Корпускулярные ионизирующие излучения в бжд. Световое излучение. Влияние шума на деятельность человека
^Работа № 14
ИОНИЗИРУЮЩИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ
Общие сведения
Излучения, взаимодействия которых со средой приводят к образованию ионов разных знаков и радикалов, называются ионизирующими. При этом различают корпускулярное и фотонное излучения. Корпускулярное излучение представляет собой поток элементарных частиц: a – и b – частицы, нейтроны, протоны, мезоны и др. Элементарные частицы возникают при радиоактивном распаде, ядерных превращениях или генерируются на ускорителях. Заряженные частицы в зависимости от величины кинетической энергии могут вызывать непосредственно ионизирующее излучение при столкновении с веществом. Нейтроны и другие нейтральные элементарные частицы при взаимодействии с веществом непосредственно ионизации не производят, но в процессе взаимодействия со средой они высвобождают заряженные частицы (электроны, протоны и т.д.), способные ионизировать атомы и молекулы среды, через которую они проходят. Такие излучения принято называть косвенными ионизирующими излучениями.
К фотонному излучению относят: гамма-излучение, характеристическое, тормозное, рентгеновское излучения. Указанные излучения представляют собой электромагнитные колебания очень высоких частот (Гц), которые возникают при изменении энергетического состояния атомных ядер (гамма - излучение), перестройке внутренних электронных оболочек атомов (характеристическое), взаимодействии заряженных частиц с электрическим полем (тормозное) и других явлениях. Фотонное излучение также является косвенно ионизирующим. Кроме ионизирующей способности к основным характеристикам ионизирующих излучений относятся энергия, измеряемая в электрон – вольтах, и проникающая способность.
Источником излучения называют объект, содержащий радиоактивный материал или техническое устройство, испускающее или способное в определенных условиях испускать излучение. К числу таких объектов относятся: радионуклиды, ядерные устройства (ускорители, атомные реакторы), рентгеновские трубки.
Технологии, методики и приборы, использующие ионизирующие излучения, получили широкое распространение в промышленности, в медицине и науке. Это, в первую очередь, атомные электростанции, надводные и подводные корабли с атомными установками, рентгеновские установки для медицинского, научного и промышленного назначения и др.
^
Биологическое воздействие излучений.
Излучение является вредным фактором для живой природы и, особенно, человека. Биологически вредное воздействие излучения на живой организм определяется в первую очередь дозой поглощенной энергии и производимым при этом эффектом ионизации, т. е. плотностью ионизации. Большая часть поглощенной энергии расходуется на ионизацию живой ткани, что нашло свое отражение и в определении излучений как ионизирующих.
Ионизирующие излучения оказывают на биологическую ткань прямое и непрямое воздействие. Прямое - разрыв внутриатомных и внутримолекулярных связей, возбуждение атомов или молекул, образование свободных радикалов. Наиболее важное значение имеет радиолиз воды. В результате радиолиза образуются высокореактивные радикалы, которые вызывают вторичные реакции окисления по любым связям, вплоть дo изменения химического строения ДНК (дезоксирибонуклеиновая кислота) с последующими генными и хромосомными мутациями. В этих явлениях и заключается опосредованное (непрямое) действие излучения. При этом следует отметить, что особенность воздействия ионизирующих излучений состоит в том, что в химические реакции, индуцированные реактивными радикалами, вовлекаются сотни и тысячи молекул, не затронутых непосредственно излучением. Таким образом, результат воздействия ионизирующих излучений в отличие от других видов излучений зависит в большей степени от формы, в которой их энергия передается биологическому объекту.
Негативные последствия воздействия ионизирующих излучений на организм человека условно делятся на соматические и генетические. Генетические эффекты воздействия излучений проявляются в отдаленные промежутки времени у потомства облученных. Соматические последствия, в зависимости от степени и характера облучения, могут проявляться непосредственно в виде острой или хронической формы лучевой болезни. Лучевая болезнь, в первую очередь, характеризуется изменением состава крови (уменьшением числа лейкоцитов в крови – лейкопенией), а также появлением тошноты, рвоты и подкожных кровоизлияний, изъязвлений. Острая форма лучевой болезни возникает у человека при однократном облучении свыше 100 P (рентген) – 1 степень лучевой болезни, а при 400 P (3-я степень) наблюдается 50% смертельных случаев, что связано в первую очередь с потерей иммунитета. При экспозиционной дозе свыше 600 Р (4-я степень) погибают 100% облученных. В отношении поражения от ионизирующего излучения природа поставила человека в самые тяжелые условия по сравнению с другими живыми существами. Так, средние смертельные дозы (50%) составляют: обезьяна-550 , кролик - 800, черви - 20000 , а амеба - 100000, вирусы - более 1000000 P.
^
Единицы доз.
Общей единицей (мерой) воздействия ионизирующего излучения на человека является доза. Различают следующие основные виды доз: поглощенная, эквивалентная, эффективная, экспозиционная.
^ Доза поглощенная (D) – величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу:
Где 
– средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, 
– масса вещества в этом объеме.
^
Доза эквивалентная (Н)
– сумма поглощенных доз в органах или тканях, умноженных на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения 
:
| |
где
- средняя поглощенная доза в органе или ткани i - того ионизирующего излучения.Взвешивающие коэффициенты учитывают относительную опасность различных видов излучения в индуцировании неблагоприятных биологических эффектов и зависят от ионизирующей способности излучений. Для различных видов излучения значения взвешивающих коэффициентов составляют:
Фотоны любых энергий, электроны ………………………1
Нейтроны с энергией менее 10 кэВ…………………………5
От 10 кэВ до 100 кэВ……………….10
Альфа-частицы………………………………………………20
^
Доза эффективная (Е)
– величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет собой сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты:
 |
где
- взвешивающий коэффициент для органа или ткани, который характеризует относительный риск на единицу дозы по выходу отдаленных последствий при облучении данного органа по отношению к облучению всего тела. При облучении организма в целом =1, а при облучении отдельных органов составляет: гонады (половые железы) - 0,2; желудок – 0,12; печень – 0,05; кожа – 0,01 и т.д. 
-
эквивалентная доза в соответствующем органе или ткани.^
Экспозиционная доза (X)
- это количественная характеристика фотонного излучения, основанная на его ионизирующем действии в сухом атмосферном воздухе и представляющая собой отношение суммарного заряда (dQ) ионов одного знака, возникающих в воздухе при полном торможении всех вторичных электронов и позитронов, которые были образованы фотонами в малом объеме воздуха, к массе воздуха (dm) в этом объеме (справедливо для фотонного излучения с энергией до 3 МэВ):
| |
На практике в качестве характеристики ионизирующего излучения широко используется единица рентген (Р), которая является внесистемной единицей экспозиционной дозы (при прохождении излучения через 1 куб.см воздуха создаются ионы, несущие заряд в 1 электростатическую единицу каждого знака). Экспозиционную дозу в рентгенах и поглощенную дозу в радах для биологических тканей можно считать совпадающими с погрешностью до 5%, которая вызвана тем, что экспозиционная доза не учитывает ионизацию, обусловленную тормозным излучением электронов и позитронов.
Единицы измерения доз в системе СИ и внесистемные единицы измерения приведены в таблице 1.
Таблица 1
| Доза | Единицы СИ | Внесистемные единицы |
| Поглощенная | Дж/кг, Грей (Гр) | 1 рад=0,01 Гр |
| Эквивалентная | Грей   = Зиверт (Зв) | 1 бэр=0,01 Зв |
| Эффективная | Зиверт  =
Зиверт (Зв) | |
| Экспозиционная | Кулон/кг, (Кл/кг) | Рентген (Р) 1Р=2,58 ∙ 10 -4 Кл/кг 1 Р = 1 рад = 0,013 Зв (в биол.тканях) |
Для характеристики изменения дозы во времени вводится понятие мощности дозы. Мощность экспозиционной, поглощенной и эквивалентной доз соответственно определяются:
 |
Характеристикой активности радионуклида (самопроизвольного распада) является отношение числа спонтанных ядерных превращений, происходящих в источнике за единицу времени. Единицей радиоактивности является беккерель (Бк)
. Беккерель равен активности радионуклида в источнике, в котором за время 1с происходит одно спонтанное ядерное превращение. Внесистемная единица активности - кюри (Ки).
1 Ки = 3,700 10 10 Бк Активность радионуклидов зависит от времени. Время, в течение которого распадается половина исходных атомов, называется периодом полураспада. Так, например, период полураспада йода 
8,05 суток, а у урана 
- 4,5 млрд. лет
^
Нормы радиационной безопасности.
Основным документом, регламентирующим допустимые уровни воздействия излучений на организм человека, в нашей стране, является «Нормы радиационной безопасности» (НРБ - 99). С целью снижения необоснованного облучения нормирование осуществляется дифференцированно для различных категорий облучаемых лиц, в зависимости от условий контакта с источниками излучений и места проживания. Нормы устанавливают следующие категории облучаемых лиц:
Персонал (группы А и Б);
Все население, включая лиц из персонала вне сферы и условий их производственной деятельности.
Нормы облучения также дифференцированы в отношении различной радиочувствительности органов и частей тела человека.
Предельно допустимая доза (ПДД) - наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которое при рaвномерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.
Предел дозы (ПД) - предельная эквивалентная доза за год для ограниченной части населения. ПД устанавливают меньшим, чем ПДД в 10 раз для предотвращения необоснованного облучения этого контингента людей. Значения ПДД и ПД в зависимости от группы критических органов приведены ниже в таблице 2.
Закономерности биологического эффекта излучения на живую ткань определяют основные принципы защиты - снижение плотности потока излучения и времени его действия. Время контакта с излучением в режиме нормальной эксплуатации установки является регулируемым и контролируемым параметром. Плотность облучающего потока зависит от мощности источника, его физических характеристик и инженерной защиты источника.
Таблица 2.
^ Основные пределы доз
* Примечание: дозы облучения для персонала группы Б не должны превышать ¼ значений для персонала группы А.
^
Защитные мероприятия.
Под инженерной защитой понимают любую среду (материал), расположенную между источником и зоной размещения людей или оборудования для ослабления потоков ионизирующих излучений. Защиту принято классифицировать по назначению, типу, компоновке, форме и геометрии. По назначению защиту подразделяют на биологическую, радиационную и тепловую.
Биологическая защита должна обеспечивать уменьшение дозы облучения персонала до предельно допустимых уровней. При радиационной защите должна быть обеспечена степень радиационных повреждений различных объектов, подвергающихся облучению, до допустимых уровней. Тепловая защита обеспечивает снижение радиационного энерговыделения в защитных композициях до допустимых уровней.
Основными свойствами излучений, определяющими условия безопасности обращения с ними, являются ионизирующая и проникающая способность. Ионизирующая способность излучения отражена в значении взвешивающего коэффициента, а проникающая - характеризуется величиной линейного коэффициента поглощения.
Закон ослабления излучения в веществе, в зависимости от его толщины (х), можно записать в следующем виде:
где n - скорость счета импульсов тока при наличии защитного материала толщиной х, имп/с,
n ф - скорость счета импульсов тока за пределами зоны влияния источника излучения, т.е. фона, имп/с,
n о - скорость счета импульсов тока без защитнoго материала, имп/с.
Из формулы (2) выводим выражение для расчета линейного коэффициента ослабления:
представленной по результатам измерений ослабления излучения за различными толщинами для одного материала. В этом случае эта зависимость будет иметь вид прямой с наклоном определяемым значением линейного коэффициента ослабления, т.е. m = tq а.
Поглощение излучения в веществе зависит от природы излучения, а также от состава и плотности самого вещества. Ниже в таблице 3 представлена зависимость коэффициента ослабления для излучения фотонной природы:
Поглощение корпускулярных ионизирующих излучений происходит значительно интенсивнее фотонных. Это можно объяснить либо наличием у частиц, ионизирующих вещество, электрического заряда, либо при его отсутствии наличием значительной массы ионизирующих частиц (нейтронов). Поглощение корпускулярных излучений удобно характеризовать величиной свободного пробега частиц в веществе.
Таблица 3
| Энергия гамма-излучения, МэВ | Коэффициент ослабления, см -1 |
|||
| Воздух | оргстекло | железо | свинец |
|
| 0,1 | 0,198 | 0,172 | 2,81 | 59,9 |
| 0,5 | 0,111 | 0,006 | 0,82 | 1,67 |
| 1,0 | 0,081 | 0,07 | 0,45 | 0,75 |
| 2,0 | 0,057 | 0,05 | 0,33 | 0,51 |
| 5,0 | 0,036 | 0,03 | 0,24 | 0,48 |
| 10,0 | 0,026 | 0,022 | 0,23 | 0,62 |
В таблице 4 представлены харaктерные значения свободных пробегов частиц в воздухе для a -, b - и протонного излучений.
Таблица 4
| Вид ионизирующего излучения | Диапазон энергии, МэВ | Диапазон свободных Пробегов, см |
| a | 4,0 -10,0 | 2,5-10,6 |
| b | 0,01-8,00 | 22-1400 |
| протонное | 1,0-15,0 | 0,002-0,003 |
^
Геометрическое ослабление излучений.
Для точечных источников поток излучения, кроме указанной выше закономерности ослабления при прохождении в веществе, будет ослабляться за счет геометрической расходимости, подчиняющейся закону обратных квадратов
 , |
где I - мощность источника, R - расстояние от источника.
Геометрически источники могут быть точечными и протяженными. Протяженные источники представляют собой суперпозицию точечных источников и могут быть линейными, поверхностными или объемными. Физически точечным можно считать такой источник, максимальные размеры которого много меньше расстояния до точки детектирования и длины свободного пробега в материале источника.
Для точечного изотропного источника определяющую роль в ослаблении плотности излучения в воздухе играет геометрическое расхождение. Ослабление за счет поглощения в воздухе, например, для источника с энергией, равной 1 МэВ на расстоянии 3 м, составляет 0,2%.
^
Регистрация излучений. Оборудование и порядок исследований
.
Применяемые в области радиационного контроля приборы по своему назначению подразделяются на дозиметры, радиометры и спектрометры. Дозиметры служат для измерения поглощенной дозы ионизирующего излучения или ее мощности. Радиометры служат для измерения плотности потока излучений и активности радионуклидов. Спектрометры служат для измерения распределения излучений по энергии частиц или фотонов.
Основа регистрации любого вида излучений – его взаимодействие с веществом детектора. Под детектором понимается устройство, на вход которого поступают ионизирующее излучение и на выходе появляются регистрируемый сигнал. Тип детектора определяется природой сигнала - при световом сигнале детектор называется сцинтилляционным, при импульсах тока - ионизационным, при появлении пузырьков пара - пузырьковая камера, а при наличии капелек жидкости - камера Вильсона. Вещество, в котором происходит преобразование энергии ионизирующего излучения в сигнал, может быть газом, жидкостью или твердым телом, что и дает соответствующее название детекторам: газовые, жидкостные и твердотельные.
В данной работе применяется прибор, совмещающий функции дозиметра и радиометра - переносной геологоразведочный СРП-68-01. Прибор состоит из выносного блока детектирования БДГЧ-01, переносного пульта, который содержит схему измерения и стрелочный прибор.
В СРП-68-01 используется сцинтилляционный детектор на основе неорганического монокристалла натрий-йод (NaI). Принцип работы детектора заключается в следующем. Излучение, взаимодействуя с веществом сцинтиллятора, создает в нем вспышки света. Фотоны света попадают на фотокатод и выбивают из него фотоэлектроны. Ускоренные и умноженные электроны собираются на аноде. Каждому электрону, поглощенному в сцинтилляторе, соответствует импульс тока в анодной цепи фотоэлектронного умножителя, следовательно, измерению может подлежать как среднее значение анодного тока, так и число импульсов тока в единицу времени. В соответствии с этим различают токовый (интегрирующий) и счетный режимы сцинтилляционного дозиметра.
Стрелочный прибор в измерительном комплексе позволяет снимать значения для двух режимов работы дозиметра:
Мощность экспозиционной дозы, мкР/ч;
Средняя скорость счета импульсов тока, имп/с.
В качестве источника ионизирующего излучения в работе используется контрольная калибровочная метка, которая содержит радионуклид 60 Co с энергией гаммa - квантов:1.17 МэВ и 1.37 МэВ.
Экспериментальные исследования выполняются на лабораторном стенде, основу которого составляет сцинтилляционный геологоразведочный прибор СРП-68-01. Схема стенда представлена на рис. 1 и 2.
Рис.1. Блок-схема установки
Здесь: 1 - переносной пульт измерения; 2 –измерительная линейка; 3 –исследуемые материалы, 4 - радиоактивный источник; 5 -трубка детектора; 6 - защитный экран.
Рис. 2. Передняя панель измерительного прибора.
Здесь: 1 - переключатель рода работ; 2 - переключатель пределов и режимов измерений; 3 - измерительная шкала пересчетного прибора; 4 - регулятор уровня звукового сигнала.
Следует заметить, что число актов радиационного распада и число зарегистрированных радиометром импульсов тока являются случайными величинами, подчиняющимися закону Пуассона. По этой причине каждое измерение следует повторять пять раз с интервалом в минуту и за результат принимать среднее значение.
Для подготовки установки к измерениям необходимо:
включить пульт измерения путем установки переключателя рода работ (п.1 на рис.2) в положение «5»;
освободить измерительное окно на радиоактивном источнике, сняв защитный экран.
1. Измерения мощности экспозиционной дозы в зависимости от расстояния от источника излучений:
Установить переключатель пределов и режимов измерений (п.2 на рис.2) в нижнее положение «mR/ч», в котором измеряется мощность экспозиционной дозы в мкР/ч;
Снять значения мощности экспозиционной дозы с измерительной шкалы пересчетного прибора (п.3 на рис.2), двигая трубку детектора (п.2 на рис.1) вдоль измерительной линейки, в зависимости от расстояния до кассеты в соответствии с вариантом задания. Измерения при расстояниях более 60 см необходимо выполнить дополнительно на режимах измерения - имп/с, т.е. переключатель пределов и режимов измерений (п.2 на рис.2) необходимо установить в положение (S -1). При этом расстоянии значения мощности экспозиционной дозы и скорости счета будут соответствовать уровню фона в помещении.
Установить трубку детектора вдоль измерительной линейки на расстоянии 1,5 см от источника излучения и трубка должна находится в этом положении постоянно в течении всей серии измерений по п. 2 (для обеспечения одинаковой степени ослабления излучения из-за геометрической расходимости);
Установить переключатель пределов и режимов измерений (п.2 на рис.2) в положение «S -1 », в котором идет счет импульсов тока в имп/с;
Снять значение плотности потока в отсутствии защитных материалов между измерительным окном и детектором;
Снять значение плотности потока для различных образцов материалов в соответствии с вариантом задания, устанавливаемых между измерительным окном и детектором;
Снять значение плотности потока для различных материалов в соответствии с вариантом задания, устанавливаемых между измерительным окном и детектором. При этом образец необходимой толщины собирается из ряда образцов.
^
Обработка результатов опытов и расчетные задания
Измерения мощности экспозиционной дозы в зависимости от расстояния от источника излучений:
2. Измерения плотности потока гамма - квантов за слоем защитных материалов:
^ Условия безопасности при проведении работ.
Активность источника по паспорту составляла 0,04 мкKu. Источник защищен свинцовым экраном, обеспечивающий мощность эквивалентной дозы на поверхности не более 0,6 мкЗв/ч, и на расстоянии 0,4м от источника уровень излучения от него близок к фону. Указанные параметры источника и условия его защиты в соответствии с НРБ -96 обеспечивают безопасность исполнителя в ходе выполнения исследований.
^
ВАРИАНТЫ ЗАДАНИЙ
| Параметры | Значения по вариантам |
|||
| 1 | 2 | 3 | 4 |
|
| Измерения по п.1 Значения расстояний от источника излучений до детектора, см | 0; 4; 8;15; 25;45;70 | 0; 5; 10;20; 35; 50; 75 | 0; 6; 12; 18;25;40;65 | 0;4;9;18; 28;40;65 |
| Измерения по п.2 Наименование защитных материалов и значения толщин, мм | Орг.стек. -15 | Орг.стек. | Орг.стек. -15 | Орг.стек |
| Расчет эффективной дозы: Расстояние до источника излучения, см Время облучения, час | ||||
^ Вопросы для самоконтроля
1. Какие известны группы ионизирующих излучений? Какие существуют ионизирующие излучения? Их основные характеристики.
2. Воздействие ионизирующих излучений на биологическую ткань. Особенности этого воздействия.
3. Признаки лучевой болезни. Степени лучевой болезни.
4. От чего зависит степень воздействия ионизирующих излучений на организм человека?
5. Дозы ионизирующих излучений. Их физический смысл. Единицы измерения доз. Соотношения между единицами доз.
6. Нормирование ионизирующих излучений. От чего зависят предельно допустимые дозы.
7. Что понимается под инженерной защитой от ионизирующих излучений?
8. Какие материалы обеспечивают наилучшую защиту от воздействия 
частиц, 
частиц, 
излучения и почему?
9. Какие известны методы регистрации ионизирующих излучений?
Ефремов С.В., Малаян К.Р., Малышев В.П., Монашков В.В. и др.
Безопасность . Лабораторный практикум.
Учебное пособие
Корректор
Технический редактор
Директор Издательства Политехнического университета ^ А.В. Иванов
Лицензия ЛР №020593 от 07.08.97
Налоговая льгота – Общероссийский классификатор продукции
ОК 005-93, т. 2; 95 3005 – учебная литература
Подписано в печать 2011. формат 60х84/16.
Усл.печ.л. . Уч.изд.л. . Тираж 200. Заказ
_________________________________________________________________________
Санкт-Петербургский государственный политехнический университет.
Издательство Политехнического университета,
Член Издательско-полиграфической ассоциации университетов России.
Адрес университета и издательства:
195251, Санкт-Петербург, Политехническая ул., 29.
Ионизирующее излучение
Ионизирующие излучения -- это электромагнитные излучения, которые создаются при радиоактивном распаде, ядерных превращениях, торможении заряженных частиц в веществе и образуют при взаимодействии со средой ионы различных знаков.
Источники ионизирующих излучений. На производстве источниками ионизирующих излучений могут быть используемые в технологических процессах радиоактивные изотопы (радионуклиды) естественного или искусственного происхождения, ускорительные установки, рентгеновские аппараты, радиолампы.
Искусственные радионуклиды в результате ядерных превращений в тепловыделяющих элементах ядерных реакторов после специального радиохимического разделения находят применение в экономике страны. В промышленности искусственные радионуклиды применяются для дефектоскопии металлов, при изучении структуры и износа материалов, в аппаратах и приборах, выполняющих контрольно-сигнальные функции, в качестве средства гашения статического электричества и т. п.
Естественными радиоактивными элементами называют радионуклиды, образующиеся из находящихся в природе радиоактивных тория, урана и актиния.
Виды ионизирующих излучений. В решении производственных задач имеют место разновидности ионизирующих излучений как (корпускулярные потоки альфа-частиц, электронов (бета-частиц), нейтронов) и фотонные (тормозное, рентгеновское и гамма-излучение).
Альфа-излучение представляет собой поток ядер гелия, испускаемых главным образом естественным радионуклидом при радиоактивном распаде, Пробег альфа-частиц в воздухе достигает 8--10 см, в биологической ткани нескольких десятков микрометров. Так как пробег альфа-частиц в веществе невелик, а энергия очень большая, то плотность ионизации на единицу длины пробега у них очень высока.
Бета-излучение -- поток электронов или позитронов при радиоактивном распаде. Энергия бета-излучения не превышает нескольких Мэв. Пробег в воздухе составляет от 0,5 до 2 м, в живых тканях -- 2-- 3 см. Их ионизирующая способность ниже альфа-частиц.
Нейтроны -- нейтральные частицы, имеющие массу атома водорода. Они при взаимодействии с веществом теряют свою энергию в упругих (по типу взаимодействия биллиардных шаров) и неупругих столкновениях (удар шарика в подушку).
Гамма-излучение -- фотонное излучение, возникающее при изменении энергетического состояния атомных ядер, при ядерных превращениях или при аннигиляции частиц. Источники гамма-излучения, используемые в промышленности, имеют энергию от 0,01 до 3 Мэв. Гамма-излучение обладает высокой проникающей способностью и малым ионизирующим действием.
Рентгеновское излучение -- фотонное излучение, состоящее из тормозного и (или) характеристического излучения, возникает в рентгеновских трубах, ускорителях электронов, с энергией фотонов не более 1 Мэв. Рентгеновское излучение, так же как и гамма-излучение, имеет высокую проникающую способность и малую плотность ионизации среды.
Ионизирующего излучения характеризуется целым рядом специальных характеристик. Количество радионуклида принято называть активностью. Активность -- число самопроизвольных распадов радионуклида за единицу времени.
Единицей измерения активности в системе СИ является беккерель (Бк).
1Бк = 1 распад/с.
Внесистемной единицей активности является ранее используемая величина Кюри (Ки). 1Ки = 3,7 * 10 10 Бк.
Дозы излучения. Когда ионизирующее излучение проходит через вещество, то на него оказывает воздействие только та часть энергии излучения, которая передается веществу, поглощается им. Порция энергии, переданная излучением веществу, называется дозой. Количественной характеристикой взаимодействия ионизирующего излучения с веществом является поглощенная доза.
Поглощенная доза D n -- это отношение средней энергии?E , переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к единице массы?m вещества в этом объеме
В системе СИ в качестве единицы поглощенной дозы принят грей (Гр), названный в честь английского физика и радиобиолога Л. Грея. 1 Гр соответствует поглощению в среднем 1 Дж энергии ионизирующего излучения в массе вещества, равной 1 кг; 1 Гр = 1 Дж/кг.
Доза эквивалентная Н T,R - поглощенная доза в органе или ткани D n , умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного излучения W R
Н T,R = W R * D n ,
Единицей измерения эквивалентной дозы является Дж/кг, имеющий специальное наименование - зиверт (Зв).
Значения W R для фотонов, электронов и мюонов любых энергий составляет 1, а для Ь- частиц, осколков тяжелых ядер - 20.
Биологическое действие ионизирующих излучений. Биологическое действие радиации на живой организм начинается на клеточном уровне. Живой организм состоит из клеток. Ядро считается наиболее чувствительной жизненно важной частью клетки, а основными его структурными элементами являются хромосомы. В основе строения хромосом находится молекула диоксирибонуклеиновой кислоты (ДНК), в которой заключена наследственная информация организма. Гены расположены в хромосомах в строго определенном порядке и каждому организму соответствует определенный набор хромосом в каждой клетке. У человека каждая клетка содержит 23 пары хромосом. Ионизирующее излучение вызывает поломку хромосом за которым происходит соединение разорванных концов в новые сочетания. Это и приводит к изменению генного аппарата и образованию дочерних клеток, неодинаковых с исходными. Если стойкие хромосомные поломки происходят в половых клетках, то это ведет к мутациям, т. е. появлению у облученных особей потомства с другими признаками. Мутации полезны, если они приводят к повышению жизнестойкости организма, и вредны, если проявляются в виде различных врожденных пороков. Практика показывает, что при действии ионизирующих излучений вероятность возникновения полезных мутаций мала.
Помимо генетических эффектов, которые могут сказываться на последующих поколениях (врожденные уродства), наблюдаются и так называемые соматические (телесные) эффекты, которые опасны не только для самого данного организма (соматическая мутация), но и его потомства. Соматическая мутация распространяется только на определенный круг клеток, образовавшихся путем обычного деления из первичной клетки, претерпевшей мутацию.
Соматические повреждения организма ионизирующим излучением являются результатом воздействия излучения на большой комплекс -- коллективы клеток, образующих определенные ткани или органы. Радиация тормозит или даже полностью останавливает процесс деления клеток, в котором собственно и проявляется их жизнь, а достаточно сильное излучение в конце концов убивает клетки. К соматическим эффектам относят локальное повреждение кожи (лучевой ожог), катаракту глаз (помутнение хрусталика), повреждение половых органов (кратковременная или постоянная стерилизация) и др.
Установлено, что не существует минимального уровня радиации, ниже которого мутации не происходит. Общее количество мутаций, вызванных ионизирующим излучением, пропорционально численности населения и средней дозе облучения. Проявление генетических эффектов мало зависит от мощности дозы, а определяется суммарной накопленной дозой независимо от того, получена она за 1 сутки или 50 лет. Полагают, что генетические эффекты не имеют дозового порога. Генетические эффекты определяются только эффективной коллективной дозой человеко-зиверты (чел-Зв), а выявление эффекта у отдельного индивидуума практически непредсказуемо.
В отличие от генетических эффектов, которые вызываются малыми дозами радиации, соматические эффекты всегда начинаются с определенной пороговой дозы: при меньших дозах повреждения организма не происходит. Другое отличие соматических повреждений от генетических заключается в том, что организм способен со временем преодолевать последствия облучения, тогда как клеточные повреждения необратимы.
К основным правовым нормативам в области радиационной безопасности относятся Федеральный закон «О радиационной безопасности населения» №3-ФЗ от 09.01.96 г., Федеральный закон «О санитарно-эпиде-миологическом благополучии населения» № 52-ФЗ от 30.03.99 г., Федеральный закон «Об использовании атомной энергии» № 170-ФЗ от 21.11.95 г., а также Нормы радиационной безопасности (НРБ--99). Документ относится к категории санитарных правил (СП 2.6.1.758 -- 99),утвержден Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации 2 июля 1999 года и введен в действие с 1 января 2000 года.
Нормы радиационной безопасности включают в себя термины и определения, которые необходимо использовать в решении проблем радиационной безопасности. Они также устанавливают три класса нормативов: основные дозовые пределы; допустимые уровни, являющиеся производными от дозовых пределов; пределы годового поступления, объемные допустимые среднегодовые поступления, удельные активности, допустимые уровни загрязнения рабочих поверхностей и т. д.; контрольные уровни.
Нормирование ионизирующих излучений определяется характером воздействия ионизирующей радиации на организм человека. При этом выделяются два вида эффектов, относящихся в медицинской практике к болезням: детерминированные пороговые эффекты (лучевая болезнь, лучевой ожог, лучевая катаракта, аномалии развития плода и др.) и стохастические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы, наследственные болезни).
Обеспечение радиационной безопасности определяется следующими основными принципами:
1. Принцип нормирования -- непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения.
2. Принцип обоснования -- запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучения.
3. Принцип оптимизации -- поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения.
Приборы контроля ионизирующих излучений. Все используемые в настоящее время приборы можно разбить на три основные группы: радиометры, дозиметры и спектрометры. Радиометры предназначены для измерения плотности потока ионизирующего излучения (альфа- или бета-), а также нейтронов. Эти приборы широко используются для измерения загрязнений рабочих поверхностей, оборудования, кожных покровов и одежды персонала. Дозиметры предназначены для изменения дозы и мощности дозы, получаемой персоналом при внешнем облучении главным образом гамма-излучением. Спектрометры предназначены для идентификации загрязнений по их энергетическим характеристикам. В практике применяются гамма-, бета- и альфа-спектрометры.
Обеспечение безопасности при работе с ионизирующими излучениями. Все работы с радионуклидами правила подразделяют на два вида: на работу с закрытыми источниками ионизирующих излучений и работу с открытыми радиоактивными источниками.
Закрытыми источниками ионизирующих излучений называются любые источники, устройство которых исключает попадание радиоактивных веществ в воздух рабочей зоны. Открытые источники ионизирующих излучений способны загрязнять воздух рабочей зоны. Поэтому отдельно разработаны требования к безопасной работе с закрытыми и открытыми источниками ионизирующих излучений на производстве.
Главной опасностью закрытых источников ионизирующих излучений является внешнее облучение, определяемое видом излучения, активностью источника, плотностью потока излучения и создаваемой им дозой облучения и поглощенной дозой. Основные принципы обеспечения радиационной безопасности:
Уменьшение мощности источников до минимальных величин (защита, количеством); сокращение времени работы с источниками (защита временем); увеличение расстояния от источника до работающих (защита расстоянием) и экранирование источников излучения материалами, поглощающими ионизирующие излучения (защита экранами).
Защита экранами -- наиболее эффективный способ защиты от излучений. В зависимости от вида ионизирующих излучений для изготовления экранов применяют различные материалы, а их толщина определяется мощностью излучения. Лучшими экранами для защиты от рентгеновского и гамма-излучений является свинец, позволяющий добиться нужного эффекта по кратности ослабления при наименьшей толщине экрана. Более дешевые экраны делаются из просвинцованного стекла, железа, бетона, барритобетона, железобетона и воды.
Защита от открытых источников ионизирующих излучений предусматривает как защиту от внешнего облучения, так и защиту персонала от внутреннего облучения, связанного с возможным проникновением радиоактивных веществ в организм через органы дыхания, пищеварения или через кожу. Способы защиты персонала при этом следующие.
1. Использование принципов защиты, применяемых при работе с источниками излучения в закрытом виде.
2. Герметизация производственного оборудования с целью изоляции процессов, которые могут явиться источниками поступления радиоактивных веществ во внешнюю среду.
3. Мероприятия планировочного характера. Планировка помещении предполагает максимальную изоляцию работ с радиоактивными веществами от других помещений и участков, имеющих иное функциональное назначение.
4. Применение санитарно-гигиенических устройств и оборудования, использование специальных защитных материалов.
5. Использование средств индивидуальной защиты персонала. Все средства индивидуальной защиты, используемые для работы с открытыми источниками, разделяются на пять видов: спецодежда, спецобувь, средства защиты органов дыхания, изолирующие костюмы, дополнительные защитные приспособления.
6. Выполнение правил личной гигиены. Эти правила предусматривают личностные требования к работающим с источниками ионизирующих излучений: запрещение курения в рабочей зоне, тщательная очистка (дезактивация) кожных покровов после окончания работы, проведение дозиметрического контроля загрязнения спецодежды, спецобуви и кожных покровов. Все эти меры предполагают исключение возможности проникновения радиоактивных веществ внутрь организма.
Службы радиационной безопасности. Безопасность работы с источниками ионизирующих излучений на предприятиях контролируют специализированные службы -- службы радиационной безопасности комплектуются из лиц, прошедших специальную подготовку в средних, высших учебных заведениях или специализированных курсах Минатома РФ. Эти службы оснащены необходимыми приборами и оборудованием, позволяющими решать поставленные перед ними задачи.
Основные задачи, определяемые национальным законодательством по контролю радиационной обстановки в зависимости от характера проводимых работ, следующие:
Контроль мощности дозы рентгеновского и гамма-излучений, потоков бета-частиц, нитронов, корпускулярных излучений на рабочих местах, смежных помещениях и на территории предприятия и наблюдаемой зоны;
Контроль за содержанием радиоактивных газов и аэрозолей в воздухе рабочих и других помещений предприятия;
Контроль индивидуального облучения в зависимости от характера работ: индивидуальный контроль внешнего облучения, контроль за содержанием радиоактивных веществ в организме или в отдельном критическом органе;
Контроль за величиной выброса радиоактивных веществ в атмосферу;
Контроль за содержанием радиоактивных веществ в сточных водах, сбрасываемых непосредственно в канализацию;
Контроль за сбором, удалением и обезвреживанием радиоактивных твердых и жидких отходов;
Контроль уровня загрязнения объектов внешней среды за пределами предприятия.
Ионизирующее излучение– это явление, связанное с радиоактивностью.
Радиоактивность– самопроизвольное превращение ядер атомов одних элементов в другие, сопровождающееся испусканием ионизирующих излучений.
Степень, глубина и форма лучевых поражений, развивающихся среди биологических объектов при воздействии на них ионизирующего излучения, в первую очередь зависят от величины поглощенной энергии излучения. Для характеристики этого показателя используется понятие поглощенной дозы, т. е. энергии излучения, поглощенной единицей массы облучаемого вещества.
Ионизирующее излучение– уникальное явление окружающей среды, последствия от воздействия которого на организм на первый взгляд совершенно не эквивалентны величине поглощенной энергии.
Важнейшие биологические реакции организма человека на действие ионизирующей радиации условно разделены на две группы:
1) острые поражения;
2) отдаленные последствия, которые в свою очередь подразделяются на соматические и генетические эффекты.
При дозах облучения более 100 бэр развивается острая лучевая болезнь, тяжесть течения которой зависит от дозы облучения.
К отдаленным последствиям соматического характера относятся разнообразные биологические эффекты, среди которых наиболее существенными являются лейкемия, злокачественные новообразования, и сокращение продолжительности жизни.
Регламентация облучения и принципы радиационной безопасности. С 1 января 2000 г. облучение людей в РФ регламентируют нормы радиационной безопасности (НРБ–96), гигиенические нормативы (ГН) 2.6.1.054–96. Основные дозовые пределы облучения и допустимые уровни устанавливают для следующих категорий облучаемых лиц:
1) персонала – лиц, работающих с техногенными источниками (группа А) или находящихся по условиям работы в сфере из воздействия (группа В);
2) населения, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности.
Для указанных категорий облучаемых предусматриваются три класса нормативов:
1) основные дозовые пределы (предельно допустимая доза – для категории А, предел дозы – для категории Б);
2) допустимые уровни;
3) контрольные уровни, устанавливаемые администрацией учреждения по согласованию с Госсанэпиднадзором на уровне ниже допустимого.
Основные принципы обеспечения радиационной безопасности:
1) уменьшение мощности источников до минимальных величин;
2) сокращение времени работы с источниками;
3) увеличение расстояния от источников до работающих;
4) экранирование источников излучения материалами, поглощающими ионизирующее излучение.
-
Ионизирующие излучения и обеспечение радиационной безопасности . Ионизирующее излучение – это явление, связанное с радиоактивностью. Радиоактивность– самопроизвольное превращение ядер атомов одних элементов в другие... -
Ионизирующие излучения и обеспечение радиационной безопасности . Ионизирующее излучение -
Ионизирующие излучения и обеспечение радиационной безопасности . Ионизирующее излучение – это явление, связанное с радиоактивностью. Радиоактивность– самопроизвольное. -
Ионизирующие излучения и обеспечение радиационной безопасности . Ионизирующее излучение – это явление, связанное с радиоактивностью. Радиоактивность– самопроизвольное... подробнее ». -
Нормы радиационной безопасности . Организм человека постоянно подвергается воздействию космических лучей и природных радиоактивных элементов, присутствующих в воздухе, почве, в тканях самого организма»
Для ионизирующего излучения установлена ПДД 5 бэр в год. -
В соответствии с вышеизложенным Минздравом России в 1999 г. были утверждены нормы радиационной безопасности (НРБ-99)
Экспозиционная доза - основана на ионизирующем действии излучения , это - количественная характеристика поля ионизирующего излучения . -
В настоящее время лучевое поражение людей может быть связано с нарушением правил и норм радиационной безопасности при выполнении работ с источниками ионизирующих излучений , при авариях на радиационноопасных объектах, при ядерных взрывах и др. -
5) многочисленные источники ионизирующего излучения как закрытого, так и открытого типов
Законодательство о ядерной и радиационной безопасности объединяет правовые акты различной юридической силы. -
безопасности
Противорадиационные укрытия - это сооружения, защищающие людей от ионизирующего излучения , заражения радиоактивными веществами, каплями АОХВ и... -
Достаточно скачать шпаргалки по безопасности жизнедеятельности - и никакой экзамен вам не страшен!
уровень шума, инфразвука, ультразвука, вибрации -повышенное или пониженное барометрическое давление -повышенный уровень ионизирующих излучений -повышенное...
Найдено похожих страниц:10
Тема 5. Защита от ионизирующих излучений.
Воздействие ионизирующих излучений на человека.
Ионизирующее излучение
Ионные пары
Разрыв молекулярных соединений
(свободные радикалы).
Биологический эффект
Радиоактивность - самораспад атомных ядер, сопровождающийся излучением гамма-квантов, выбрасыванием - и -частиц. При ежедневной длительности (несколько месяцев или лет) облучения в дозах превышающих ПДД, у человека развивается хроническая лучевая болезнь (1 стадия - функциональное нарушение центральной нервной системы, повышенная утомляемость, головные боли, снижение аппетита). При однократном облучении всего тела высокими дозами (>100 бэр) развивается острая лучевая болезнь. Доза 400-600 бэр - возникает смерть у 50% облученных. Первичный этап воздействия на человека - ионизация живой ткани, молекул йода. Ионизация приводит к разрыву молекулярных соединений. Образуются свободные радикалы (H, OH), которые вступают в реакции с другими молекулами, что разрушает тело, нарушает работу нервной системы. Радиоактивные вещества накапливаются в организме. Выводятся они крайне медленно. В дальнейшем возникает острая или хроническая лучевая болезнь, лучевой ожог. Отдаленные последствия - лучевая катаракта глаз, злокачественная опухоль, генетические последствия. Естественный фон (космическое излучение и излучение радиоактивных веществ в атмосфере , на земле, в воде). Мощность эквивалентной дозы 0,36 - 1,8 мЗв/год, что соответствует мощности экспозиционной дозы 40-200 мР/год. Рентгеновские снимки: черепа - 0,8 - 6 Р; позвоночника - 1,6 - 14,7 Р; легких (флюорография) - 0,2 - 0,5 Р; рентгеноскопия - 4,7 - 19,5 Р; желудочно-кишечного тракта - 12,82 Р; зубов -3-5 Р.
Различные виды облучения не одинаково воздействуют на живую ткань. Воздействие оценивают по глубине проникновения и количеству пар ионов, образующихся на одном см пути частицы или луча. - и -частицы проникают лишь в поверхностный слой тела, - на несколько десятков мкм и образует несколько десятков тысяч пар ионов на пути одного см. - на 2,5 см и образуют несколько десятков пар ионов на пути 1 см. Рентгеновское и - излучение обладает большой проникающей способностью и малым ионизирующим действием. - кванты, рентгеновское, нейтронное излучение с образованием ядер отдачи и вторичным излучением. При равных поглощенных дозах Д погл разные виды излучения вызывают не одинаковый биологический эффект. Это учитывается эквивалентной дозой
Д экв = Д погл * К i , 1 Кл/кг =3,876 * 10 3 Р
i =1
где Д погл - поглощенная доза разных излучений, рад;
К i - коэф качества излучения.
Экспозиционная доза Х - применяется для характеристики источника излучения по ионизирующей способности ед измерения кулон на кг (Кл/кг). Дозе 1 Р соответствует образование 2,083 * 10 9 пар ионов на 1 см 3 воздуха 1 Р = 2,58 * 10 -4 Кл/кг.
Единицей измерения эквивалентной дозы
излучения является зиверт (ЗВ
), спец. единица этой дозы - биологический эквивалент рентгена (БЭР)
1 ЗВ = 100 бэр. 1 бэр - доза эквивалентного излучения, которое создает такое же биологическое поражение, как и 1 рад рентгеновского или - излучения (1 бэр = 0,01Дж/кг). Рад - внесистемная единица поглощенной дозы
соответствует энергии 100 эрг поглощенной веществом массой 1г (1 рад = 0,01Дж/кг =2,388 * 10 -6 кал/г). Единица поглощенной дозы (СИ) - Грей
- характеризует поглощенную энергию в 1 Дж на массу в 1кг облученного вещества (1 Грей = 100 рад).
Нормирование ионизирующих облучений
Согласно нормам радиационной безопасности (НРБ- 76) для человека установлены предельно допустимые дозы облучения (ПДД). ПДД - это годовая доза облучения, которая при равномерном накоплении в течение 50 лет не вызовет неблагоприятных изменений здоровья облучаемого и его потомства.
Нормами установлены 3 категории облучения:
А - облучение лиц работающих с источниками радиоактивных излучений (персонал АЭС);
Б - облучение лиц работающих в соседних помещениях (ограниченная часть населения);
В - облучение населения всех возрастов.
Значения ПДД облучения (сверх естественного фона)
Однократная доза внешнего облучения допускается равной 3 бэр в квартал при условии, что годовая доза не привысит 5 бэр. В любом случае доза накопленная к 30 годам не должна превышать 12 ПДД т.е. 60 бэр.
Естественный фон на земле - 0,1 бэр/год (от 00,36 до 0,18 бэр/год).
Контроль облучения (службой радиационной безопасности или специальным работником).
Осуществляют систематическим измерением доз ионизирующих излучений источников на рабочих местах.
Приборы дозиметрического контроля основаны на ионизационном сцинтилляционном и фотографическом методах регистрации.
Ионизационный метод - основан на способности газов под действием радиоактивных излучений становится электропроводными (за счет образования ионов).
Сцинтилляционный метод - основан на способности некоторых люминесцирующих веществ, кристаллов, газов испускать вспышки видимого света при поглощении радиоактивного излучения (фосфор, флуор, люминофор).
Фотографический метод - основан на воздействии радиоактивного излучения на фотоэмульсию (почернение фотопленки).
Приборы: КПД - 6 (карманный индивидуальный дозиметр 0,02-0,2Р); счетчики Гейгера(0,2-2Р).
Радиоактивность - самопроизвольное превращение неустойчивых атомных ядер в ядра элементов, сопровождающиеся испусканием ядерных излучений.
Известны 4 типа радиоактивности: альфа - распад, бета - распад, спонтанное деление атомных ядер, протонная радиоактивность.
Для измерения мощности экспозиционной дозы: ДРГ-0,1; ДРГ3-0,2;СГД-1
Дозиметры экспозиционной дозы накопительного типа: ИФК-2,3; ИФК-2,3М; КИД -2; ТДП - 2.
Защита от ионизирующих излучений
Ионизирующие излучения поглощает любой материал, но в различной степени. Используют следующие материалы:
к - коэфф. пропорциональности, к 0,44 * 10 -6
Источник - электровакуумный аппарат. Напряжение U = 30-800 кВ, ток анода I= десятки мА.
Отсюда толшина экрана:
d = 1/ * ln ((P 0 /P доп)*B)
На основании выражения построены номонограммы которые позволяют для необходимой кратности ослабления и заданного напряжения определять толщину экрана из свинца.
К осл = P 0 /P доп по К осл и U -> d
к = I*t*100/36*x 2 P доп
I - (мА)- ток в рентгеновской трубке
t (ч) в нед.
P доп - (мР/нед).
Для быстрых нейтронов с энерг.
J x =J 0 /4x 2 где J 0 - абсолютный выход неитронов в 1 сек.
Защита водой или парафином (из-за больш. колич. водорода)
Контейнеры для хранения и транспортировки - из смеси парафина с каким - либо веществом, сильно поглощающим медленные нейтроны (напр различные соединения бора).
Способы и средства защиты от радиоактивных излучений.
Радиоактивные вещества как потенциальные источники внутреннего облучения по степени опасности разделяют на 4 группы - А,Б,В,Г (в убывающем порядке по степени опасности).
Установлены “ Основными санитарными правилами работы с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений” - ОСП -72. Все работы с открытыми радиоактивными веществами разделяются на 3 класса (см табл). Сп и ср-ва защиты для работ с открытыми радиоактивными в-ми установлены в зависимости от класса (I,II,III) радиационной опасности работ с изотопами.
Активность препарата на рабочем месте мкКи
| Класс опасности работ | А | Б | В | Г |
| I | > 10 4 | >10 5 | >10 6 | >10 7 |
| II | 10 -10 4 | 100-10 5 | 10 3 - 10 6 | 10 4 - 10 7 |
| III | 0.1-1 | 1-100 | 10-10 3 | 10 2 -10 4 |
Работы с открытыми источниками класса I, II требуют специальных мер защиты и проводятся в отдельных изолированных помещениях. Не рассматриваются. Работы с источниками III класса проводятся в общих помещениях специально оборудованных местах. Для этих работ установлены следующие меры защиты:
1) На оболочке прибора мощность экспозиционной дозы должна быть 10 мр/ч;
На расстоянии 1 м от прибора мощность экспозиционной дозы 0,3 мр/ч;
Приборы помещаются в специальном защитном контейнере, в защитном кожухе;
Сокращают продолжительность работ;
Вывешивают знак радиационной опасности
Производство работ осуществляется по наряду, бригадой в составе 2 человек, с квалификационной группой - 4.
До работ допускаются лица старше 18 лет, специально обученные, медосмотры не реже 1 раза в 12 мес.
Применяются СИЗ: халаты, шапочки, из х.б. ткани, очки из стекла со свинцом, манипуляторы, инструмент.
Стены помещения окрашены масляной краской на высоту больше 2 метров, полы стойкие к моющим средствам.
ТЕМА 6.
Эргономические основы охраны труда.
В процессе труда на человека воздействуют психофизические факторы, физические нагрузки, среда обитания и др.
Изучением совокупного воздействия этих факторов, согласованием их с человеческими возможностями , оптимизацией условий труда занимается эргономика.
Расчет категории тяжести труда.
Тяжесть труда подразделена на 6 категорий в зависимости от изменения функционального состояния человека по сравнению с исходным состоянием покоя. Категория тяжести труда определяется медицинской оценкой или эргономическим расчетом (результаты близки).
Порядок расчета следующий:
Составляется “ Карта условий труда на рабочем месте”, в которую заносят все биологически значимые показатели (факторы) условий труда с оценкой их по 6-ти бальной шкале. Оценка на основе норм и критериев. “Критерии для оценки условий труда по шестибальной системе”.
Баллы рассматриваемых факторов k i суммируют и находят усредненный балл:
k ср = 1/n i =1 n k i
Определяют интегральный показатель воздействия на человека всех факторов:
k = 19.7 k ср - 1.6 k ср 2
Показатель работоспособности:
k работ = 100-((k - 15,6)/0,64)
По интегральному показателю из таблицы находят категорию тяжести труда.
1 категория - оптимальные условия труда, т.е. такие, которые обеспечивают нормальное состояние организма человека. Опасные и вредные факторы отсутствуют. k 18 Работоспособность высокая, отсутствуют функциональные сдвиги по медицинским показателям.
3 категория - на грани допустимых. Если по расчету категория тяжести труда окажется выше 2 кат., то необходимо принимать технические решения по рационализации наиболее тяжелых факторов и доводить их до нормальных.
тяжести труда.
Показатели психофизиологической нагрузки: напряжение органов зрения, слуха, внимания, памяти; количество информации, проходящей через органы слуха, зрения.
Физическая работа оценивается по энергозатратам в Вт:
Условия окруж среды (микроклимат, шум, вибрация, состав воздуха, освещение и др.). Оцениваются по нормам ГОСТов ССБТ.
Безопасность труда (электробезопасность, облучение, взрыво- и пожаробезопасность). Оцениваются по нормам ПТБ и ГОСТов ССБТ.
Информационная нагрузка оператора определяется следующим образом. Афферентные (операции без воздействия.), эфферентные (операции по управлению).
Определяется энтропия (т.е. количество информации, приходящейся на одно сообщение) каждого источника информации:
Hj = - pi log 2 pi, бит/сигн.
где j - источников информации, в каждом по n сигналов (элементов);
Hj - энтропия одного (j- го) источника информации;
pi = k i /n - вероятность i -го сигнала рассматриваемого источника информации;
n - число сигналов от 1 источника информации;
ki - число повторений одноименных сигналов или однотипных элементов работы.
Определяется энтропия всей системы
число источников информации.
Определяется расчетный поток информации
Фрасч = H * N/t,
где N - общее число сигналов (элементов) всей операции (системы);
t - длительность операции, сек.
Проверяется условие Фмин Фрасч Фмакс, где Фмин =0,4 бит/сек, Фмакс = 3,2 бит/сек – наименьшее и наибольшее допустимые количества информации обрабатываемые оператором.
Световое излучение. На его долю приходится 30~35% энергии ядерного взрыва. Под световым излучением ядерного взрыва понимается электромагнитное излучение ультрафиолетового, видимого и инфракрасного спектра. Источником светового излучения является светящая область взрыва. Время действия светового излучения и размеры светящейся области зависят от мощности взрыва. С ее увеличением они возрастают. По длительности свечения можно ориентировочно определить мощность ядерного взрыва.
Из формулы:
где X - длительность свечения (с); д - мощность ядерного взрыва (кт), видно, что время действия светового излучения при наземном и воздушном взрыве мощностью 1 кт составляет 1 с; 10 кт - 2,2 с, 100 кт - 4,6 с, 1 мгт - 10 с.
Поражающим фактором воздействия светового излучения является световой импульс - количество прямой световой энергии, падающей на 1 м 2 поверхности, перпендикулярной направлению распространения светового излучения за все время свечения. Величина светового импульса зависит от вида взрыва и состояния атмосферы. Измеряется в системе Си в джоулях (Дж/м 2) и калориях на см 2 во внесистемной системе единиц. 1 Кал/см 2 = 5 Дж/м 2 .
Воздействие светового излучения вызывает у человека ожоги различной степени:
- 2,5 Кал/см 2 - покраснение, болезненность кожи;
- 5 - на коже появляются пузыри;
- 10-15 - появление язв, омертвление кожи;
- 15 и выше - омертвление глубоких слоев кожи.
Потеря трудоспособности наступает при получении ожогов второй и третьей степени открытых участков тела (лицо, шея, руки). При прямом попадании света в глаза возможен ожог глазного дна.
Временное ослепление наступает при внезапном изменении яркости поля зрения (сумерки, ночь). Ночью ослепление может носить массовый характер и продолжаться минутами.
При воздействии на материалы импульс величиной от 6 до 16 Кал/см 2 вызывает их возгорание и приводит к пожарам. При легком тумане величина импульса уменьшается в 10 раз, при густом - в 20.
Приводит к многочисленным пожарам и взрывам в результате повреждения газовых коммуникаций и электросетей.
Поражающее воздействие светового излучения снижается при своевременном оповещении, использовании защитных сооружений и СИЗ (одежды, светозащитных очков).
Проникающая радиация (4-5% энергии ядерного взрыва) представляет собой поток у-квантов и нейтронов, излучаемых в течение 10-15 с из светящейся области взрыва в результате ядерной реакции и радиоактивного распада его продуктов. Доля нейтронов в энергии проникающей радиации составляет 20%. При взрывах малой и сверхмалой мощности доля проникающей радиации значительно возрастает.
Радиус поражения проникающей радиацией незначителен (половинное уменьшение дозы происходит при преодолении в воздухе 4-5 км).
Поток нейтронов вызывает в окружающей среде наведенную радиоактивность за счет перехода атомов стабильных элементов в их радиоактивные изотопы, в основном коротко- живущие. Воздействие проникающей радиации на человека вызывает у него лучевую болезнь.
Радиоактивное заражение (загрязнение) окружающей среды (РЗ). На его долю приходится 10-15% всей энергии ядерного взрыва. Возникает в результате выпадения радиоактивных веществ (РВ) из облака ядерного взрыва. Расплавленная масса грунта содержит радиоактивные продукты распада. При низком воздушном, наземном и особенно подземном взрыве грунт из воронки, образованной взрывом, втягиваясь в огненный шар, расплавляется и перемешивается с радиоактивными веществами, а затем медленно оседает на землю как в районе взрыва, так и за его пределами в направлении движения ветра. В зависимости от мощности взрыва локально выпадает 60-80% (РВ). 20-40% поднимается в атмосферу и постепенно оседает на землю, образуя глобальные площади зараженных территорий.
При воздушных взрывах РВ не смешиваются с грунтом, а поднимаются в атмосферу, разносясь в ней и медленно выпадая в виде дисперсионного аэрозоля.
В отличие от аварии на АЭС, где след аварийного выброса РВ имеет мозаичную форму из-за частого изменения направления ветра в приземном слое, при ядерном взрыве образуется эллипсообразный след, так как за время локального выпадения РВ направление ветра практически не меняется.
Источниками РЗ местности являются продукты деления материала ядерного взрыва, а также непрореагировавшие частицы материала. (II 235 , Р1; 239). Незначительную долю в общей массе РВ составляют радиоактивные элементы - продукты действия наведенной радиации, образующиеся в результате воздействия нейтронного излучения.
Характерной особенностью РЗ является постоянно происходящий спад уровня радиации вследствие распада радионуклидов. За время, кратное 7, уровень радиации снижается в 10 раз. Так, если через 1 ч после взрыва уровень радиации принять за исходный, то через 7 ч он снизится в 10 раз, через 49 ч - в 100 раз, а через 14 суток - в 1000 раз по сравнению с первоначальным.
При аварии на АЭС спад уровня радиации происходит медленнее. Это объясняется иным изотопным составом радиоактивного облака. Большинство короткоживущих изотопов распадаются еще в процессе работы реактора, и их число при аварийном выбросе значительно меньше, чем при ядерном взрыве. В результате этого спад уровня радиации при аварии за семикратный промежуток времени уменьшается лишь вдвое.
Электромагнитный импульс (ЭМИ). При ядерных взрывах в атмосфере в результате взаимодействия у-излучения и нейтронов с атомами окружающей среды возникают кратковременные мощные электромагнитные поля с длиной волны от 1 до 1000 м и более. (Соответствует диапазону радиоволн.) Поражающее действие ЭМИ обусловлено возникновением мощных электрических полей в проводах и кабелях линий связи, в антеннах радиостанций и других радиоэлектронных устройствах. Поражающим фактором ЭМИ является напряженность электрического и (в меньшей степени) магнитного полей, зависящая от мощности и высоты взрыва, расстояния от центра взрыва, свойств окружающей среды. Наибольшее поражающее воздействие ЭМИ оказывает при космическом и высотном ядерных взрывах, выводя из строя радиоэлектронную аппаратуру, находящуюся даже в заглубленных помещениях.
Один ядерный взрыв в верхних слоях атмосферы способен породить ЭМИ, достаточный для того, чтобы нарушить работу электронного оборудования на территории всей страны. Так, 9 июля 1962 г., в г. Охау на Гавайях, который находится в 1300 км от расположенного в Тихом океане острова Джонстон, где проводились ядерные испытания, погасли уличные фонари.
Боеголовка современной баллистической ракеты способна пробивать до 300 м каменных пород и срабатывать в особо укрепленных пунктах управления.
Появился новый вид НО - «компактная атомная бомба сверхмалой мощности». При взрыве ее возникает излучение, которое подобно «нейтронной бомбе» уничтожает все живое в районе поражения. Ее основой является химический элемент гафний, атомы которого при облучении активизируются. В результате выделяется энергия в виде у-излучения. По бризантности (разрушительной способности) 1 г гафния эквивалентен 50 кг тротила. Применением гафния в боеприпасе можно создать миниатюрные снаряды. Радиоактивных осадков после взрыва гафниевой бомбы будет очень мало.
Сегодня около 10 стран практически очень близки к созданию ядерного оружия. Однако этот вид оружия наиболее легко поддается контролю в силу его неизбежной радиоактивности и технологической сложности производства. Сложнее обстоят дела с химическим и биологическим оружием. В последнее время возникло множество предприятий с различной формой собственности, работающих в области химии, биологии, фармакологии, пищевой промышленности. Здесь даже в кустарных условиях можно приготовить ОВ или смертельно опасные биопрепараты, можно отпустить товар по устному распоряжению руководителя. В подмосковном городе Оболенске находится крупнейший в мире центр биологических исследований, в котором собрана уникальная коллекция штаммов самых опасных болезнетворных бактерий. Цех обанкротился. Возникла реальная угроза утраты уникальной коллекции.
