Нормирование источника излучения

Количественная характеристика источника — активность — число распадов в единицу времени. Измеряется в следующих единицах:

1 Беккерель = 1 Бк= 1 распад/с.

Единицей измерения активности является Кюри (Ки), соответствующая 3,7 • 1010 ядерных превращений в секунду. Такая активность соответствует активности 1 г радия-226. Гораздо реже используется единица активности беккерель (Бк).

Альфа-излучение представляет собой поток ядер гелия, обладающих большой скоростью. Эти ядра имеют массу 4 и заряд +2. Они образуются при радиоактивном распаде ядер или при ядерных реакциях. В настоящее время известно более 120 искусственных и естественных ?-радиоактивных ядер, которые, испуская ?-частицу, теряют 2 протона и 2 нейтрона.

Энергия ?-частиц не превышает нескольких МэВ. Излучаемые ?-частицы движутся практически прямолинейно со скоростью примерно 20 000 км/с.

Под длиной пробега частицы в воздухе или других средах принято называть наибольшее расстояние от источника излучения, при котором еще можно обнаружить частицу, до ее поглощения веществом. Длина пробега частицы зависит от заряда, массы, начальной энергии и среды, в которой происходит движение. С возрастанием начальной энергии частицы и уменьшением плотности среды длина пробега увеличивается. Если начальная энергия излучаемых частиц одинакова, то тяжелые частицы обладают меньшими скоростями, чем легкие. Если частицы движутся медленно, то их взаимодействие с атомами вещества среды более эффективно и частицы быстрее растрачивают имеющийся у них запас энергии.

Длина пробега ?-частиц в воздухе обычно менее 10 см. Так, например, ?-частицы с энергией 4 МэВ обладают длиной пробега в воздухе примерно в 2,5 см. В воде или в мягких тканях человеческого тела, плотность которых более чем в 700 раз превышает плотность воздуха, длина пробега ?-частиц составляет несколько десятков микрометров. За счет своей большой массы при взаимодействии с веществом ?-частицы быстро теряют свою энергию. Это объясняет их низкую проникающую способность и высокую удельную ионизацию: при движении в воздушной среде ?-частица на 1 см своего пути образует несколько десятков тысяч пар заряженных частиц — ионов.

Бета-излучение представляет собой поток электронов (? -излучение, или, чаще всего, просто ?-излучение) или позитронов (?±излучение), возникающих при радиоактивном распаде. В настоящее время известно около 900 ?-радиоактивных изотопов.

Масса ?-частиц в несколько десятков тысяч раз меньше массы ?-частиц. В зависимости от природы источника ?-излучений скорость этих частиц может лежать в пределах 0,3−0,99 скорости света. Энергия ?-частиц не превышает нескольких МэВ, длина пробега в воздухе составляет -1800 см, а в мягких тканях человеческого тела -2,5 см. Проникающая способность ?-частиц выше, чем а-частиц (из-за меньших массы и заряда). Например, для полного поглощения потока ?-частиц, обладающих максимальной энергией 2 МэВ, требуется защитный слой алюминия толщиной 3,5 мм. Ионизирующая способность ?-излучения ниже, чем ?-излучения: на 1 см пробега ?-частиц в среде образуется несколько десятков пар заряженных ионов.

Интенсивность ?- и ?-излучения характеризуют активностью на единицу площади (1/с-м2).

Гамма-излучение представляет собой электромагнитное излучение с высокой энергией и с малой длиной волны. Оно испускается при ядерных превращениях или взаимодействии частиц. Высокая энергия (0,01−3 МэВ) и малая длина волны обусловливает большую проникающую способность ?-излучения. Гамма-лучи не отклоняются в электрических и магнитных полях. Это излучение обладает меньшей ионизирующей способностью, чем ?- и ?-излучение.

Интенсивность ?-излучения характеризуют мощностью экспозиционной дозы, Бк/м2, которая измеряется по ионизации воздуха, равна количеству электричества, образующегося под действием излучения, в 1 кг воздуха (Кл/кг).

Внесистемной единицей дозы рентгеновского и ?-излучения является рентген (Р) — доза излучения, при которой суммарный заряд положительных или отрицательных ионов, образующихся в 1,293 • 10 кг воздуха, равен 0,33 • 10−9 кулонов. Это соответствует образованию 2,08 • 109 пар одновалентных ионов в 1 см³ воздуха при нормальных условиях (Т = 273 К, Р = 1,1 325 • 105 Па) и связано с затратой энергии около 87 • 10−7 Дж/кг; 1 Р = 2,58 • 10−4 Кл/кг = 0,88 рад.

Мощность экспозиционной дозы отражает ее накопление и выражается в Кл/кг • с, Р/ч:

Наиболее адекватный способ описания степени радиоактивного загрязнения местности — определение плотности загрязнения (активность на единицу площади). Как правило, оценка производится с помощью полевой дозиметрии.

Основные документы, регламентирующие нормы дозовых пределов для организма человека: санитарные правила СанПин 2.6.1.2523−09 (НРБ-99/2009), Федеральный закон от 09.01.1996 № 3-Ф3 «О радиационной безопасности населения» .

В системе нормирования в области радиационной безопасности используют следующие основные понятия.

Поглощенная доза — фундаментальная дозиметрическая величина, определенная количеством энергии, переданной излучением единице массы вещества. За единицу принимают 1 Гр = 1 Дж/кг (1 Грей).

Эквивалентная доза — гак как поражающее действие ионизирующего излучения зависит не только от поглощенной дозы, но и от ионизирующей способности излучения, вводится понятие эквивалентной дозы. Для ее расчета поглощенную дозу умножают на коэффициент, который отражает способность излучения повреждать ткани организма. Например, ?-излучение в 20 раз опаснее других видов излучения.

Эффективная эквивалентная доза — учитывает, что одни части тела более чувствительны к радиационным повреждениям, чем другие. Дозы облучения различных органов и тканей учитываются с различными коэффициентами. Отражает суммарный эффект облучения организма.

Эквивалентная и эффективная эквивалентная дозы измеряются в зивертах (1 Зв — доза любого вида излучения, поглощенного в 1 кг биологической ткани, создающая такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1 Грей фотонного излучения).

Федеральный закон «О радиационной безопасности населения» устанавливает допустимую дозовую нагрузку на население на уровне 1 мЗв в год.

На основании санитарных правил СанПиН 2.6.1.2523−09 (НБР-99/2009) разрабатываются нормативные документы, регламентирующие порядок обращения с различными источниками ионизирующего излучения. В настоящее время действуют «Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений. ОСП 72/87». Эти правила содержат требования:

• 1) по обеспечению радиационной безопасности персонала учреждений и населения;
• 2) охране окружающей среды от загрязнений;
• 3) учету, храпению и перевозке источников ионизирующего излучения (ИИИ);
• 4) сбору, удалению и обезвреживанию твердых и жидких радиоактивных отходов.

Нормы распространяются на любые предприятия любой формы собственности, где производятся, обрабатываются, перерабатываются, применяются, хранятся, обезвреживаются и транспортируются естественные и искусственные радиоактивные вещества и другие источники радиоактивного излучения.