Нормирование ионизирующих излучений

Ионизация –это процесс образования положительных и отри­цательных ионов и свободных электронов из электрически ней­тральных атомов и молекул. Из всех возможных видов ионизации на производстве чаще всего встречается ударная ионизация, свя­занная с применением ионизирующих излучений для технологи­ческих целей и автоматизированного контроля качества выпус­каемой продукции. Ионизирующими называют излучения, взаи­модействия которых со средой приводит к ионизации атомов и молекул. К ионизирующим излучениям от­носятся: электромагнитное излучение (например, рентгеновское с длиной волны λ от 10^-3 до 10 нм); потоки α-частиц, электронов, позитронов, протонов, нейтронов и других заряженных и ней­тральных частиц.

В машиностроении ионизирующие излучения применяют для выявления дефектов в отливках, поковках, сварных швах, для контроля качества изделий, при структурном анализе веществ, для контроля и автоматизации производственных процессов. Ис­точниками ионизирующих излучений являются промышленные аппараты для электронно-лучевой сварки, дефектоскопы, ис­пользующие радиоактивные вещества, стационарные и переносные рентгеновские аппараты, ускорители заряженных частиц и т.д. Ионизирующее излучение применяют в медицине, атомной энергетике и других отраслях промышленного производства.

Большая опасность ионизирующих излучений заключается в том, что они не обнаруживаются органами чувств человека. Чело­век в течение долгого времени может находиться под воздействи­ем опасной радиации, не испытывая никаких явных неприятных ощущений. Воздействуя на живой организм, ионизирующее из­лучение может иметь вредные последствия: малокровие, лейке­мия, злокачественные опухоли, снижение длительности жизни. В зависимости от условий облучения поражение может быть ост­рым или хроническим. Могут возникать и генетические последст­вия (отдаленное воздействие на потомство).

Мера радиоактивности какого-либо количества радионукли­да, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени, определяется его активностью

A = dN/dt,

где dN–ожидаемое число спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежу­ток времени dt. Единицей активности является беккерель (Бк). Использовавшаяся ранее внесистемная единица активности кюри (Ки) составляет 3,7-10'° Бк.

Минимально значимая активность (МЗА) – активность откры­того источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешение органов госсанэпидемнадзора на использование этих источников, если при этом также превышен показатель минимально значимой удельной активности.

Минимально значимая удельная активность (МЗУА) – удельная активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой тре­буется разрешение органов госсанэпидемнадзора на использова­ние этих источников, если при этом также превышен показатель минимально значимой активности.

Удельная (объемная) активность –отношение активности А радионуклида в веществе к массе т (объему V) вещества:

А = А/т,

A_v=A/y,

Единица удельной активности - беккерель на килограмм (Бк/кг). Единица объемной активности – беккерель на метр кубический (Бк/м³).

Активность эквивалентная равновесная объемная (ЭРОА) дочер­них продуктов изотопов радона ²²²Rn и ²²⁰Rn – взвешенная сумма объ­емных активностей короткоживущих дочерних продуктов изотопов радона ²¹⁰Po(RaA); ²¹⁴Pb(RaB); ²¹⁴Bi(RaC); ²¹²Pb(ThB); ²¹²Bi(ThC) со­ответственно:

(ЭPOA)_Ra = 0,10А_RaA + 0.52A_RaB + 0.38A_RaC

где aj –объемные активности дочерних изотопов радона. Для ко­личественной оценки действия, производимого любыми ионизи­рующими излучениями в среде, пользуются понятием дозы по­глощенная D.

Доза поглощенная - энергия ионизирующего излучения, переданная веществу:

D = dẽ/dm,

где de –средняя энергия, переданная излучением веществу, на­ходящемуся в элементарном объеме, a dm –масса вещества в этом объеме.

Энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной объему, деленной на массу этого объема. В единицах СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на кило­грамм (Дж/кг), и имеет специальное название – грей (Гр). Ис­пользовавшаяся ранее внесистемная единица рад равна 0,01 Гр.

Кроме дозы поглощения нормами радиационной безопасно­сти введены следующие специфические дозы поглощения иони­зирующих излучений.

Доза в органе или ткани (D_Т) – средняя поглощенная доза в оп­ределенном органе или ткани человеческого тела:

D_T = (1/m_T) ∫ Ddm.

m_т

Доза эквивалентная (Н_Т,R)–поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффи­циент для данного вида излучения W_R:

H _Т,R = W_RD_ТR,

где Д_R - средняя поглощенная доза в органе или ткани.

Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете дозы W_R -используемые в радиационной защите множители поглощенной дозы, учитывающие относительную эф­фективность излучения различных видов в индуцировании биологических эффектов. Все значения W_R, приведенные в табл. 14.1, относятся к излучению, падающему на тело, а в случае внутреннего облучения – испускаемому при ядерном превращении.

Таблица 14.1