close

Вход

Забыли?

вход по аккаунту

?

1968.Защита территорий и населения при авариях на ядерно и радиационно опасных объектах учеб.-метод

код для вставкиСкачать
Министерство образования и науки Российской Федерации
Сибирский федеральный университет
Защита территорий и населения при авариях
на ядерно и радиационно опасных объектах
Учебно-методическое пособие
для самостоятельной работы
Электронное издание
Красноярск
СФУ
2012
1
УДК 614.8(07)
ББК 68.69я73
З-402
Составитель: В.А. Барашков
З-402 Защита территорий и населения при авариях на ядерно и радиационно
опасных объектах: учеб. пособие для самостоятельной работы [Электронный ресурс] / сост. В.А. Барашков. – Электрон. дан. – Красноярск:
Сиб. федер. ун-т, 2012. – Систем. требования: PC не ниже класса Pentium
I; 128 Mb RAM; Windows 98/XP/7; Adobe Reader V8.0 и выше. – Загл. с
экрана.
В учебно-методическом пособии рассмотрены некоторые аспекты радиационной и ядерной безопасности, которые должны помочь студентам в ходе самостоятельного изучения разделов дисциплин «Защита территорий и населения в чрезвычайных ситуациях» и «Техногенные воздействия».
Предназначено для студентов, бакалавров и магистров, обучающихся по укрупненной группе направлений 210000 «Электронная техника, радиотехника и связь».
УДК 614.8(07)
ББК 68.69я73
©Сибирский
федеральный
университет, 2012
Учебное издание
Подготовлено к публикации редакционно-издательским
отделом БИК СФУ
Подписано в свет 03.04.2012 г. Заказ 7440.
Тиражируется на машиночитаемых носителях.
Редакционно-издательский отдел
Библиотечно-издательского комплекса
Сибирского федерального университета
660041, г. Красноярск, пр. Свободный, 79
Тел/факс (391)206-21-49. E-mail rio@sfu-kras.ru
http://rio.sfu-kras.ru
2
Введение
На современном этапе развития человеческого общества чрезвычайно
обострились проблемы экономического и социального плана. В окружающем
человека мире возникли новые условия взаимодействия живой и неживой материи: взаимодействие человека с техносферой, взаимодействие техносферы с
биосферой (природой). В процессе эволюции человек в борьбе за существование всегда стремился подчинить себе природные ресурсы, решить с их помощью проблемы получения пищи, энергии, информации, защиты от негативного
воздействия окружающей среды и т. п. К сожалению, все эти действия приводили и приводят все в увеличивающейся степени к постепенной деградации
природной среды, к необратимой деформации биосферы. Особенно обострились проблемы, создаваемые людьми, в последнее время, когда тенденции развития человеческой цивилизации стали видны, так сказать, невооруженным
глазом. К таким тенденциям относятся [1]:
– высокие темпы роста численности населения на Земле (демографический взрыв) и его урбанизация, то есть концентрирование людских ресурсов в
мегаполисах;
– рост потребления и концентрация энергетических ресурсов;
– интенсивное развитие промышленности и сельского хозяйства;
– массовое использование средств транспорта;
– рост затрат на военные цели и ряд других процессов.
В результате выше описанных тенденций чрезвычайно обострились основные экологические проблемы: истощение природных ресурсов и загрязнение окружающей среды. Каждые 12–15 лет удваивается промышленное производство ведущих стран мира, обеспечивая тем самым удвоение выбросов загрязняющих веществ в окружающую среду.
Высокая концентрация населения, энергетических ресурсов, значительное усложнение применяемых человеком технологий, высокий уровень загрязнения воздушной среды, атмосферы и почвы в мегаполисах продуктами деятельности человека приводят к стремительному увеличению риска возникновения промышленных аварий и экологических катастроф. Такие события способны вызвать необратимые экологические изменения регионального и глобального масштабов, соизмеримые со стихийными бедствиями.
Негативные воздействия факторов природной среды проявляются главным образом в чрезвычайных ситуациях [2]. Эти ситуации могут быть следствием, как стихийных бедствий, так и производственной деятельности человека.
Чрезвычайная ситуация (ЧС) – это обстановка на определенной территории, сложившаяся в результате аварии, опасного природного явления, катастрофы, стихийного или иного бедствия, которая может повлечь или повлекла за
собой человеческие жертвы, ущерб здоровью людей или окружающей природной среде, а также значительные материальные потери и нарушение условий
жизнедеятельности.
3
Основными последствиями чрезвычайных ситуаций являются: уничтожение материальных ценностей, разрушение производственной инфраструктуры, деградация территорий [3]. Как результат чрезвычайных ситуаций возникают заболевания и гибель людей, различного вида заражения (радиоактивное,
химическое, биологическое) и др. Кроме того, люди, находясь в экстремальных
условиях чрезвычайной ситуации, испытывают воздействие психотравмирующих факторов. Возникает нарушение психической деятельности в виде реактивных (психогенных) состояний. Нужно отметить, что психогенное воздействие испытывают и люди, находящиеся вне зоны действия чрезвычайной ситуации, но испытывающие стресс в результате ожидания чрезвычайной ситуации и
её последствий.
Российская Федерация – одно из немногих государств мира, где для
предупреждения и ликвидации последствий катастроф и стихийных бедствий
на всех уровнях государственной власти созданы специализированные службы
и формирования, разрабатываются правовые основы и создаются материальные
средства для их деятельности. Важным аспектом деятельности таких служб является обучение населения правилам поведения в чрезвычайных ситуациях, а
также подготовка специальных кадров в области безопасности жизнедеятельности.
Существенное место в обеспечении безопасности людей, сохранения
материальных ресурсов занимает многоуровневое образование в области безопасности жизнедеятельности, начинающееся в школе и продолжающееся в вузе
в виде предметов «Защита территорий и населения в ЧС» или «Защита от техногенных воздействий» и т. п.
Целью преподавания этих дисциплин является теоретическое и практическое обучение студентов в области безопасности жизнедеятельности, основ
организации защиты населения и объектов в чрезвычайных ситуациях, подготовка будущих руководителей в технической сфере деятельности.
Студент, изучивший дисциплину, должен иметь представление о:
– самых важных проявлениях чрезвычайных ситуаций, их возможных
последствиях для здоровья и жизни людей, экономики и природной среды;
– системе мониторинга, методах прогнозирования чрезвычайных ситуаций и мероприятиях по их предупреждению;
– способах защиты и выживания человека в чрезвычайных ситуациях;
– структуре, задачах, функциях и возможностях государственной системы предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций и системы гражданской обороны;
– концептуальных основах функционирования экономики и обеспечения
безопасности в условиях чрезвычайных ситуаций;
– основах радиационной безопасности человека и его выживания в условиях радиоактивного загрязнения.
Кроме того, студенту необходимо приобрести умения:
4
– правильно действовать в условиях чрезвычайных ситуаций и принимать
соответствующие решения;
– выживать в чрезвычайных ситуациях;
– организовывать работу по обеспечению безопасности в чрезвычайных
ситуациях;
– использовать средства индивидуальной и коллективной защиты; работать с приборами радиометрического, дозиметрического и химического контроля.
Назначение данного пособия заключается в том, чтобы помочь студентам группы направлений 210000 «Электроника, радиотехника и связь» при самостоятельном изучении ими некоторых разделов дисциплины «Защита территорий и населения в ЧС». Эти разделы касаются определенных аспектов возникновения или угрозы возникновения чрезвычайной ситуации на объектах,
связанных с переработкой, хранением и получением радиационно и ядерно
опасных материалов. Понятно, что указанные разделы выбраны не случайно.
Именно аварии на предприятиях данных отраслей производства, вызванные
техногенными или природными причинами, приводят, как правило, к катастрофическим последствиям. Свежи в памяти печальные события на Чернобыльской АЭС (Украина)(1986г.), а совсем недавно сравнимые по масштабам последствия принесла трагедия на атомной станции Фукусима-2 в Японии
(2011г.).
Значительные проблемы создают военные ведомства, использующие в
своем арсенале ядерные энергетические установки, аварии на которых также
происходят не так уж редко.
Необходимо понимать, что чрезвычайные ситуации, связанные с ядерно и
радиационно опасными объектами (включая ядерное оружие и его компоненты), ядерными материалами, радиоактивными веществами и отходами, источниками ионизирующих излучений (далее – ядерно и радиационно опасные объекты и материалы) и имеющие долговременные негативные последствия, представляют серьезную угрозу национальной безопасности, социальноэкономическому развитию Российской Федерации.
Пособие составлено на основе материалов, представленных в широкой
печати и в Интернет-сети.
5
1. Общие сведения
Аварии на предприятиях, связанных с оборотом расщепляющихся материалов, принято классифицировать как ядерные и радиационные.
Под ядерной понимается авария, связанная с повреждением тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) ядерной энергетической установки, превышающим установленные пределы безопасной эксплуатации, и/или облучением персонала, превышающим допустимое для нормальной эксплуатации, вызванная:
– нарушением контроля и управления цепной ядерной реакцией в активной зоне реактора;
– реактивностная авария (p < β, где p – реактивность, β – доля запаздывающих нейтронов). Авария происходит вследствие разгона реактора на мгновенных нейтронах.
– образованием локальной критичности при перегрузке, транспортировке
и хранении ядерного топлива;
– нарушением теплоотвода от ТВЭЛов.
Среди наиболее известных ядерных аварий следует назвать:
– события на Чернобыльской АЭС (1986 г.);
– аварию на АЭС Три-Майл-Айленд (1979 г);
– чрезвычайную ситуацию 10 октябра 1957 года на реакторе в Видскейле,
Великобритания;
– аварию на заводе «Красное Сормово» (Нижний Новгород) 18 января
1970 года при строительстве атомной подводной лодки К-320 проекта 670
«Скат»;
– аварию на подлодке К-19 24 февраля 1972 года;
– аварию на АЭС Фукусима 1 в Японии 12 марта 2011 года.
Авария на Чернобыльской АЭС оказалась наиболее катастрофической
из известных до сих пор. Она была вызвана разрушением 26 апреля 1986 года
четвёртого энергоблока Чернобыльской атомной электростанции, расположенной на территории Украинской ССР (ныне – Украина). Разрушение носило
взрывной характер, реактор был полностью уничтожен, и в окружающую среду
выброшено большое количество радиоактивных веществ.
Авария расценивается как крупнейшая в своём роде за всю историю
атомной энергетики, как по предполагаемому количеству погибших и пострадавших от её последствий людей, так и по экономическому ущербу. 31 человек
погиб в течение первых трех месяцев после аварии; отдаленные последствия
облучения, выявленные за последующие 15 лет, стали причиной гибели от 60
до 80 человек. 134 человека перенесли лучевую болезнь той или иной степени
тяжести, более 115 тыс. человек из 30-километровой зоны были эвакуированы.
Для ликвидации последствий были мобилизованы значительные ресурсы, более
600 тыс. человек участвовали в ликвидации последствий аварии.
6
В отличие от бомбардировок Хиросимы и Нагасаки, взрыв напоминал
очень мощную «грязную бомбу» – основным поражающим фактором стало радиоактивное заражение.
Облако, образовавшееся от горящего реактора, разнесло различные радиоактивные материалы, и прежде всего радионуклиды йода и цезия, по большей части территории Европы. Наибольшие выпадения отмечались на значительных территориях в Советском Союзе, расположенных вблизи от реактора и
относящихся теперь к территориям Белоруссии, Российской Федерации и Украины.
Чернобыльская авария стала событием большого общественнополитического значения для СССР, и это наложило определённый отпечаток на
ход расследования её причин. Подход к интерпретации фактов и обстоятельств
аварии менялся с течением времени, и полностью единого мнения нет до сих
пор.
Авария на АЭС Фукусима-1 – крупная радиационная авария (по заявлению японских официальных лиц – 7-го уровня по шкале INES), произошедшая
11 марта 2011 года в результате сильнейшего землетрясения в Японии и последовавшего за ним цунами.
Землетрясение и удар цунами вывели из строя внешние средства электроснабжения и резервные дизельные электростанции, что явилось причиной
неработоспособности всех систем нормального и аварийного охлаждения и
привело к расплавлению активной зоны реакторов на энергоблоках 1, 2 и 3 в
первые дни развития аварии.
Радиацио́нная ава́рия, согласно определению НРБ-99, «потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными
бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей выше установленных норм или радиоактивному загрязнению
окружающей среды».
Наиболее известные радиационные аварии
– Кыштымская трагедия, взрыв на хранилище радиоактивных отходов ПО
«Маяк» 29 сентября 1957 года. Загрязнение местности вдвое превышало аналогичное загрязнение, вызванное Чернобыльской аварией;
– 21 апреля 1964 года падение спутника «Транзит-5В» с ядерной энергетической установкой SNAP-9A на борту;
– Разрушение трех плутониевых ядерных бомб в деревне Паломарес (Испания);
– Разрушение четырех термоядерных бомб в авиакатастрофе над Гренландией, 1968 год. Вообще известно примерно о 20 авиационных инцидентах в
США с потерей и/или разрушением ядерного оружия.
– Радиационная авария в бухте Чажма 10 августа 1985 года;
– Многочисленные аварии на полигоне Санта-Сусанна;
– Радиологический инцидент в Гоянии 1987 год.
7
Радиоактивное заражение в Гоянии – случай радиоактивного заражения, произошедший в бразильском городе Гояния.
В 1987 году из заброшенной больницы мародерами была похищена деталь из установки для радиотерапии, содержащая радиоактивный изотоп цезий-137, после чего была выброшена. Но спустя какое-то время была обнаружена на свалке и привлекла внимание владельца свалки Девара Феррейры, который затем принёс найденный медицинский источник
радиоактивного излучения в свой дом и пригласил соседей, родственников и друзей посмотреть на светящийся голубым светом порошок. Мелкие фрагменты источника брали в руки,
натирали ими кожу, передавали другим людям в качестве подарков, и в результате началось
распространение радиоактивного загрязнения. В течение более чем двух недель с порошкообразным хлоридом цезия контактировали всё новые люди, и никто из них не знал о связанной с ним опасности.
В результате широкого распространения высокорадиоактивного порошка и его активного контактирования с различными предметами, накопилось большое количество загрязнённого радиацией материала, который в дальнейшем был захоронен на холмистой территории одного из предместий города, в так называемом приповерхностном хранилище. Эту
территорию можно будет снова использовать только через 300 лет.
Авария в Гоянии привлекла международное внимание. До событий 1987 года положения, регулирующие вопросы контроля распространения и перемещения радиоактивных
веществ, используемых в медицине и промышленности во всем мире, были относительно
слабыми. Но после инцидента в Гоянии отношение к этим вопросам было капитально пересмотрено. Впоследствии переработанные и дополненные нормативы и концепции стали реально внедряться на бытовом уровне, и за их соблюдением был установлен более жёсткий
контроль. МАГАТЭ ввело строгие нормы безопасности для радиоактивных источников, а
именно Международные основные нормы безопасности № 115, разработку которых совместно спонсировали несколько международных организаций. Сегодня в Бразилии действует
требование о лицензировании каждого источника, что позволяет прослеживать его жизненный цикл, вплоть до окончательного захоронения.
Возможность и катастрофические последствия аварий на атомных электростанциях, ядерных силовых и энергетических установках, хранилищах
ядерного топлива и отходов его переработки связаны с особыми свойствами
используемых материалов, называемых радиоактивными.
2. Явление радиоактивности
Термином радиоактивность (радиоактивный распад) обозначают
спонтанное изменение состава нестабильных атомных ядер, сопровождающееся
испусканием некоторых элементарных частиц или ядерных фрагментов. Химические элементы, подвергающиеся радиоактивному распаду, называются радиоактивными.
Установлено, что радиоактивны все химические элементы с порядковым
номером, большим 82 (то есть, начиная с висмута), и многие более лёгкие элементы (прометий и технеций не имеют стабильных изотопов, а у некоторых
элементов, таких как индий, калий или кальций, часть природных изотопов
стабильны, другие же радиоактивны).
Радиоактивность принято делить на естественную и искусственную.
8
Естественная радиоактивность это самопроизвольный распад ядер
элементов, встречающихся в природе.
Искусственная радиоактивность – самопроизвольный распад ядер элементов, полученных искусственным путем с помощью соответствующих ядерных реакций.
При распаде ядер происходит испускание некоторых элементарных частиц, к числу которых относятся альфа- и бета-частицы.
Распад, сопровождающийся испусканием альфа-частиц, назвали альфараспадом; распад, сопровождающийся испусканием бета-частиц, был назван
бета-распадом. И альфа- и бета-распад часто сопровождаются гаммаизлучением. Обнаружены распады, связанные с эмиссией протонов, нейтронов.
Образовавшееся в результате радиоактивного распада дочернее ядро иногда оказывается также радиоактивным и через некоторое время тоже распадается. Процесс радиоактивного распада будет происходить до тех пор, пока не
появится стабильное, то есть нерадиоактивное ядро, а последовательность возникающих при этом нуклидов называется радиоактивным рядом.
3. Ионизирующие излучения и их дозиметрия
Излучения, сопровождающие распад радиоактивных ядер, относятся к
ионизирующим. Ионизирующими, в свою очередь, называются излучения, для
которых взаимодействие со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков.
Действие ионизирующих излучений характеризуется следующими основными показателями: поглощенной дозой D; экспозиционной дозой X и эквивалентной дозой H.
Независимо от природы ионизирующего излучения его взаимодействие с
веществом количественно может быть оценено отношением энергии, переданной элементу облученного вещества, к массе этого элемента
D=
dE
.
dm
(1)
Эту характеристику называют дозой излучения (поглощенной дозой излучения) D. Единицей поглощенной дозы является 1 грей (1 Гр) = 1 Дж/кг.
Внесистемная единица – один рад (1рад), который равен 0,01 Гр.
Мощность поглощенной дозы – это приращение dD поглощенной дозы за
время dt, деленное на этот промежуток dt: P = dD/dt. Единица мощности поглощенной дозы – грей в секунду, Гр/с. Внесистемная единица мощности поглощенной дозы – 1 Рад /сек.
Достоверное определение поглощенной дозы затруднительно, поэтому
пользуются понятием экспозиционной дозы Х, которая является мерой ионизации воздуха рентгеновскими и гамма-лучами.
9
За единицу экспозиционной дозы принят кулон на килограмм (Кл/кг). На
практике используют единицу, называемую рентгеном (Р), – экспозиционная
доза рентгеновского или гамма-излучения, при которой в результате полной
ионизации в 1 см3 сухого воздуха образуются заряды, несущие заряд, равный 1
ед. СГС заряда каждого знака. 1 Р = 0,000258 Кл/кг.
Между поглощенной и экспозиционной дозой существует прямопропорциональная зависимость:
D= f X,
(2)
где f – некоторый переходный коэффициент, зависящий от ряда причин, и прежде всего от облучаемого вещества и энергии фотонов.
Для воды и мягких тканей тела человека f = 1; следовательно, поглощенная доза, выраженная в радах, численно равна соответствующей экспозиционной дозе в рентгенах. Это и обусловливает удобство использования внесистемных единиц – рада и рентгена.
Активность А радиоактивного вещества – это число спонтанных ядерных
превращений dN в этом веществе за малый промежуток времени dt, деленное на
этот промежуток: А = dN/dt. Единицей измерения активности является беккерель (Бк), равный одному распаду в секунду (расп/с).
Внесистемная единица активности – кюри.
X
A
= Kγ 2 ,
t
r
(3)
X
можно рассматривать как мощность экспозиционной дозы; А – активt
ность; Kγ – гамма-постоянная вещества.
Для данного вида излучения биологическое действие тем больше, чем
больше доза излучения. Однако разные излучения при одной и той же поглощенной дозе оказывают разные воздействия.
Принято сравнивать биологический эффект разных излучений с соответствующими эффектами, вызванными рентгеновскими и гамма-излучениями.
Коэффициент k, показывающий, во сколько раз эффективность биологического действия данного вида излучения больше, чем рентгеновского или
гамма-излучения, при одинаковой дозе излучения в тканях, является коэффициентом качества.
Поглощенная доза совместно с коэффициентом качества дает представление о биологическом действии ионизирующего излучения, поэтому произведение Dk используют как единую меру этого действия и называют эквивалентной
дозой излучения Н
Н = Dk.
(4)
где
10
Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв). Внесистемная единица эквивалентной дозы – 1 бэр (биологический эквивалент рентгена).
1 бэр = 0,01 Зв.
4. Биологическое действие ионизирующих излучений
Биологическое действие ионизирующего излучения – это совокупность
процессов в живом организме, возникающих под действием излучения. В результате облучения в живой ткани поглощается энергия и возникает ионизация
молекул облучаемого вещества.
Ионизация живых тканей сопровождается возбуждением молекул, что ведет к разрыву молекулярных связей и к изменению химической структуры различных соединений. Так как вода является основным компонентом тела человека (до 80%), то первичные процессы во многом связаны с поглощением энергии излучения водой, ионизацией молекул воды и образованием высокоактивных в химическом отношении свободных радикалов типа ОН• или Н•. В дальнейшем эти радикалы становятся центрами цепных каталитических реакций,
связанных в основном с окислением этими радикалами молекул белка. В клетках возникают нарушения.
Рассмотрим некоторые общие закономерности, характерные для биологического действия ионизирующих излучений:
– значительные биологические нарушения вызываются ничтожно малыми
количествами поглощенной энергии излучения;
– ионизирующие действие проявляется не только в биологическом объекте, подвергнутом облучения, но и в последующих поколениях, что происходит
через наследственный аппарат клеток;
– для биологического действия ионизирующего излучения характерен
скрытый (латентный) период. Разные части клетки по-разному чувствительны к
одной и той же дозе ионизирующего излучения. Наиболее чувствительным к
действию излучения является ядро клетки;
– одним из коварных свойств ионизирующей радиации являются суммарное, кумулятивное действие на организм. Каждая доза оставляет глубокий след
в организме, их действие суммируется.
Лучевая болезнь. При дозе 0,25 – 0,5 Гр могут наблюдаться временные
изменения в крови, которые быстро нормализуются. В интервале дозы 0,5 – 1,5
Гр возникает чувство усталости, при этой дозе у некоторых облученных (до 10
%) может наблюдаться рвота, умеренные изменения в крови. При дозе 1,5 – 2
Гр наблюдается легкая форма лучевой болезни, у 30 – 50 % облученных – рвота
в первые сутки после облучения.
Лучевая болезнь средней тяжести при дозе 2,5 – 4 Гр. Почти у всех облученных в первые сутки тошнота, рвота, резко снижается содержание лейкоци11
тов в крови, подкожные кровоизлияния, у 20% возможен смертный исход,
смерть наблюдается через 2 – 6 недель после облучения.
При дозе 4 – 6 Гр тяжелая форма лучевой болезни, у 50% смерть в течение первого месяца.
При дозах свыше 6 Гр крайне тяжелая форма лучевой болезни, которая
почти в 100% заканчивается смертью от кровоизлияния или инфекционных заболеваний.
5. Санитарные нормы и правила радиационной безопасности
Санитарные нормы и правила радиационной безопасности – нормативные
правовые акты, устанавливающие санитарные требования по защите людей от
радиационного воздействия. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99) применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения. В основе нормирования воздействия ионизирующих излучений на
людей лежат три принципа радиационной безопасности:
а) непревышение установленного дозового предела;
б) исключение всякого необоснованного облучения;
в) снижение дозы облучения до возможного низкого уровня.
Нормы распространяются на следующие виды воздействия ионизирующих излучений:
– в результате радиационной аварии;
– от природных источников излучения;
– при медицинском облучении.
Главной целью радиационной безопасности (РБ) является охрана здоровья населения (включая персонал) от вредного воздействия ионизирующего излучения путем соблюдения основных принципов и норм РБ без необоснованных ограничений полезной деятельности при использовании излучения в различных областях хозяйства, в науке и медицине. Основу системы РБ, сформулированной в Нормах, составляют современные международные научные рекомендации, опыт стран, достигших высокого уровня радиационной защиты
населения, и отечественный опыт. Данные мировой науки показывают, что соблюдение международных норм безопасности, которые легли в основу Норм,
надежно гарантирует безопасность работающих с источниками излучения и
всего населения.
Согласно нормам радиационной безопасности НРБ-99 облучаемые лица
подразделяются на следующие категории:
А – персонал, который постоянно или временно работает непосредственно с источниками ионизирующих излучений;
Б – ограниченная часть населения, которая не работает непосредственно с
источниками излучений, но по условиям проживания или работы может подвергаться облучению;
12
В – обычное население.
В порядке убывания чувствительности к ионизирующим излучениям установлены 3 группы критических органов, облучение которых принимает наибольший вред здоровью:
1) тело, гонады, красный костный мозг;
2) щитовидная железа, мышцы, жировая ткань, печень, почки, селезенка,
ЖКТ, легкие, хрусталик глаза;
3) кожный покров, костная ткань, кости предплечья, лодыжки и стопы.
В Нормах регламентируются требования к ограничению техногенного облучения в нормальных условиях эксплуатации. Для категорий облучаемых лиц
устанавливаются 3 класса нормативов:
1) основные пределы доз (ПД);
2) допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся
производными от основных пределов доз:
– пределы годового поступления (ПГП),
– среднегодовые допустимые объемные активности (ДОА),
– среднегодовые допустимые удельные активности (ДУА) и др.;
3) контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков и
др.); их значения должны учитывать достигнутый в организации уровень РБ и
обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.
Пределы эффективной дозы (в год в среднем за любые последовательные
5 лет), мЗв:
– персонал (группа А) – 20 мЗв, но не более 50 мЗв в год;
– население 1 мЗв, но не более 5 мЗв в год.
Основные ПД, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А. Далее все нормативные значения по категории "персонал" приводятся только для группы А.
Пределы эквивалентной дозы (в год), мЗв:
– хрусталик глаза – для персонала 150, для населения – 15.
– кожа – 500 и 50.
– кисти и стопы – 500 и 50.
Пределы эффективной дозы от годового поступления радионуклидов через органы дыхания взяты равными 20 мЗв в год для персонала и 1 мЗв в год
для населения.
Планируемое облучение персонала группы А выше установленных пределов доз при ликвидации или предотвращении аварии может быть разрешено
только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения. Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин старше
30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья. Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозах
13
не более двукратных значений, приведенных выше, допускается с разрешения
территориальных органов госсанэпиднадзора, а облучение в эффективной дозе
до 200 мЗв в год и четырехкратных значений эквивалентных доз – только с разрешения федерального органа госсанэпиднадзора.
Повышенное облучение не допускается: для работников, ранее уже облученных в течение года в результате аварии или запланированного повышенного
облучения с эффективной дозой 200 мЗв или с эквивалентной дозой, превышающей в 4 раза указанные ПД; для лиц, имеющих медицинские противопоказания для работы с источниками излучения.
Лица, подвергшиеся облучению в эффективной дозе, превышающей 100
мЗв в течение года, при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению
в дозе свыше 20 мЗв в год. Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года – потенциально опасное. Работников, получивших такую дозу, следует немедленно выводить из зоны облучения и направлять на медицинское обследование. Последующая работа с источниками излучения этим лицам может
быть разрешена только в индивидуальном порядке с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии. Лица, не относящиеся к персоналу, но привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ,
должны быть оформлены и допущены к работам как персонал группы А.
Ограничение природного облучения. Допустимое значение эффективной дозы, обусловленной суммарным воздействием природных источников излучения, для населения не устанавливается. При проектировании новых жилых
и общественных зданий должно быть предусмотрено, чтобы среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность (ЭРОА) изотопов радона и тория
в воздухе помещений не превышала 100 Бк/м3, а мощность эффективной дозы
гамма-излучения не превышала мощность дозы на открытой местности более
чем на 0,3 мкЗв/ч.
Эффективная удельная активность (Аэфф) природных радионуклидов в
строительных материалах (щебень, гравий, песок, бутовый и пиленый камень,
цементное и кирпичное сырье и пр.), добываемых на их месторождениях или
являющихся побочным продуктом промышленности, а также отходы промышленного производства, используемые для изготовления строительных материалов (золы, шлаки и пр.), не должна превышать:
– для материалов, используемых в строящихся и реконструируемых жилых и общественных зданиях (I класс): Аэфф ≤ 370 Бк/кг,
– для материалов, используемых в дорожном строительстве в пределах
территории населенных пунктов и зон перспективной застройки, а также при
возведении производственных сооружений (II класс): Аэфф ≤ 740 Бк/кг;
– для материалов, используемых в дорожном строительстве вне населенных пунктов (III класс): Аэфф ≤ 1,5 кБк/кг.
Эффективная доза облучения природными источниками излучения всех
работников, включая персонал, не должна превышать 5 мЗв в год в производст14
венных условиях (любые профессии и производства). Предельная мощность
эффективной дозы гамма-излучения на рабочем месте – 2,5 мкЗв/ч;
Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ–99) устанавливают требования по защите людей от вредного
радиационного воздействия при всех условиях облучения от источников ионизирующего излучения; являются обязательными при проектировании, строительстве, эксплуатации, реконструкции, перепрофилировании и выводе из эксплуатации радиационных объектов.
Радиационная безопасность (РБ) на объекте и вокруг него обеспечивается:
– качеством проекта радиационного объекта;
– обоснованным выбором района и площадки для размещения радиационного объекта;
– физической защитой источников излучения;
– зонированием территории вокруг наиболее опасных объектов и внутри
них;
– условиями эксплуатации технологических систем;
– санитарно-эпидемиологической оценкой и лицензированием деятельности объекта;
– санитарно-эпидемиологической оценкой изделий и технологий;
– наличием системы радиационного контроля;
– планированием и проведением мероприятий по обеспечению РБ персонала и населения при нормальной работе объекта, реконструкции и выводе из
эксплуатации;
– повышением радиационно-гигиенической грамотности персонала и населения.
РБ персонала обеспечивается:
– ограничениями допуска к работе с источниками излучения по возрасту
и полу, по состоянию здоровья, уровню предыдущего облучения и др. показателям;
– знанием и соблюдением правил работы с источниками излучения;
– достаточностью защитных барьеров, экранов и расстояния от источников излучения, а также ограничением времени работы с источниками излучения;
– созданием условий труда, отвечающих требованиям ОСПОРБ-9 и НРБ99;
– применением средств индивидуальной защиты;
– соблюдением установленных контрольных уровней;
– организацией радиационного контроля;
– организацией системы информации о радиационной обстановке;
– проведением эффективных мероприятий по защите персонала при получении повышенного облучения в случае радиационной аварии;
РБ населения обеспечивается:
15
– созданием условий жизнедеятельности людей, отвечающих требованиям НРБ-99 и ОСПОРБ-99;
– установлением квот на облучение от разных источников излучения;
– организацией радиационного контроля;
– эффективностью планирования и проведения мероприятий по радиационной защите в нормальных условиях и в случае радиационной аварии;
– организацией системы информации о радиационной обстановке.
При разработке мероприятий по снижению доз облучения персонала и населения следует исходить из следующих основных положений:
– индивидуальные дозы должны в первую очередь снижаться там, где они
превышают допустимый уровень облучения;
– мероприятия по коллективной защите людей в первую очередь должны
осуществляться в отношении тех источников излучения, где возможно достичь
наибольшего снижения коллективной дозы облучения при минимальных затратах;
– снижение доз от каждого источника излучения должно прежде всего
достигаться за счет уменьшения облучения критических групп для этого источника излучения.
Применение радиоактивных веществ в различных областях хозяйства путем их введения в вырабатываемую продукцию (независимо от физического состояния продукции) разрешается при наличии санитарно-эпидемиологического
заключения, выдаваемого федеральным органом исполнительной власти, уполномоченным осуществлять госсанэпиднадзор.
В ОСПОРБ-99 приводится классификация радиационных объектов по потенциальной опасности и требования к их проектированию. Потенциальная
опасность радиационного объекта определяется его возможным радиационным
воздействием на население при радиационной аварии. Потенциально более
опасными являются радиационные объекты, в результате деятельности которых
при аварии возможно облучение не только работников объекта, но и населения.
Наименее опасными радиационными объектами являются те, где исключена
возможность облучения лиц, не относящихся к персоналу. По потенциальной
радиационной опасности установлены 4 категории радиационных объектов:
I категория – при аварии возможно радиационное воздействие на население и могут потребоваться меры по защите населения;
I I категория – радиационное воздействие при аварии ограничивается территорией санитарно-защитной зоны;
I I I категория – радиационное воздействие при аварии ограничивается
территорией объекта;
I V категория — радиационное воздействие при аварии ограничивается
помещениями, где проводятся работы с источниками излучения.
Категория радиационных объектов должна устанавливаться на этапе их
проектирования по согласованию с органами государственного надзора в области обеспечения РБ. Для действующих объектов категории устанавливаются
16
администрацией по согласованию с органами государственного санитарноэпидемиологического надзора.
Проектирование защиты от внешнего ионизирующего излучения должно
выполняться с учетом:
– назначения помещений;
– категорий облучаемых лиц;
– длительностью облучения.
6. Защита от ионизирующих излучений
К основным методам защиты относятся [4]:
– использование источников с минимально возможным выходом ионизирующих излучений (защита количеством);
– ограничение времени работ с источником (защита временем);
– удаление рабочего места от источника (защита расстоянием);
– экранирование (защита материалом).
Методы защиты временем и расстоянием можно проиллюстрировать на
модели точечного источника гамма-излучения, для которого
X
A
= Kγ 2 .
t
r
(5)
Отсюда видно, что чем больше время и чем меньше расстояние, тем
больше экспозиционная доза.
Различают защиту от внешнего облучения, возникающего при работе с
закрытыми источниками излучения, и защиту от внутреннего облучения при
работе с открытыми источниками излучений. К закрытым относят источники
ионизирующих излучений, устройство которых исключает попадание радиоактивных веществ в окружающую среду.
Расчет защиты установок с источниками излучений осуществляется в
следующем порядке:
1. Определяют характеристики источника ионизирующего излучения;
2. Предельно допустимые уровни облучения;
3. Проектирование защиты выполняется с учетом назначения помещения
и в зависимости от категории облучаемых лиц и длительности облучения;
4. Рассчитывают мощность эквивалентной дозы облучения Рэкв в помещении без защиты;
5. Определяют требуемую кратность ослабления излучения защиты К.
Коэффициент кратности ослабления определяется по формуле:
К = Ро/Рх,
17
(6)
где Ро – замеренная на рабочем месте мощность дозы; Рх – предельно допустимая мощность дозы для данных условий.
Необходимая толщина экрана из свинца определяется по специальному
графику в зависимости от энергии излучения и кратности ослабления.
Если для защиты используются экраны из других материалов (бетон, кирпич, вода), то можно сделать перерасчет защиты по значениям плотностей,
пользуясь соотношением d1ρ1 = d2ρ2, где d1 – толщина экрана из свинца; ρ1 –
плотность свинца; d2 и ρ2 – толщина и плотность искомого материала.
Основными источниками ионизирующих излучений в электронной промышленности и в профильных научных лабораториях являются рентгеновские
аппараты (с напряжением 40–1000 кВ), плотномеры, дефектоскопы, радионуклиды (Co, Cs, Ir, Tm) и ускорители заряженных частиц (бетатрон с энергией от
6 до 35 МэВ).
Защиту от гамма-излучений радионуклидов можно рассчитывать по универсальным таблицам и номограммам.
Если источником излучения в дефектоскопе является рентгеновская трубка, для характеристики поля излучения пользуются понятием лучевая отдача
трубки. Под лучевой отдачей трубки Рт понимается мощность экспозиционной
дозы, создаваемая на расстояние 1 м при токе 1мА.
Толщина экрана от воздействия рентгеновского излучения трубки определяется по специальной номограмме, построенной по ослаблению широкого
пучка рентгеновского излучения.
Защиту радиационно-технических установок принято разделять на 3
группы: водяная защита (источник хранится в бассейне с водой ); смешанная
защита (для ослабления излучения используются как жидкие, так и твердые материалы ); сухая защита (источник в сухой защите или бетонной камере).
7. Дозиметрический контроль
Опасность поражения людей радиоактивными веществами требует быстрого выявления и оценки радиационной обстановки в условиях заражения
[5,6,7]. Организация радиационного наблюдения призвана обеспечить предупреждение населения об опасности заражения. За состоянием атмосферы постоянно ведут наблюдение посты метеорологической службы, которые следят
за радиационным и химическим заражением.
При ядерном взрыве, авариях на АЭС и предприятиях по переработке и
хранению ядерных отходов большое количество радиоактивных веществ оказывается выброшенным в окружающую среду. Радиоактивные вещества, подвергаясь ядерному распаду, становятся источниками мощного ионизирующего
излучения: потока движущихся с огромной скоростью элементарных частиц –
нейтронов, протонов, бета и альфа-частиц, а также гамма-излучения. Они заражают местность и находящихся на ней людей, объекты, имущество и различные предметы.
18
Поражение людей может быть вызвано при непосредственном попадании
отравляющих и сильнодействующих ядовитых веществ на них, в результате соприкосновения людей с зараженной почвой и предметами, употребления зараженных продуктов и воды, а также при вдыхании зараженного воздуха.
Дозиметрический контроль включает контроль облучения личного состава служб ЧС, радиоактивного и химического загрязнения людей, техники, материальных средств, продовольствия, воды и объектов внешней среды.
Задачи дозиметрического контроля определяются особенностями и
масштабами практической деятельности и, в первую очередь, направлены на
достижение следующих целей:
–
подтверждения соответствия требованиям санитарного законодательства
радиационно-гигиенических условий и выявление радиационной опасности;
–
расчета текущих и прогнозируемых уровней облучения населения, а
также техники, материальных средств, продовольствия, воды и объектов внешней среды;
–
обеспечения исходной информации для расчета доз и принятия решений
в случае аварийного облучения, подтверждения качества и эффективности радиационной защиты людей.
Данные дозиметрического контроля могут быть использованы также для:
– совершенствования применяемых и разработки новых технологий;
– предоставления населению информации, которая позволяет им понять как,
где и когда они были облучены, что в свою очередь, поможет им в дальнейшем
избегать дополнительного облучения;
– сопровождения обязательного медицинского обследования населения;
– эпидемиологического наблюдения за облученными контингентами.
В целях своевременного оповещения населения о возможном радиационном заражении службы радиационной разведки гражданской обороны располагают соответствующими приборами, которыми можно контролировать состояние окружающей среды.
8. Методы обнаружения ионизирующих излучений
Обнаружение ионизирующих излучений основывается на их способности
ионизировать и возбуждать атомы и молекулы среды, в которой они распространяются. Такие процессы изменяют физико-химические свойства облучаемой среды, которые могут быть обнаружены и измерены.
К таким изменениям среды относятся:
– изменение электропроводности веществ (газов, жидкостей, твердых материалов);
– люминесценция (свечение) некоторых веществ;
– засвечивание фотопленок;
– изменение цвета, окраски, прозрачности, сопротивления электрическому
току некоторых химических растворов и др.
19
Взяв за основу эти явления, для регистрации и измерения ионизирующих
излучений используют фотографический, химический, сцинтилляционный и
ионизационный методы.
Фотографический метод основан на измерении степени почернения фотоэмульсии под воздействием радиоактивных излучений. Гамма-лучи, воздействуя на молекулы бромистого серебра, содержащегося в фотоэмульсии, выбивают из них электроны связи. При этом образуются мельчайшие кристаллики
серебра, которые и вызывают почернение фотопленки при ее проявлении.
Сравнивая почернение пленки с эталоном, можно определить полученную
пленкой дозу облучения, так как интенсивность почернения пропорциональна
дозе облучения.
Химический метод основан на определении изменений цвета некоторых
химических веществ под воздействием радиоактивных излучений. Так, например, хлороформ при облучении распадается с образованием соляной кислоты,
которая, накопившись в определенном количестве, воздействует на индикатор,
добавленный к хлороформу. Интенсивность окрашивания индикатора зависит
от количества соляной кислоты, образовавшейся под воздействием радиоактивного излучения, а количество образовавшейся соляной кислоты пропорционально дозе радиоактивного облучения. Двухвалентное железо в кислой среде
окисляется в трехвалентное под воздействием свободных радикалов HO2 и ОН,
образующихся в воде при её облучении. Трехвалентное железо с красителем
дает цветную реакцию. По плотности окраски судят о дозе излучения (поглощенной энергии).
Сравнивая окраску раствора с имеющимися эталонами, можно определить дозу радиоактивных излучений, воздействовавших на раствор. На этом
методе основан принцип работы химических дозиметров ДП-70 и ДП-70 МП.
Термолюминесцентный метод основан на использовании активированных добавками веществ, надолго запасающих энергию, переданную им излучением, и освобождающих ее при нагревании в виде фотонов термолюминесценции. В качестве люминофоров используются вещества LiF, Li2B4O7, MgB4,
CaSO4, CaF2 активированные магнием, фосфором, медью и титаном.
Монокристаллы корунда(Al2O3) высокочувствительны, но обладают
значительной зависимостью чувствительности от энергии фотонов, поэтому
требуют применения кассет с компенсирующими фильтрами. Детекторы из
фторида лития (LiF) тканеэквивалентны, имеют слабую зависимость чувствительности от энергии фотонов и применимы для индивидуального дозиметрического контроля (ИДК) персонала работающих в полях рентгеновского и гамма-излучений без переградуировки. Монокристаллы фторида лития, активированные магнием, фосфором и медью также имеют высокую чувствительность,
но предъявляют высокие требования к воспроизведению температурного режима нагревательным элементом считывающего устройства и при нагревании
выше 240°С, быстро деградируют.
20
Сцинтилляционный метод основан на том, что под воздействием радиоактивных излучений некоторые вещества (сернистый цинк, йодистый натрий, вольфрамат кальция и др.) испускают фотоны видимого света. Возникшие
при этом вспышки света (сцинтилляции) могут быть зарегистрированы. Количество вспышек пропорционально интенсивности излучения.
Ионизационный метод основан на том, что под воздействием радиоактивных излучений в изолированном объеме происходит ионизация газов. При
этом нейтральные молекулы и атомы газа разделяются на пары: положительные
ионы и электроны. Если в облучаемом объеме создать электрическое поле, то
под воздействием сил электрического поля электроны, имеющие отрицательный заряд, будут перемещаться к аноду, а положительно заряженные ионы – к
катоду, то есть между электродами будет проходить электрический ток, называемый ионизационным током. Чем больше интенсивность, а следовательно, и
ионизирующая способность радиоактивных излучений, тем выше сила ионизационного тока. Это дает возможность, измеряя силу ионизационного тока, определять интенсивность радиоактивных излучений. Данный метод является основным, и его используют почти во всех дозиметрических приборах.
Газоразрядный счетчик используется для измерения радиоактивных излучений малой интенсивности. Высокая чувствительность счетчика позволяет
измерять интенсивность излучения в десятки тысяч раз меньше той, которую
удается измерить ионизационной камерой.
Газоразрядный счетчик представляет собой полый герметичный металлический или стеклянный цилиндр, заполненный разряженной смесью инертных
газов (аргон, неон) с некоторыми добавками, улучшающими работу счетчика
(пары спирта). Внутри цилиндра, вдоль его оси, натянута тонкая металлическая
нить (анод), изолированная от цилиндра. Катодом служит металлический корпус или тонкий слой металла, нанесенный на внутреннюю поверхность стеклянного корпуса счетчика. К металлической нити и токопроводящему слою
(катоду) подают напряжение электрического тока.
В газоразрядных счетчиках используют принцип усиления газового разряда. В отсутствие радиоактивного излучения свободных ионов в объеме счетчика нет. Следовательно, в цепи счетчика электрического тока также нет. При
воздействии радиоактивных излучений в рабочем объеме счетчика образуются
заряженные частицы. Электроны, двигаясь в электрическом поле к аноду счетчика, площадь которого значительно меньше площади катода, приобретают кинетическую энергию, достаточную для дополнительной ионизации атомов газовой среды. Выбитые при этом электроны также производят ионизацию. Таким образом, одна частица радиоактивного излучения, попавшая в объем смеси
газового счетчика, вызывает образование лавины свободных электронов. На
нити счетчика собирается большое количество электронов. В результате этого
положительный потенциал резко уменьшается и возникает электрический импульс. Регистрируя количество импульсов тока, возникающих в единицу времени, можно судить об интенсивности радиоактивных излучений.
21
9. Дозиметрические приборы
За последние 30 – 40 лет в связи с бурным развитием электроники созданы новые современные приборы для регистрации всех видов ионизирующего
излучения, что оказало существенное влияние на качество и достоверность измерений. Повысилась надежность средств измерения, значительно снизились
энергопотребление, габариты, масса приборов, повысилось разнообразие и
расширилась сфера их применения.
Дозиметрические приборы предназначаются для:
1. Контроля облучения – получения данных о поглощенных или экспозиционных дозах излучения людьми и сельскохозяйственными животными;
2. Контроля радиоактивного заражения радиоактивными веществами людей, сельскохозяйственных животных, а также техники, транспорта, оборудования, средств индивидуальной защиты, одежды, продовольствия, воды, фуража и других объектов;
3. Радиационной разведки – определения уровня радиации на местности.
Кроме того, с помощью дозиметрических приборов может быть определена наведенная радиоактивность облученных нейтронными потоками различных технических средств, предметов и грунта. Для радиационной (химической)
разведки и дозиметрического контроля на объекте используют дозиметры и измерители мощности экспозиционной дозы.
Дозиметрические приборы подразделяются на следующие основные
группы:
1. Дозиметры – приборы для измерения дозы ионизирующего излучения
(экспозиционной, поглощенной, эквивалентной), а также коэффициента качества.
2. Радиометры – приборы для измерения плотности потока ионизирующего излучения.
3. Универсальные приборы — устройства, совмещающие функции дозиметра и радиометра, радиометра и спектрометра и пр.
4. Спектрометры ионизирующих излучений – приборы, измеряющие распределение (спектр) величин, характеризующих поле ионизирующих излучений.
По методологическому назначению приборы и установки для регистрации ионизирующих излучений подразделяются на образцовые и рабочие. Образцовые приборы и установки предназначены для поверки по ним других
средств измерений, как рабочих, так и образцовых, менее высокой точности.
Заметим, что образцовые приборы запрещается использовать в качестве рабочих. Рабочие приборы и установки – средства для регистрации и исследования
ионизирующих излучений в экспериментальной и прикладной ядерной физике
и многих других областях народного хозяйства.
22
Приборы для регистрации ионизирующего излучения разделяются также
по виду измеряемого излучения, по эффекту взаимодействия излучения с веществом (ионизационные, сцинтилляционные, фотографические и т. д.) и другим
признакам.
По оформлению приборы для регистрации ионизирующего излучения
подразделяют на стационарные, переносные и носимые, а также на приборы с
автономным питанием, питанием от электрической сети и не требующие затрат
энергии.
В зависимости от измеряемых физических величин, вида ионизирующего
излучения и области применения принято устанавливать типы дозиметрических
приборов и их обозначения. Тип детектора определяют по измеряемой величине (первая цифра), виду ионизирующего излучения (вторая цифра), области
применения (третья цифра).
Дозиметры применяются для дозиметрического контроля людей, измерения дозы облучения при контроле различных радиохимических процессов, при
воздействии ионизирующих излучений на растительность, живые объекты, различные вещества и материалы, измерения дозы в биологических тканях человека и животных с учетом биологической эффективности ионизирующих излучений и различного состава объекта облучения (ткань, кости и др.). Для выполнения перечисленных задач отечественная промышленность выпускает широкий
ассортимент дозиметров, образующих две группы приборов индивидуального и
стационарного назначения.
Дозиметрические приборы подразделяются на измерители дозы (дозиметры), измерители мощности дозы и интенсиметры. Измерителями дозы называют дозиметры, измеряющие экспозиционную или поглощенную дозу ионизирующего излучения. Измерители мощности дозы – дозиметры, измеряющие
мощность экспозиционной или поглощенной дозы ионизирующего излучения.
В качестве примера можно привести войсковой дозиметрический прибор
ДП-5В – измеритель мощности экспозиционной дозы излучения. ДП-5Б служит
для измерения уровней радиации на местности и радиоактивной зараженности
различных предметов.
Мощность гамма-излучения определяется в миллирентгенах или в рентгенах в час для той точки пространства, в которой помещен при измерениях
счетчик прибора. Кроме того, имеется возможность обнаружения бетаизлучения.
Измерения гамма-излучений прибором можно производить в интервале
температур воздуха от минус 40 до плюс 50°С, погрешность измерений в этом
интервале температур не превышает 0,35 – 0,7% на 1°С.
Питание прибора осуществляется от двух элементов типа 1,6 ПМЦ-Х-1,05
(КБ-1), обеспечивающих непрерывную работу в нормальных условиях в течение 40 ч. Масса прибора 2,1 кг.
При радиационной разведке местности прибор подвешивают на шею и
снимают показания прибора в разных точках.
23
В случае контроля радиоактивного заражения исследованию подвергаются кожные покровы людей, их одежда, сельскохозяйственные животные, различные предметы, техника, транспорт, продовольствие, вода и пр.
Примерами устройств для контроля индивидуального радиоактивного заражения являются комплекты индивидуальных дозиметров ДП-22В и ДП-24
предназначенные для определения экспозиционных доз гамма-облучения, получаемых людьми при работе на зараженной радиоактивными веществами местности или при работе с открытыми и закрытыми источниками ионизирующих
излучений.
Комплект ДП-22В состоит из 50 индивидуальных дозиметров карманных
прямопоказывающих типа ДКП-50-А и зарядного устройства, предназначенного для зарядки дозиметров.
Один комплект питания обеспечивает работу прибора продолжительностью не менее 30 ч.
Индивидуальный дозиметр ДКП-50-А служит для измерения экспозиционных доз гамма-излучения. Конструктивно он выполнен в форме авторучки.
Принцип действия прямопоказывающего дозиметра подобен действию
простейшего электроскопа. Когда дозиметр заряжается, между центральным
электродом с платинированной нитью и корпусом камеры создается напряжение. Поскольку нить и центральный электрод соединены друг с другом, они получают одноименный заряд и нить под влиянием сил электростатического отталкивания отклонится от центрального электрода. Путем регулирования зарядного напряжения нить может быть установлена на нуле шкалы. При воздействии радиоактивного излучения в камере образуется ионизационный ток, в результате чего заряд дозиметра уменьшается пропорционально дозе облучения и
нить движется по шкале, так как сила отталкивания ее от центрального электрода уменьшается по сравнению к первоначальной. Держа дозиметр против
света и наблюдая через окуляр за нитью, можно в любой момент произвести
отсчет полученной дозы облучения.
Дозиметр во время работы в районе действия гамма-излучения носится в
кармане одежды. Периодически наблюдая в окуляр дозиметра, определяют по
положению нити на шкале величину дозы облучения, полученную во время работы.
Измеритель мощности дозы ИМД-7 (дозиметр-радиометр МКС-07Н)
предназначен для измерения мощности и дозы фотонного ионизирующего излучения (рентгеновского и гамма), а также плотности потока альфа- или бетачастиц.
Дозиметр применяется для оперативного дозиметрического контроля
радиационной обстановки, при составлении радиационных карт местности и
исследовании радиационных аномалий, для обнаружения загрязнения одежды,
техники, зданий, сооружений и др. Может применяться как в качестве носимого, так и в качестве бортового и стационарного средства измерения.
24
Конструктивно он выполнен в виде базового блока в металлическом корпусе и выносных блоков детектирования альфа-, бета- и гамма-излучения. По
стойкости к внешним воздействующим факторам дозиметр относится к группам 1.6.4 и 1.10 ГОСТ РВ 20.39.304 и группам Д2а и G1 ГОСТ 27451-87. Рабочие условия эксплуатации прибора: –40°С…+55°С, 98% влажности при 35°С.
Прибор имеет звуковую и световую систему аварийной сигнализации превышения устанавливаемых порогов, возможность запоминания до 500 результатов
измерения и подсветку индикатора. Блочное построение прибора позволяет
комплектовать его при заказе под решаемые задачи и обеспечивает взаимозаменяемость блоков детектирования из различных комплектов. Алгоритм работы прибора позволяет получить достоверную информацию о радиационной обстановке с оценкой статистического разброса измерений в течение одного измерения и так же использовать его в качестве бортового средства измерения в
процессе движения транспортного средства.
Комплект ИД-1 предназначен для измерения поглощённых доз гамманейтронного излучения. Он состоит из индивидуальных дозиметров ИД-1 и зарядного устройства ЗД-6.
В состав прибора входят: футляр с ремнями; удлинительная штанга; колодка питания к ДП-5А (Б) и делитель напряжения к ДП-5В; комплект эксплуатационной документации и запасного имущества; телефон и укладочный ящик.
Метод определения ионизационный. Диапазон измерения 20–500 рад.,
относительная погрешность ± 20%, работоспособен при температуре –50 –
+50°С, масса комплекта в футляре 1,5 кг.
Принцип работы дозиметра ИД-1 аналогичен принципу работы дозиметров для измерения экспозиционных доз гамма-, излучения (например, ДКП50А).
Сигнализатор-индикатор гамма-излучения СИГ РМ-1208 выполнен в
виде наручных часов. Высокопрочный, герметичный, водонепроницаемый корпус обеспечивает надежную работу прибора в любых условиях. РМ-1208 отличается прекрасным внешним видом (часовой кварцевый механизм швейцарского производства Ronda 763). Его современный стальной корпус обеспечивает
водонепроницаемость до 100 метров глубины.
Назначение прибора в измерении/индикации мощности амбиентной эквивалентной дозы гамма-излучения. Детектор устройства – газоразрядный счетчик. Диапазон энергий гамма-излучения – 0,06–1,5 МэВ. Диапазон измерения/индикаций: мощности дозы – 1 мкЗв/ч–40 мЗв/ч.
Дозиметр рентгеновского излучения клинический ДРК-1 предназначен для определения эффективной дозы облучения пациентов при медицинских
рентгенологических исследованиях, определения радиационного выхода рентгеновского излучения, мониторинга работы медицинских рентгеновских аппаратов. Прибор имеет детектор ионизационного типа.
25
Термолюминесцентные дозиметры ДТЛ-02 и ДИ-ТЛ-Б рассчитаны на
определение индивидуальной дозы гамма-излучения Их детекторы содержат
кристаллический фтористый литий, активированный Mg, Cu, Ti.
Стационарные дозиметры применяются чаще всего для осуществления
контроля над процессом облучения объектов до заранее заданных доз. Для дозиметрического контроля персонала стационарные дозиметры практически не
применяются.
Например, установка контрольная РЗА-05Д предназначена для контроля и сигнализации о загрязненности поверхности рук персонала альфаактивными веществами. Применяется в составе аппаратуры контроля радиационной безопасности на атомных электростанциях, теплоэлектростанциях, а
также в санпропускниках, саншлюзах, лабораториях предприятий и учреждений, применяющих радиоактивные вещества. Установка состоит из устройств
детектирования загрязненности рук альфа-активными веществами и встроенных устройств обработки и визуализации полученной информации.
Бортовой измеритель мощности дозы ДП-3Б предназначен для определения уровней радиации на местности, зараженной радиоактивными веществами. Его можно устанавливать на автомобилях, самолетах, вертолетах, речных
катерах, тепловозах, а также в убежищах и противорадиационных укрытиях.
Питание прибора осуществляется от источников постоянного тока напряжением 12 или 26В. В комплект прибора входит: измерительный пульт, выносной
блок, кабель питания, кабель для соединения пульта с выносным блоком, крепежные скобы, техническая документация и вспомогательные принадлежности.
Стационарный радиационный пороговый сигнализатор СРПС-04
«Дозор» может использоваться как в качестве пешеходного или транспортного
детектора радиоактивных и делящихся материалов, так и для контроля радиационного состояния объекта в стационарном режиме.
Устройство предназначено для обнаружения радиоактивных источников
по повышению гамма-фона в местах расположения блоков детектирования.
10. Применение приборов радиационной разведки, контроля
радиоактивного заражения и облучения
Радиационная разведка организуется и осуществляется на основе данных
прогноза о районах возможного радиоактивного загрязнения и сложившейся
радиационной обстановки. Специфика радиационной разведки определяется
особенностями формирования радиационной обстановки. Данные разведки используются для оценки возможного уровня внешнего и внутреннего облучения
персонала объекта и населения, для установления необходимости эвакуации
(отселения) населения, установления режимов работы людей, привлекаемых
для локализации и ликвидации последствий аварии.
26
Радиационная разведка включает: обследование (контроль) территории
(акватории, воздушного пространства), зданий, сооружений, техники в целях
подтверждения факта их радиоактивного загрязнения; определение движения
загрязненного облака, мощности дозы и плотности радиоактивного загрязнения, обозначения радиационно опасных районов (участков) местности, отдельных объектов и маршрутов.
Радиационная разведка ведется на воздушных и наземных транспортных
средствах, а в некоторых случаях – пешим порядком.
Воздушные средства радиационной разведки, оснащенные бортовой аппаратурой аэрогамма-съемки, используются для оперативного выявления характера и масштабов радиационной обстановки.
Воздушная радиационная разведка, в зависимости от поставленных задач,
может осуществляться специально подготовленными авиационными экипажами на специально оборудованных самолетах и вертолетах.
Для наземной радиационной разведки применяются штатные машины радиационной и химической разведки УАЗ-469рх, БРДМ-2рх, РХМ, РСМ41-02, а
в условиях высоких уровней радиоактивного загрязнения – специально оборудованные инженерные машины разграждения (ИМР), машины «Комплект-1»,
«Комплект-2».
Наземная радиационная разведка района (участка) местности в зависимости от его площади и времени, установленного на разведку, ведется подразделением разведки в полном составе или по отделениям. Основным способом ведения разведки при этом могут быть способы параллельного галсирования или
«гребенка».
В зависимости от задач, поставленных перед подразделением (формированием) наземной радиационной разведки, выявление радиационной обстановки на автомобилях (бронетранспортерах) осуществляется проведением измерений мощностей доз на маршрутах движения (разведки), а также определением
характера и степени загрязнения территории с помощью гамма-спектрометра.
Измеренные через равные (фиксированные) расстояния на местности показатели мощности дозы отображаются на картах (план-схемах) с указанием
точек и времени замеров. При наличии на маршруте движения характерных
ориентиров мощность дозы (степень загрязнения) измеряется вблизи таких
ориентиров, которые также отображаются на карте. Результаты обследования
радиационной обстановки фиксируются в журнале.
При достижении заданных (граничных) значений мощности дозы (степени загрязнения) делается короткая остановка для обозначения этой точки знаком (указателем) ограждения и отбора проб почвы с заполнением паспорта на
пробу. При измерении мощности дозы непосредственно с машины необходимо
учитывать коэффициент ослабления излучений транспортным средством, а
также возможность вторичного радиоактивного загрязнения машины до такой
степени, при которой оно будет оказывать влияние на показание радиометрической аппаратуры.
27
Для осуществления радиационного обследования местности в особых условиях (ночью, зимой, при высоких уровнях радиоактивного загрязнения и т.
д.) требуется табельное оснащение разведформирований необходимыми техническими средствами (приборы ночного видения, средства ориентирования и
др.).
Необходимо учитывать, что снегопады и дожди способствуют более быстрому оседанию радиоактивных веществ, перемещению их на большие расстояния, накапливанию в кустарниках, оврагах, ложбинах, ямах, что приводит к
более высоким степеням загрязнения отдельных участков местности (локальные радиоактивные пятна).
Группы (расчеты, звенья) пешей наземной радиационной разведки выполняют задачи по оценке степени загрязнения труднопроходимых мест, районов и населенных пунктов, где невозможно проведение радиационной разведки на автомобилях. Обследование загрязненной территории проводится методом непрерывного замера мощности дозы. Через каждые 100-300 м проводятся
замеры мощности дозы и плотности загрязнения двумя приборами с нанесением на карту (план-схему) номер точки и времени замера. Маршрут движения
расчета (звена) пешей разведки определяется заблаговременно по данным прогноза и уточняется на основании первичных данных о радиационной обстановке, полученных после проведения воздушной разведки.
При проведении обследования населенного пункта производится обязательное измерение мощности дозы у входов в общественные здания, жилые
помещения, школы, детские дошкольные учреждения, клубы, магазины и другие места возможного скопления людей. При необходимости проводится обследование во дворах частных домов. В ходе разведки уточняется схема обследования населенного пункта и на нее наносятся дополнительные ориентиры,
позволяющие в дальнейшем точно установить места проведения измерений и
пробоотбора.
Приусадебные участки и территории, прилегающие к школам, детским
дошкольным учреждениям и т.д., обследуются по диагонали с проведением замеров не менее чем в трех характерных точках с одновременным отбором проб.
В случае обнаружения локальных очагов (участков с высокими уровнями
радиоактивного загрязнения, начиная с указанной (граничной) мощности дозы
(степени загрязнения), проводится их оконтуривание путем замера мощности
дозы по двум взаимно перпендикулярным направлениям, проходящим через
центр участка. Замеры производятся через каждые 5-10 м до установления величин мощности дозы менее установленных.
Окончательные результаты обследования загрязненной местности с указанием значений мощности дозы, времени и мест замеров и отбора проб вместе
с картами (план-схемами) направляются в органы управления и заинтересованные организации для принятия соответствующих решений.
Радиационная разведка в очаге аварии организуется на основе данных
прогнозирования возможной радиационной обстановки.
28
Руководство разведкой в очаге аварии осуществляется с командного
пункта руководителя работ по ликвидации радиационной аварии и ее последствий.
Разведка очага аварии, как правило, организуется с разных направлений,
на каждом из которых определяются рубежи ввода разведывательных групп
(дозоров) в очаг аварии. На рубежах ввода выставляются контрольные пункты.
Старшие контрольных пунктов (командиры, начальники подразделений, формирований) организуют ввод разведывательных групп в очаг аварии с данного
направления, обеспечение безопасности их действий, обобщают и докладывают
результаты руководителю разведки в очаге аварии.
Необходимое количество разведывательных групп (дозоров) на каждом
направлении определяется с учетом обстановки и объема задач. В целях обеспечения безопасности личного состава при ведении разведки в составе разведывательных групп (дозоров) должно быть не менее двух человек.
С личным составом разведывательных групп (дозоров), действующим в
очаге аварии, организуется и поддерживается постоянная радио-, проводная
или сигнальная связь (ракетами и т.п.).
Результаты разведки в очаге аварии обобщаются и докладываются руководителю работ по ликвидации радиационной аварии и ее последствий.
Разведывательные дозоры от подразделений разведки частей ликвидации
последствий аварии, выделяемые на корабли, суда и катера, используются для
ведения морской радиационной разведки. Основными задачами морской разведки являются: обнаружение радиоактивного загрязнения, измерение мощностей доз, установление и обозначение границ зон (районов, участков) радиоактивного загрязнения на островах и побережье; обнаружение и измерение радиоактивного загрязнения на судах и других плавсредствах, стоящих на рейдах;
взятие проб морской воды, грунта, планктона и т.д.
Радиационный контроль – контроль за соблюдением норм радиационной
безопасности и основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и иными источниками ионизирующего излучения, а также получение
информации об уровнях облучения людей и о радиационной обстановке на
объекте и в окружающей среде.
Выделяют дозиметрический и радиометрический контроль.
Дозиметрический контроль – комплекс организационных и технических
мероприятий по определению доз облучения людей с целью количественной
оценки эффекта воздействия на них ионизирующих излучений.
Радиометрический контроль – комплекс организационных и технических
мероприятий по определению интенсивности ионизирующего излучения радиоактивных веществ, содержащихся в окружающей среде или степени радиоактивного загрязнения людей, техники, сельскохозяйственные животных и растений, а также элементов окружающей природной среды,
Дозиметрический контроль ведется групповым и индивидуальным способами, для населения допускается производить расчетным путем по уровням из29
лучения и времени работы. По данным контроля определяются режим работы
формирований и необходимость направления на обследование в медицинские
учреждения.
Групповой контроль организуется командиром (начальником) с целью
получения данных о средних дозах облучения личного состава для определения
возможности дальнейшей работы. Для этого формирования обеспечиваются
измерителями дозы (дозиметрами) из расчета 1 – 2 дозиметра на группу людей
14 – 20 человек, действующих в одинаковых условиях обстановки.
Индивидуальный контроль проводится с целью получения данных о дозах
облучения каждого человека, которые необходимы для первичной диагностики
степени тяжести лучевого поражения. Личному составу формирований в этих
целях выдаются индивидуальные измерители мощности дозы (дозиметры).
Контроль облучения личного состава, находящегося на загрязненной радиоактивными веществами местности, проводится непрерывно. Суммарную дозу записывают в индивидуальную карточку учета доз облучения.
Командиры (начальники) подразделений сведения о дозах облучения в
письменном виде представляют по подчиненности.
Радиометрический контроль (контроль радиоактивного загрязнения) осуществляется с целью определить необходимость специальной обработки техники, используемой при ликвидации последствий радиационных аварий; санитарной обработки личного состава и населения после выхода из зон радиоактивного загрязнения; дезактивации зданий, сооружений, дорог, местности, одежды,
материальных средств; обеззараживания продовольствия и воды.
Контроль радиоактивного загрязнения зданий, сооружений, оборудования
и местности до и после дезактивации осуществляется непосредственно в зонах
загрязнения с помощью табельных приборов или путем взятия проб грунта,
мазков со зданий, сооружений, оборудования и обработки их в лабораториях.
Контроль радиоактивного загрязнения воды и продовольствия производится путем взятия проб и обработки их в лабораториях.
Для проведения контроля радиоактивного загрязнения привлекаются
группы (звенья) общей и специальной разведки, входящие в состав аварийноспасательных формирований.
Звенья радиометрического контроля проводят работы на пунктах специальной обработки (ПуСО), санитарно-обмывочных пунктах (СОП), станциях
обеззараживания одежды (СОО).
Личный состав, техника и транспорт формирований, подвергшихся радиоактивному загрязнению и прибывших для проведения полной специальной
обработки на ПуСО, проходят через контрольно-распределительный пункт
(КРП), который определяет степень загрязнения формирований после действий
на загрязненной местности. КРП организуется за счет дозиметристов разведывательных аварийно-спасательных формирований. При этом измеряется степень загрязненности людей и объектов, прибывших на пост, и определяется необходимый способ специальной обработки.
30
По мере пропуска личного состава и техники периодически проверяется
загрязненность рабочего места дозиметриста, при необходимости проводится
его дезактивация или перемещение в другое место.
Контроль радиоактивного загрязнения осуществляется двумя постами,
один из которых располагается на входе, а другой на выходе площадки ПуСО.
Характеристики основных приборов радиационной разведки, радиометрического и дозиметрического контроля приведены ниже.
11. Государственная политика в области обеспечения
ядерной и радиационной безопасности
Основными факторами, определяющими государственную политику в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности, являются:
– значительное увеличение в последние годы на территории Российской
Федерации ядерно и радиационно опасных объектов и материалов, предназначенных для ликвидации и утилизации и не используемых в интересах обороны
и экономики страны;
– необходимость переработки большого количества ядерных материалов,
облученных тепловыделяющих сборок ядерных реакторов, радиоактивных отходов, накопленных в результате создания ядерного оружия и производства
ядерных оружейных материалов, функционирования предприятий атомной
энергетики и промышленности, эксплуатации подводных лодок, надводных кораблей и судов с ядерными энергетическими установками, а также в результате
иных видов деятельности в области использования атомной энергии в Российской Федерации;
– усиление угроз со стороны радикальных террористических организаций,
в том числе международных, в отношении ядерно и радиационно опасных объектов и материалов; физическое старение ядерно и радиационно опасных объектов, а также систем, комплексов и средств физической и противопожарной
защиты и охраны таких объектов (далее – системы защиты);
– необходимость реабилитации территорий Российской Федерации, на
которых сложилась неблагополучная радиационная обстановка в результате несовершенства ядерных технологий на первых этапах деятельности по использованию атомной энергии, имевших место аварий на объектах использования
атомной энергии, испытаний ядерного оружия и воздействия природных источников ионизирующих излучений при осуществлении деятельности в нефтегазовом комплексе, топливно-энергетическом комплексе, горнодобывающей промышленности и строительной индустрии;
– существенное увеличение масштабов международного сотрудничества в
области ядерной и радиационной безопасности, необходимость повышения эффективности этого сотрудничества;
– недостаточность финансовых средств, выделяемых на решение проблем
в области ядерной и радиационной безопасности.
31
Целью государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности является последовательное снижение до приемлемого уровня техногенного воздействия на население и окружающую среду при
использовании атомной энергии и снижение до допустимых норм воздействия
природных источников ионизирующего излучения.
Для достижения этой цели необходимо обеспечить концентрацию усилий
и ресурсов на следующих приоритетных направлениях:
– совершенствование государственного управления и координации работ
в области ядерной и радиационной безопасности, в первую очередь государственной системы обеспечения радиационной безопасности Российской Федерации, осуществляемое с учетом международной практики;
– совершенствование государственного регулирования в области использования атомной энергии, включая повышение эффективности лицензионной
деятельности и экспертиз безопасности в этой области;
– усиление защиты ядерно и радиационно опасных объектов от вредного
влияния техногенных, природных факторов и террористических проявлений,
повышение защищенности населения и окружающей среды от воздействия неблагоприятных факторов, связанных с использованием атомной энергии, и
природных источников ионизирующих излучений;
– совершенствование систем и средств физической защиты объектов использования атомной энергии, повышение их противодиверсионной и антитеррористической устойчивости;
– интенсификация и совершенствование организации работ по утилизации выведенных из эксплуатации ядерно опасных объектов и материалов;
– реабилитация территорий Российской Федерации, на которых сложилась неблагополучная радиационная обстановка;
– проведение радиационно-эпидемиологических исследований для оценки
состояния здоровья лиц, подвергшихся радиационному воздействию;
– совершенствование медицинского обеспечения и системы реабилитации
персонала ядерно и радиационно опасных объектов и населения;
– повышение эффективности международного сотрудничества в области
ядерной и радиационной безопасности.
Для решения задач по повышению уровня ядерной и радиационной безопасности населения и окружающей среды необходимо:
1) внедрить современные методы и средства комплексного анализа и прогнозирования состояния ядерной и радиационной безопасности, а также управления им с использованием показателей рисков, в первую очередь обеспечить
развитие научно-методической базы и программных средств в целях анализа
безопасности ядерно и радиационно опасных объектов и материалов;
2) обеспечить разработку и внедрение:
– перспективных установок, оборудования, технологических процессов
с повышенным уровнем безопасности, в том числе ядерно и радиационно безопасных, а также взрыво- и пожаробезопасных технологий, современных техно32
логий безопасного ведения работ в области обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом, их утилизации и надежной изоляции,
перспективных ядерных реакторов с повышенным уровнем ядерной и радиационной безопасности, улучшенными технико-экономическими и эксплуатационными характеристиками;
– систем, комплексов и средств оперативной диагностики состояния
оборудования атомных электростанций, ядерных энергетических установок (в
том числе исследовательских);
– основанных на различных физических принципах перспективных
средств и методов радиационного контроля ядерно и радиационно опасных
объектов и материалов;
– коллективных и индивидуальных средств защиты персонала ядерно и
радиационно опасных объектов и населения, в том числе специальных медицинских средств защиты от воздействия ионизирующих излучений (радиопротекторы, средства борьбы с первичной реакцией на облучение, препараты выведения радионуклидов, медицинские диагностические и терапевтические
средства с малым побочным радиологическим эффектом);
– средств и технологий, обеспечивающих повышение эффективности
использования радиационной диагностики и радиоизотопной продукции в науке, промышленности, здравоохранении и сельском хозяйстве;
– систем и средств обеспечения изъятия, сохранности и утилизации
радиоактивных источников, в первую очередь радиоизотопных термоэлектрических генераторов;
– средств и методов снижения уровня облучения граждан на территории Российской Федерации радоном и другими природными радионуклидами,
поступившими в среду обитания человека из недр в результате природных процессов и деятельности по добыче, переработке и применению нефтепродуктов,
других видов минерального сырья и строительных материалов;
3) организовать и провести широкомасштабные обследования в целях выявления жилых и производственных помещений, характеризующихся неприемлемо высокими уровнями облучения радоном и продуктами его распада, организовать осуществление защитных мероприятий, разработать систему нормативных документов, касающихся снижения риска, связанного с облучением от
природных источников ионизирующего излучения, сформировать необходимую информационно-аналитическую базу и обеспечить ее ведение;
4) совершенствовать систему обучения персонала ядерно и радиационно
опасных объектов технике безопасности, в том числе с применением современных специализированных технических средств и учебно-методических разработок, а также с использованием элементов психологической подготовки к деятельности в экстремальных условиях;
5) создать тренажерную базу в области ядерной и радиационной безопасности, включая систему унифицированных индивидуальных и групповых тренажеров.
33
Список литературы
1. Белов С.В. Техносфера: Аспекты безопасности и экологичности. – М.:
Вестник МГТУ, 1998, сер. ЕН, №1.
2. Белов С.В. Безопасность жизнедеятельности – наука о выживании в
техносфере. – М.: ВИНИТИ, Обзорная информация. Проблемы безопасности
при чрезвычайных ситуациях, 1996, вып. 1.
3. Атаманюк В. Г., Ширшев Л. Г., Акимов Н. И. Гражданская оборона. –
Москва.: Высшая школа, 1986.
4. Защита объектов народного хозяйства от оружия массового поражения.
Справочник, / Г. П.Демиденко, Е. П. Кузьменко, П. П. Орлов и др., Киев, 1989
г.
5. Бобок С. А., Стародубец А. Н. Средства и способы выявления обстановки и защиты населения в чрезвычайных ситуациях. Учебное пособие. – Москва – 2004.
6. Максимов М.Т. Радиационные загрязнения и их измерения. – Москва.
1989.
7. Шубин Е.П. Гражданская оборона. – Москва, 1991.
34
Содержание
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
9.
10.
11.
Введение
Общие сведения
Явление радиоактивности
Ионизирующие излучения и их дозиметрия
Биологическое действие ионизирующих излучений
Санитарные нормы и правила радиационной
безопасности
Защита от ионизирующих излучений
Дозиметрический контроль
Методы обнаружения ионизирующих излучений
Дозиметрические приборы
Применение приборов радиационной разведки,
контроля радиоактивного заражения и облучения
Государственная политика в области обеспечения
ядерной и радиационной безопасности
Список литературы
35
3
6
8
9
11
12
17
18
19
22
26
31
34
Учебное издание
Защита территорий и населения при авариях
на ядерно и радиационно опасных объектах
Составитель:
Барашков Владимир Анатольевич
Подготовлено к публикации редакционно-издательским
отделом БИК СФУ
Подписано в печать 3.04.2012 г. Формат 60х84/16.
Бумага офсетная. Печать плоская.
Усл. печ. л. 2,1. Уч.-изд. л. 2,0.
Тираж 100 экз. Заказ 7440.
Редакционно-издательский отдел
Библиотечно-издательского комплекса
Сибирского федерального университета
660041, г. Красноярск, пр. Свободный, 79
Тел/факс (391)206-21-49. E-mail rio@sfu-kras.ru
http://rio.sfu-kras.ru
Отпечатано Полиграфическим центром
Библиотечно-издательского комплекса
Сибирского федерального университета
660041, г. Красноярск, пр. Свободный, 82а
Тел/факс (391)206-26-58, 206-26-49
E-mail: print_sfu@mail.ru; http://lib.sfu-kras.ru
36
Документ
Категория
Без категории
Просмотров
25
Размер файла
358 Кб
Теги
территории, ядерное, метод, защита, населения, авария, учеб, опасные, объекта, 1968, радиационном
1/--страниц
Пожаловаться на содержимое документа