произведению коэффициентов ослабления каждым из материалов

Косл = К1 · К2 · …· Кn.

Для расчетов толщины защиты от γ-излучения значение Д принимается равным предельно допустимой дозе, а До задается или вычисляется в зависимости от конкретных условий.

257

13.4. ЭЛЕКТРОМАГНИТНЫЙ ИМПУЛЬС

Электромагнитный импульс – это электрические и магнитные поля, возникающие в результате воздействия γ-излучений на атомы окружающей среды и образования потока электронов и положительно заряженных ионов.

Причины возникновения электромагнитного импульса:

1)γ-излучение;

2)переменное электрическое поле, создаваемое потоком электронов (β-частиц);

3)искажение магнитного поля Земли за счет светящейся области.

При взаимодействии γ-квантов с атомами среды последним сообщается импульс энергии, небольшая доля которой тратится на ионизацию атома, а основная – на сообщение поступательного движения электронам и ионам, образовавшимся в результате ионизации.

Первичные (быстрые) электроны движутся в радиальном направлении от центра взрыва и образуют радиальные электрические токи и поля, быстро нарастающие во времени. Обладая большой энергией, быстрые электроны производят дальнейшую ионизацию среды. Каждый быстрый электрон способен образовать до 3·104 вторичных (медленных) электронов и положительных ионов.

Под действием электрического поля, созданного первичными электронами

иионами, вторичные электроны начинают двигаться к центру взрыва, т.е. противоположно направлению движения быстрых электронов, и вместе со вторичными положительными ионами создают электрические поля и токи, компенсирующие первоначальные электрические поля и токи. Поскольку скорость движения вторичных электронов намного меньше скорости первичных электронов, процесс компенсации первичных электрических полей и токов длится значительно дольше, чем процесс их возникновения. В результате указанных процессов в воздухе возникают кратковременные результирующие электрические и магнитные поля, которые и представляют собой электромагнитный импульс ядерного взрыва (ЭМИ).

Процессы взаимодействия γ-квантов, нейтронов и быстрых электронов со средой совершаются не по всем направлениям одинаково: всегда существуют направления, по которым они идут менее энергично или охватывают меньший объем пространства. Это различие может проистекать из-за несимметричности конструкции ядерного боеприпаса, неоднородной плотности воздуха в окружающем ядерный боеприпас пространстве, наличия поверхности земли на пути распространения γ-лучей и нейтронов, влияния на направление движения электронов электрического

имагнитного полей Земли и т.д. Вследствие этих причин электромагнитные поля теряют свою сферическую симметрию и приобретают определенную направленность.

Основные параметры ЭМИ. Основными параметрами ЭМИ, определяющими его поражающее действие, являются: характер изменения напряженности электрического и магнитного полей во времени (форма импульса); величина максимальной напряженности поля (амплитуда импульса).

На рис. 13.2 показана форма импульса, где на оси ординат дано отношение на-

пряженности электрического поля для определенного времени после взрыва к максимальному импульсу, на оси абсцисс – время, прошедшее после взрыва.

258

Рис.13.2. Зависимость напряженности электрического поля от времени, прошедшего после взрыва

Пиковая (максимальная) амплитуда ЭМИ образуется за очень короткий промежуток времени (10–20 нс), а общая продолжительность импульса составляет несколько миллисекунд (мс).

Мощность ЭМИ измеряется в мегаэлектрон-вольтах (МэВ). Электрон-вольт (эВ) – это работа, совершаемая электрическим полем при перемещении электрона

между двумя точками с разностью потенциалов в 1 вольт. 1 эВ=1,6·10-19 Дж. 1 МэВ=1·106 эВ.

Поскольку амплитуда ЭМИ быстро уменьшается с увеличением расстояния, его поражающее действие – несколько километров от центра взрыва. ЭМИ вызывает повреждения радиоэлектронной аппаратуры и связи. Защитой от ЭМИ служат специальные автоматические устройства, подобные применяемым для защиты от грозовых разрядов. ЭМИ непосредственного действия на человека не оказывает.

13.5. РАДИОАКТИВНОЕ ЗАРАЖЕНИЕ

Радиоактивное заражение возникает в результате выпадения радиоактивных веществ (РВ) на местность. Радиоактивному заражению может подвергаться не только район, прилегающий к месту взрыва, но и местность, удаленная от него на многие десятки и даже сотни километров. Радиоактивные вещества оказывают поражающее действие на людей путем внешнего облучения и при попадании на кожу или внутрь организма (через органы дыхания, желудочно-кишечный тракт, раны).

259

На следе радиоактивного облака поражающим действием обладают:

•гамма-излучения, вызывающие общее внешнее облучение;

•бета-частицы, вызывающие при внешнем воздействии радиационное поражение кожи, а при попадании бета-частиц внутрь организма – поражение внутренних органов;

•альфа-частицы, представляющие опасность при попадании внутрь организма. Поражение, возникшее от внешнего облучения и от попадания радиоактивных

веществ внутрь организма, вызывает лучевую болезнь, а при попадании этих веществ на открытые участки тела появляются местные поражения участков кожи.

Поражение людей на местности, зараженной радиоактивными веществами, может происходить в течение длительного времени.

Весьма важной особенностью радиоактивных веществ является то, что они не имеют ни цвета, ни запаха, ни вкуса и могут быть обнаружены лишь при помощи дозиметрических приборов.

Основным источником радиоактивного заражения при ядерных взрывах являются:

1.Радиоактивные продукты ядерной реакции – осколки деления ядер урана или плутония. Осколки деления представляют собой сложную и непрерывно меняющуюся по составу вследствие радиоактивного распада смесь радиоактивных веществ, которая включает в себя около 200 изотопов 35 химических элементов. Распад осколков сопровождается испусканием β- и γ-излучения. Периоды полураспада различных изотопов колеблются в очень широких пределах – от долей секунды домногих лет. Общая активность осколков деления с течением времени уменьшается.

2.Наведенная активность, возникающая в результате воздействия потока нейтронов ядерного взрыва на некоторые химические элементы, входящие в состав грунта (натрий, кремний и др.). Распад этих изотопов сопровождается γ-излу- чением, как правило, они и β-активны.

3.Активность частиц не разделившегося (не участвующего в реакции деления) ядерного горючего и выпавшего на землю.

13.6. МЕТОДЫ И СРЕДСТВА ЗАЩИТЫ ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Методы и средства защиты от ионизирующих излучений включают в себя: Защита по мощности φ – снижение мощности воздействия путем экранирова-

ния источника излучения; использование средств индивидуальной защиты. Защита расстоянием ρ – увеличение расстояния между оператором и источ-

ником; дистанционное управление; использование манипуляторов и роботов; полная автоматизация технологического процесса.

Защитаповремениτ– сокращение продолжительности работыв полеизлучения. Необходим постоянный контроль за уровнем излучения и за дозами облучения персонала. Защита от внутреннего облучения заключается в устранении непосредственного контакта работающих с радиоактивными веществами и предотвращение

попадания их в воздух рабочей зоны.

260