Современные ядерно-технические установки обычно представляют собой сложные источники изучений.
Любой источник излучения характеризуется:
- видом излучения;
- геометрией источника (формой и размерами);
- мощностью и ее распределением по источнику;
- энергетическим составом;
- угловым распределением излучения.
На практике источники встречаются в неограниченном многообразии указанных характеристик.
Наиболее распространенные источники ионизирующих излучений - естественные и искусственные радиоактивные нуклиды (а их сейчас насчитывается около 2000) - являются источниками a-, b- и g-излучений.
Характерной особенностью этих излучений при воздействии их на живой организм является прямая или косвенная ионизация, поэтому они и называются ионизирующими излучениями.
Действие ионизирующего излучения в определенных дозах вызывает эффекты, которые могут стать явными у самого облученного лица или проявиться у его потомства. То есть воздействие ионизирующих излучений на организм приводит к последствиям соматической и генетической природы.
Соматические эффекты могут быть ранними (возникающими в период от нескольких минут до 60 суток после облучения) и отдаленными (соматико-стохастическими: увеличение частоты злокачественных новообразований, увеличение частоты катаракт, общее неспецифическое сокращение жизни).
В настоящее время нет единой точки зрения ученых в толковании зависимости функции доза - эффект. Если эта функция не имеет порога, то рассматриваются, скорее, не сами эффекты, а вероятность их проявления. Тогда функцию называют стохастической. Если вредные эффекты излучения выявляются, начиная с какого-то определенного порога, то функцию называют нестохастической. При дозах, характерных для практики радиационной защиты, генетические эффекты рассматриваются как стохастические. В то же время в сравнительно низком диапазоне доз основной соматический эффект - канцирогенез - также принято относить к стохастическим эффектам.
Нестохастические соматические эффекты характерны для отдельных органов и тканей: они проявляются в виде помутнения хрусталика глаза, незлокачественных повреждений кожи (эритемы), подавления функции клеток костного мозга, вызывающего гематологические нарушения, повреждения клеток гонад.
Внешнее облучение - воздействие на организм ионизирующих излучений от внешних по отношению к нему источников излучения.
Внутреннее облучение - воздействие на организм ионизирующих излучений радиоактивных веществ, находящихся внутри организма.
Естественный фон излучения - ионизирующее излучение, состоящее из космического излучения и излучения естественно распределенных природных радиоактивных веществ (на поверхности земли, в приземной атмосфере в продуктах питания, в воде в организме человека и другое).
Таблица 4 Искусственные источники радиации
| Источник | Годовая доза | Доля от | |
| мбэр | мзв | природ.фона, % (до 200 мбэр) | |
| Медицинские приборы (флюорография 970 мбэр, рентгенография зуба 3 бэра, рентгеноскопия легких 2-8 бэр) | 100-150 | 1,0-1,5 | 50-75 |
| Полеты в самолете (расстояние 2000км, высота 12 км) 5 раз в год | 2.5-5 | 0.02-0.05 | 1-2.5 |
| Монитор компьютера (работа по 8 часов в день) | 1,0 | 0,01 | 0,5 |
| АЭС | 0,1 | 0,001 | 0,05 |
| Глобальные осадки от испытаний ядерного оружия | 2,5 | 0,02 | 1,0 |
| Другие источники | - | - | |
| Итого, мбэр/год | 150-200 |
Персонал (профессиональные работники) - лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений. К таким лицам также относятся операторы и пользователи ЭВМ.
Предельно допустимая доза (ПДД) - наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которое при равномерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.
Допустимые уровни - нормативные значения поступления радиоактивных веществ в организм, содержания радиоактивных веществ в организме, их концентрация в воде и в воздухе, мощности дозы, плотности потока и т. п., рассчитанные из значений основных дозовых пределов ПДД.
В порядке убывания радиочуствительности устанавливаются три группы критических органов:
1 группа - все тело, гонады и красный костный мозг;
2 группа - мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталик глаза и другие органы, за исключением тех, которые относятся к 1-й и 3-й группам;
3 группа - кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, лодыжки и стопы.
Контроль мощности доз g-излучения, а также плотности потоков нейтронов позволяет оценить эффективность применяемых защитных мероприятий, ориентировочно установить индивидуальные дозы облучения, оценить надежность используемых защитных средств.
Основными задачами контроля являются:
- измерение дозы и потока нейтронов на рабочих местах;
- измерение дозы g-излучения и потоков нейтронов в смежных помещениях и прилегающей территории;
- измерение эффективности стационарных и передвижных защитных средств;
- установление контрольных уровней;
- установление радиационно-опасных зон при аварии.
Для измерений мощности дозы g-излучения и плотности потоков нейтронов применяют различные дозиметры стационарного, переносного или носимого типов.
Детекторами излучения служат ионизационные камеры, газоразрядные или сцинтилляционные счетчики.
Стационарные приборы позволяют вести непрерывный контроль мощности доз во многих точках помещений, где проводятся работы с источниками ионизирующих излучений, и имеют большие диапазоны измерений.
Наряду со стационарными приборами измерения мощности экспозиционных доз рентгеновского, g-излучений и потоков нейтронов осуществляют с помощью переносных дозиметров и радиометров, а также носимых дозиметров.
Существуют следующие приборы контроля ДРГЗ-01, ДРГЗ-ОЗ, ДКС-05, ДКС-04 и др.
По мнению Международной комиссии по ионизационной защите “целью ионизационной защиты является обеспечение защиты от вредоносного воздействия ионизирующих излучений отдельных индивидуумов, их потомства, человечества в целом и в то же время создание соответствующих условий для необходимой практической деятельности человека, во время которой возможно воздействие ионизирующих излучений”.
Воздействие ионизирующих излучений на организм приводит к последствиям соматической и генетической природы. Соматические эффекты проявляются непосредственно у человека, подвергающегося облучению, а генетические – у его потомков. Соматические эффекты могут быть ранними (возникающими в период от нескольких минут до 60 суток после облучения) и отдаленными (соматико-стохастическими: увеличение частоты злокачественных новообразований, увеличение частоты катаракт, общее неспецифическое сокращение жизни).
Конкретной целью ионизационной защиты является предупреждение вредных нестохастических эффектов и ограничение частоты соматико-стохастических эффектов до уровня, считающегося приемлемым. Нестохастические эффекты могут быть устранены установлением достаточно низкого предела эквивалентной дозы таким образом, чтобы минимальная доза, способная вызвать повреждения, не была достигнута в течение трудовой деятельности человека.
Для ближайшего будущего разумный метод определения приемлемости риска при работе, связанной с источниками излучений, заключается в сравнении оценки этого риска с риском при работе в других областях деятельности, которые признаются минимально безопасными.
Для оценки воздействия излучения применяют так называемый параметр риска R, равный средней индивидуальной вероятности смерти в результате облучения в дозе 10 мЗв.
Параметр риска в зависимости от типа отдаленных последствий колеблется в широких пределах. Параметр риска приведен в таблице 5.
Таблица 5 Параметры риска в чел-бэр
| Отдаленные последствия | Параметр риска |
| Лейкемия | 2·10-5 |
| Рак щитовидной железы | 5·10-6 |
| Опухоли костной ткани | 5·10-6 |
| Опухоли легких | 2·10-5 |
| Опухоли других органов и тканей | 5·10-5 |
| Все злокачественные опухоли | 1.25·10-4 |
| Наследственные дефекты | 4·10-5 |
Если известна коллективная доза облучения, то ожидаемое полное число случаев смерти на всю профессиональную группу определяется по формуле
N = R·Dk.
По современным оценкам среднегодовая смертность от профессиональных причин, включая несчастные случаи на производствах, не превышает 104 случаев в год.
Для реализации главной цепи радиационной защиты достижения и сохранения необходимых условий радиационной безопасности при всех видах деятельности, где предполагается облучение человека, - вводятся основные дозовые пределы. Используя их, рассчитываются производственные характеристики, такие, как предельно допустимые уровни внешних потоков ионизирующих изучений и допустимые концентрации радионуклидов в воде и воздухе.
Материалы, располагаемые между источником излучения и зоной размещения персонала или оборудования для ослабления потоков ионизирующих излучений, называют защитой.
Защиту от ионизирующих излучений классифицируют по:
- назначению;
- типу;
- компоновке;
- геометрии.
Защита от ионизирующих изучений должна обеспечивать:
а) допустимый уровень облучения обслуживающего установку персонала;
б) допустимый уровень радиационных повреждений “изменение прочностных характеристик, разрушение органических соединений, радиолиз воды и другие” конструкционных и защитных материалов;
в) допустимый уровень радиационного энерговыделения и температурного распределения в конструкционных и защитных материалах.
В соответствии с этим защиту подразделяют соответственно на:
- биологическую;
- радиационную;
- тепловую.
Радиационная и тепловая защиты, которые конструкционно часто бывают совмещены, необходимы только для мощных источников изучения ядерно-технических установок, таких, например, как ядерные реакторы. При
работе с изотопными источниками нео6ходимость в радиационной и тепловой защите обычно не возникает.
Защиты подразделяются на следующие типы:
- сплошная защита, целиком окружающая источники излучения;
- раздельная защита, когда наиболее мощные источники излучения окружает первичная защита (например, первичная защита активной зоны ядерного реактора), а между первичной и вторичной защитой имеются также источники излучения (например, система теплоносителя ядерного реактора);
- теневая защита устанавливается между источником излучения и защищаемой областью, размеры которой ограничиваются лишь “тенью”, “отбрасываемой” защитой. Особенно часто такая защита используется при ограничении массы и габаритов;
- частичная защита - ослабленная защита для областей ограниченного доступа персонала, например, на судне с реактором в качестве энергетической установки частичная защита может осуществляться в направлении дна.
По компоновке выделяют гомогенную (из одного защитного материала) и гетерогенную (из различных материалов) защиты.
По форме внешней поверхности наиболее часто на практике встречается плоская, сферическая и цилиндрическая защиты.
По распространению нейтронов в средах можно выделить следующие группы материалов:
- легкие водородосодержащие (водород, вода, полиэтилен, гидриды металлов) - эффективные замедлители нейтронов;
- легкие, не содержащие водород (углерода карбид бора), используемые при технических или технологических ограничениях на введение в защиту водородосодержащих сред;
- материалы, состоящие из элементов со средним атомным номером (бетон, породы, минералы);
- тяжелые материалы (железо, свинец, молибден, вольфрам, титан) для снижения потоков g-квантов (улучшают свойства защиты от быстрых нейтронов благодаря высоким сечениям неупругого рассеяния этих элементов);
- металловодородосодержащие среды.
Водород как материал защиты не представляет практического интереса, но как элемент он является хорошим замедлителем нейтронов и главным компонентом в большинстве защит от нейтронов. Барьерная защита из водорода обладает наилучшими защитными свойствами от нейтронов, отнесенными к единице массы.
Вода - наиболее часто используемый в защите водородосодержащий материал. Это обусловлено высокой ядерной плотностью водорода в воде, невысокой стоимостью, легкодоступностью, способностью заполнять все отведенное для нее пространство без образования щелей, пустота раковин в защите. Характеристики ослабления нейтронного излучения в воде рассчитаны и измерены достаточно полно.