Защита от ионизирующих излучений

 

^ Химический метод заключается  в том, что под действием  ИИ в химическом растворе происходят  реакции окисления или разложения  и образовавшиеся вещества вступают  в реакцию с индикаторным веществом,  меняющим цвет раствора. По интенсивности  окраски судят о поглощенной  дозе. Этот метод используется  в химических дозиметрах.

 

^ Сцинтилляционный метод  основан на свойствах некоторых  веществ под действием ИИ либо  светиться (радиолюминисценция), либо накапливать энергию, которая под действием УФ- или ИК-излучения вызывает видимое свечение (радиофотолюминисценция и радиотермолюминисценция соответственно). Свойство радиолюминисценции используется в измерителях мощности дозы, а два других свойства – в индивидуальных дозиметрах.

 

^ Ионизационный метод  использует свойство ионизированного  газа под действием сил электрического  поля проводить ионизационный  ток, который позволяет судить  об интенсивности ионизирующих  излучений.

 

Приборы, работающие на основе ионизационного метода, имеют принципиально  одинаковое устройство. В простейшем случае этот прибор состоит из двух электродов, пространство между которыми заполнено газом. К электродам приложена  разность потенциалов, создающая между  ними электрическое поле. Положительные  и отрицательные ионы, образовавшиеся под действием ИИ, движутся к электродам, что и вызывает протекание ионизационного тока в цепи.

 

Ионизационный ток пропорционален интенсивности излучения, но сложным  образом: зависит от напряжения, приложенного к электродам. Эта зависимость  называется вольт-амперной характеристикой  прибора и показана.

 

На характеристике выделяются три области. Первая область характеризуется  тем, что с ростом напряжения растет ионизационный ток, т.к. все большее  число ионов достигает электродов и не рекомбинирует. Это область рекомбинации.

 

В области II все образовавшиеся ионы достигают электродов. Поэтому  при увеличении напряжения от V1 до V2 ток в цепи не изменяется. Это  область насыщения, в ней работают ионизационные камеры, измеряющие поглощенные  или экспозиционные дозы ИИ.

 

Увеличение напряжения на электродах выше V2 приводит к возрастанию  ионизационного тока. Это происходит потому, что в сильных электрических  полях энергия ионов, приобретаемая  ими на длине свободного пробега, становится столь большой, что они  сами уже способны производить ионизацию  при столкновении с нейтральными молекулами. В результате количество пар ионов, достигающих электродов, будет превышать то количество, которое  образовалось под воздействием ИИ. Эта область напряжений называется областью ударной ионизации. Приборы, которые работают в этой области, называются газоразрядными счетчиками. Они используются для измерения  мощности дозы ИИ малой интенсивности, т.к. обладают чувствительностью в 104 раз выше, чем в ионизационной  камере.

^ Приборы радиационного  контроля.

 

Приборы радиационного контроля (радиационной разведки) предназначены  для измерения уровней радиации на местности и радиоактивной  загрязненности различных объектов. Они используются для радиационной разведки зоны аварии и контроля радиоактивного загрязнения людей, техники, транспорта, оборудования, дорог, зданий, сооружений, помещений, СИЗ, одежды, продовольствия, воды и т.п.

 

 ДП-5В – радиометр-рентгенометр  предназначен для измерения мощности  дозы по g- излучению от 0,5мР/час до 200Р/час на шести поддиапазонах. На всех поддиапазонах кроме первого имеется звуковая индикация с помощью головных телефонов. Питание – от батарей или внешних источников. Прибор состоит из измерительного пульта и блока детектирования, соединенных гибким кабелем. В блоке детектирования расположены два газоразрядных счетчика и контрольный стронциево-иттериевый источник b – излучения.

 

^ Порядок проведения измерений.

 

Радиационную разведку местности  проводят, не извлекая блока детектирования из кожуха прибора, при уровнях радиации от 0,5 до 5 Р/час - на втором поддиапазоне, а свыше 5 Р/час - на первом поддиапазоне. При измерениях прибор должен находиться на высоте 0,7 – 1 м от поверхности земли, а экран детектора в положении «Г».

 

^ Радиационный контроль (определение  степени радиоактивного заражения  объектов) проводится в следующей  последовательности. Измеряется g – фон в 15 – 20 м от объекта. Затем блок детектирования (экран в положении «Г») перемещают в 2 см от поверхности объекта и определяют максимальную мощность экспозиционной дозы. После этого из второго замера вычитают первый. Полученный результат соответствует степени радиоактивного заражения объекта.

 

Для определения наличия  наведенной активности техники, подвергшейся воздействию нейтронного излучения, производят два измерения - снаружи  и внутри техники. Если результаты измерений  близки между собой, это означает, что техника имеет наведенную активность.

 

Для обнаружения b – излучений производится два измерения. Детектор располагается в 2 см от зараженной поверхности. При первом измерении экран детектора установлен в положении «Г», при втором – в положении «Б». Увеличение показаний прибора во втором измерении показывает наличие b- излучения.

 

Если в целях дезактивации необходимо выяснить с какой стороны заражены легкие ограждающие поверхности объектов, прозрачные для g – излучений (стены, перегородки, брезентовые тенты и т.п.), то производят по два замера в положениях экрана «Б» и «Г» с каждой стороны. Поверхность заражена с той стороны, с которой показания прибора в положении «Б» заметно выше.

^ Приборы дозиметрического  контроля.

 

Приборы дозиметрического контроля предназначены для получения  данных об экспозиционных дозах поля ионизирующих излучений или о  поглощенных дозах, получаемых людьми в зонах радиоактивного загрязнения.

 

^ Комплекты индивидуальных  дозиметров  ДП-22В и ДП-24 предназначены  для обеспечения исходной зарядки  входящих в них индивидуальных  дозиметров. Комплекты состоят из  однотипных зарядных устройств  (ЗД-5) и однотипных индивидуальных  дозиметров (ДКП-50А) в ДП-22В 50 шт , в ДП-24 - 5 шт.

 

^  Дозиметр карманный  прямопоказывающий ДКП-50�� предназначен для измерения экспозиционных доз g – излучения. Дозиметр состоит из дюралевого корпуса, в котором расположены ионизационная камера с конденсатором, электроскоп, отсчетное устройство и зарядная часть. Основная часть дозиметра - малогабаритная ионизационная камера, к которой подключен конденсатор с электроскопом. Внешний электрод камеры – корпус дозиметра, внутренний электрод - стержень с прикрепленным к нему подвижным элементом (визирной нитью), являющимся электроскопом. В дозиметре располагается отсчетное устройство - микроскоп с 90-кратным увеличением, состоящим из окуляра и объектива и шкалы. Шкала имеет 25 делений (от 0 до 50) с ценой деления – 2 рентгена. Принцип действия дозиметра подобен действию простейшего электроскопа. При зарядке визирная нить отклоняется от внутреннего электрода под влиянием сил электростатического отталкивания. Напряжения в зарядном устройстве регулируют так, чтобы изображение визирной нити совместилось с нулем шкалы отсчетного устройства.

 

При воздействии g-излучения на заряженный дозиметр ионизационный ток, возникающий в камере, уменьшает первоначальный заряд конденсатора, что ведет к сближению визирной нити с электродом и ее изображение перемещается по шкале отсчета. Держа дозиметр против света и наблюдая через окуляр за нитью, производят отсчет полученной экспозиционной дозы облучения.

 

Дозиметр ДКП-50А обеспечивает измерение экспозиционных доз g-излучения в диапазоне от 2 до 50 Р при мощности дозы от 0,5 до 200 Р/час. Саморазряд дозиметра не превышает двух делений в сутки.

 

^ Комплект ИД-1  предназначен  для измерения поглощенных доз  g-излучения и нейтронного излучения. Он состоит из индивидуальных дозиметров ИД-1 и зарядного устройства ЗД-6. Принцип работы дозиметра ИД-1 аналогичен принципу работы дозиметров для измерения экспозиционных доз g- излучения (например, ДКП-50А). С его помощью измеряются поглощенные дозы от 20 до 500 рад при мощности дозы от 10 до 360000 рад/час.

^ Вмешательство и его  принципы.

 

 На основании проведенного  зонирования прогнозируются дозы, которые могут быть получены  людьми, находящимися на конкретных  территориях.

 

 В том случае, если  облучение людей может превысить  дозовые пределы, то должны  быть приняты меры по восстановлению  контроля над источником облучения  или снижению уровня и количества  облученных лиц. Защитные мероприятия,  применяемые к человеку, а не  к источнику излучения, и влекущие  за собой нарушения нормальной  жизнедеятельности, хозяйственного  и социального функционирования  территории называются вмешательством.

 

Видами вмешательства  являются: укрытие в защитных сооружениях, эвакуация и введение режима радиационной защиты.

 

Вмешательство может явиться  причиной не только экономического ущерба, но и неблагоприятного воздействия  на здоровье населения, в том числе  и психологического характера. Поэтому при принятии решения о характере вмешательства следует руководствоваться следующими принципами:

 

- вмешательство должно  принести обществу больше пользы, чем вреда, то есть уменьшение  ущерба в результате снижения  дозы должно быть достаточным,  чтобы оправдать вред и стоимость  вмешательства, включая его социальную  стоимость (принцип обоснования  вмешательства).

 

- форма, масштаб и длительность  вмешательства должны быть выбраны  таким образом, чтобы польза  от снижения радиационного ущерба  за вычетом ущерба, связанного  с вмешательством, была бы максимальной (принцип оптимизации вмешательства).

 

Однако, если предполагаемая доза облучения достигнет уровней, при превышении которых возможны клинически определяемые эффекты, то срочные меры защиты (вмешательство) безусловно необходимы. Так, при прогнозируемой дозе облучения за двое суток равной 1 ГР, необходимо срочное вмешательство.

 

Вмешательство в начальном  периоде аварии проводится на основании  сравнения прогнозируемой дозы (с  учетом защитных мероприятий) с уровнями А и Б, приведенными в табл.9.2.

 

^ Таблица 0.2 Критерии для  принятия неотложных решений  в начальном периоде аварийной  ситуации

 

Меры защиты 

 Прогнозируемая доза  за первые 10 суток, мГр

 

 

 

 

 На все тело

 

 

 

 

 Уровень А 

 Уровень Б

 

 Укрытие 

5 

50

 

 Эвакуация 

50 

500

 

 

 

Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием, не превосходит предела А, нет необходимости в выполнении мер защиты, связанных с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, а также хозяйственного и социального функционирования территории.

 

 Если предотвращаемое  защитным мероприятием облучение  превосходит уровень А, но не достигает уровня Б, решение о выполнении мер защиты принимается по принципам обоснования и оптимизации с учетом конкретной обстановки и местных условий.

 

 Если уровень облучения,  предотвращаемого защитным мероприятием, достигает и превосходит предел Б, необходимо выполнение соответствующих мер защиты, даже если они связаны с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории.

 

 На поздних стадиях  радиационной аварии, повлекшей  за собой загрязнение обширных  территорий долгоживущими изотопами,  решения о защитных мероприятиях  принимаются с учетом сложившейся  обстановки.

^ Защитные свойства материалов.

 

 Защита людей от  ионизирующих излучений основана  на свойстве материалов ослаблять проходящие через них излучения.

 

 Поскольку a- и b-частицы обладают малой проникающей способностью, то под защитой от внешнего излучения понимают защиту от g-излучения и нейтронов.

 

 Такой защитой служат  различные материалы, ослабляющие  g-излучение и поток нейтронов. Защитные свойства материала характеризуются слоем половинного ослабления, т.е. слоя, при прохождении которого интенсивность g-лучей или нейтронов уменьшается в два раза. Толщина слоя половинного ослабления различных материалов зависит от вида излучения и его энергии.

 

 Энергия излучения  существенно зависит от протекающих  при взрывах ядерных реакций:  деления ядер при ядерных взрывах  и синтеза ядер при термоядерных  взрывах.

 

 Гамма-излучение эффективно  ослабляют тяжелые материалы,  а нейтронный поток — легкие.

 

^ Таблица 0.3 Слои половинного  ослабления некоторых материалов, см.

 

 

 

 Проникающая радиадия 

 Радиоактивное

 

 Материал 

 Ядерного взрыва 

 Термоядерного взрыва 

 загрязнение

 

 

 

 

 g 

n 

 g 

N 

 местности (g)

 

 Древесина 

30,5 

9,7 

40 

14 

15

 

 Полиэтилен 

21,8 

2,7 

31 

4.9 

15

 

 Вода 

20,4 

2,7 

23 

4,9 

13

 

 Грунт 

13 

9 

18 

11 

10

 

 Кирпичная кладка 

13 

10 

18 

14 

11

 

 Железобетон 

9,5 

8,2 

12,5 

9,7 

6

 

 Сталь 

3,5 

11,5 

3,5 

12 

2,5

 

 

 

Защитные свойства зданий, убежищ, противорадиационных укрытий, транспортных средств и т. п. характеризуются  коэффициентом ослабления, показывающим во сколько раз доза облучения  внутри здания, сооружения, транспортного  средства меньше, чем на открытой местности.

 

Коэффициент ослабления можно  найти в справочнике или определить по формуле:

 

Косл =2h/d

 

 где h - толщина материала,  см; d - слой половинного ослабления, см.