CЕВАСТОПОЛЬСКИЙ НАЦИОНАЛЬНЫЙУНИВЕРСИТЕТ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ И ПРОМЫШЛЕННОСТИ
КОНТРОЛЬНАЯРАБОТА ПО ДИСЦИПЛИНЕ
Радиационнаябезопасность
Тема
Природа,источники, механизм взаимодействия с веществом, особенности воздействия наорганизм человека гамма-излучений
Выполнил: Студент заочногоотделения
Факультета ЯХТ
Д-34А
Бурак А.В.
Севастополь
2006
Содержание
1.Введение
2. Природа, источники, механизм взаимодействия с веществом,особенности воздействия на организм человека гамма-излучений
2.1 Радиоактивность
2.2 Гамма-распад
2.3 Контроль γ-излученияна АЭС и в окружающей среде
2.4 Материалы для защиты от гамма-излучения
2.5 Индивидуальная аварийная дозиметрия гамма-излучения
2.6 Особенности воздействия на организм человека гамма-излучений
Заключение
Литература
1.Введение
Урановаяруда добывалась в месторождениях между Чехословакией и Германией с 1500 года ииспользовалась для получения оранжевого цвета при производстве посуды, причемуран использовался для этих целей буквально до последнего времени. Блестящаяоранжевая посуда и предметы сервизов, изготовленные несколько десятков лет томуназад, при измерении счетчиком Гейгера «светят» десятки мР/час. В1896 году Анри Беккерель открыл, что эта руда может засвечивать фотопластинки втемном помещении. Работая в Париже с несколькими тоннами этой руды Мария и ПьерКюри установили, что излучение испускают не только соли урана, но и соли тория.Явление самопроизвольного излучения было названо радиоактивностью, а элементы,испускающие это излучение, — радиоактивными. При попытке получить уран в чистомвиде ученые открыли два новых элемента — полоний и радий, при этом был сделанважный вывод, что радиоактивность — свойство атомов радиоактивного элемента.Эрнест Резерфорд, изучая природу радиоактивного излучения радия, открыл, чтооно состоит из трех типов различных излучений, которые назвал так:
• альфа — отклоняется в магнитном поле, положительный заряд;
• бета — отклоняется в магнитном поле, отрицательный заряд;
• гамма — магнитное поле не влияет, заряд отсутствует;
гамма (g-излучение) –коротковолновое электромагнитное излучение с длиной волны
2. Природа, источники, механизмвзаимодействия с веществом, особенности воздействия на организм человекагамма-излучений
2.1 Радиоактивность
Радиоактивность– способностьрадионуклидов спонтанно превращаться в атомы других элементов, вследствиеперехода ядра с одного энергетического состояния в другое, что сопровождаетсяионизирующим излучением. В нормальном состоянии соотношение между количествомнейтронов и протонов в ядре строго определенное. Расстояние между ними, ихэнергия связи – минимальные, ядро устойчивое. В результате облучения нейтронами(или другими частицами), ядро переходит в возбужденное состояние. Через тот илииной промежуток времени оно переходит в устойчивое состояние, а избыточнаяэнергия превращается в радиоактивное излучение ядра. Процесс перехода ядер изнеустойчивого в устойчивое состояние с излучением избыточной энергии называетсярадиоактивным распадом. Основными видами радиоактивных излучений при распадеядер являются:
· гамма –излучение;
· бета – излучение;
· альфа –излучение;
· нейтронноеизлучение.
Гамма–излучение – электромагнитное излучение сдлиной волны
1. фотоэффект; 2.комптон– эффект;
3.образование электронно-позитронных пар.
КОМПТОН (Compton) АртурХолли (1892-1962), американский физик. Открыл и объяснил эффект, названный егоименем. Обнаружил полное внутреннее отражение рентгеновских лучей. Открылширотный эффект в космических лучах. Участник создания атомной бомбы.Нобелевская премия (1927). КОМПТОНА ЭФФЕКТ — открытое А. Комптоном (1922) упругоерассеяние электромагнитного излучения малых длин волн (рентгеновского игамма-излучения) на свободных электронах, сопровождающееся увеличением длиныволны. Комптона эффект подтвердил правильность квантовых представлений обэлектромагнитном излучении как о потоке фотонов и может рассматриваться какупругое столкновение двух «частиц» — фотона и электрона, при которомфотон передает электрону часть своей энергии (и импульса)
2.2 Гамма-распад
Третийвид радиоактивного распада, открытый первыми исследователями радиоактивности,был распад с испусканием γ-излучения.Большинство атомных ядер, возникающих при α- и β-распадах,образуются в возбужденных состояниях, в которых они пребывают конечное время,определяемое вероятностью распада. Переход ядра из возбужденного состояния восновное состояние или в состояние с меньшей энергией возбуждения можетпроисходить различными способами, в том числе путем испусканияэлектромагнитного γ-излучения.Из этого следует, что γ-излучение —это самопроизвольное коротковолновое электромагнитное излучение, испускаемоевозбужденными атомными ядрами. Переходы ядра из возбужденного состояния,сопровождающиеся испусканием γ-лучей,называются радиационными переходами. Радиационный переход может бытьоднократным, когда ядро, испустив один квант, сразу переходит в основное состояние,или каскадным, когда снятие возбуждения происходит в результатепоследовательного испускания нескольких γ-квантов. По своей физической природе γ-излучение представляет собой коротковолновоеэлектромагнитное излучение ядерного происхождения. Обычно при радиоактивномраспаде ядер, энергия ядерных γ-квантовзаключена в пределах примерно от 10 кэВ до 5 МэВ, а при ядерных реакцияхрождаются γ-кванты до 20 МэВ. Длина волны этого«жесткого» коротковолнового излучения составляет 10-8 — 10-11 см. Так как в γ-распаде не происходит рожденияпротона или нейтрона, то, в отличие от α- и β-распадов, каждый из которых являетсяядерным превращением, при γ-распадеядерного превращения не происходит. Если обозначить буквой P родительское ядро, то схема γ-распада будет иметь вид:
/> + γ +энергия. (1)
Звездочкасправа от символа P означает, чтоисходное ядро находится в возбужденном состоянии.
Пример:
/>+ γ (0,662 МэВ).
Переходы ядра из возбужденного в основное состояниепутем излучения γ-квантов происходят с различнойскоростью. Если переход осуществляется примерно за 10-12 сек, то γ-распад считается сопутствующим α- или β-распаду и часто не выделяется в отдельный тип. Еслиже скорость перехода составляет 10-11сек. и больше, то возбужденноеядро называют метастабильным, и тогда к его массовому числу дописывается буква m, например, Tc99m. Это особый радионуклид, который используется при радиодиагностическихмедицинских процедурах. Применение этого радионуклида уменьшает дозу, полученнуюпациентом, т.к. γ-излучение — единственное излучение,испускаемое данным нуклидом. Большинство γ-излучателей испускают параллельно еще и α- и β-частицы.которые приводят к росту дозы облучения пациента.
2.3 Контроль γ-излучения на АЭС и в окружающейсреде
Источниками проникающегогамма-излучения на АЭС является реактор, активированное оборудование итеплоноситель. Аварийные ситуации с ядерным топливом приводят к резкомуувеличению активности теплоносителя и соответствующему увеличению многихрадиационных параметров. Для выполнения требований законодательства на атомныхэлектростанциях создаются системы обезвреживания факторов вредного воздействияна окружающую среду и системы контроля. Система контроля за состоянием окружающейприродной среды (экологический мониторинг) в районе расположения АЭС создаетсяс целью надзора за безопасной эксплуатацией объекта на всех стадиях еесуществования и должна обеспечивать охрану здоровья персонала, населения иобъектов окружающей природной среды от загрязнения и вредного влияния. (Ст. 33.Закона Украины «Об использовании ядерной энергии и радиационной безопасности»).
Информация о состоянии загрязнения объектов внешней среды, обисточниках загрязнения, параметрах выбросов и сбросов загрязняющих веществ собъекта должна иметь необходимый и достаточный объем, достоверность и оперативность.Частота снятия показаний датчиков, лабораторных исследований, точки контроля,виды исследований и измерений должны определяться специальным документом:«Регламент контроля окружающей среды», который разрабатывается предприятием исогласовывается с Органами Госсаннадзора. Обязательному лабораторному контролюподлежат: приземный слой воздуха, атмосферные выпадения, грунтовые иповерхностные воды и донные отложения, водная растительность, рыба, моллюски(водоемов в районе размещения объекта), почва, растительность, животные,обитающие в данном районе. Примерный, объем контроля представлен в таблице1.
Таблица 1.Примерный объем контроля объектов окружающей средына АЭСОбъект контроля Что определяется Ориентировочная частота отбора проб, или измерений Примерное число точек наблюдения Примечание Мощность дозы гамма-излучения на местности Гамма — излучение Непрерывно с пом. системыACKPO1раз в год ТЛД, 1 раз в 6 мес—переносными приборами 15 — 20 50 — 100 По основным маршрутам движения персонала Атмосферный воздух Суммарная бета-активность, γ-спектрометрия Радионуклидный состав α, β 1 раз в 7 дней Объединенные пробы за месяц 15 — 20 γ-спектрометрия α-спектрометрия, радиохимическое определение. Атмосферные выпадения
Суммарная β-активность,
γ-спектрометрия Радионуклидный состав 1 в месяц 15 — 20 Планшеты Снег
Суммарная β-активность,
γ-спектрометрия Радионуклидн.состав 1 раз в год Объединенные пробы 30 — 40 Почва γ-спектрометрия Радионуклидный состав 1 раз в год 60 Пробы отбираются по кольцевому маршруту, на характ. ландшафтах Растительность γ-спектрометрия Радионукпидный состав 1 раз в год 60 Пробы отбираются на характ. лаидшафтах по радиусам Вода ПЛК, ХФК а также сбросных каналов АЭС
Суммарная β-активность,
γ-спектрометрия Радионуклидный состав Постоянные измерения По числу сбросов Возможен квази непрерывный контроль в местах сброса Вода водоемов, в т.ч. пруда-охладителя
Суммарная β-активность,
γ-спектрометрия Радионуклидный состав
1 раз в месяц
1 раз в квартал по объединенной пробе 5-20 С учетом водопользования Донные отложения и водоросли — II — 1 раз в год 5-20 С учетом водопользования Рыба — II — 1 раз в год 5-20 Животные — II — 1 раз в год 5-20 В «ближней» зонеАЭС Грунтовые воды — II — 1 раз в месяц По числу скважин По специальной программе Продукты питания местн.производства — II — 1 раз в год В пунктах проживания По специальной программе
Как мывидим, одним из обязательных аспектов радиационного контроля является контрольмощности дозы гамма-излучения и годовой дозы на местности в санитарно-защитнойзоне и зоне наблюдения. Радиационный технологический контроль на производствеобязательно включает в себя: контроль мощности дозы гамма-излучения вобслуживаемых, периодически обслуживаемых помещениях и на промплощадке АЭС;
2.4 Материалыдля защиты от гамма-излучения
Гамма-излучениенаиболее эффективно ослабляется материалами с большим атомным номером и высокойплотностью (свинец, сталь, бетон, магнетитовые и другие руды, свинцовоестекло).На АЭС в качестве материала для биологической защиты обычно используетсябетон, металлические конструкции и вода. Рассмотрим некоторые материалы,получившие широкое применение в качестве защиты от гамма-излучения.
Вода используется не только какзамедлитель нейтронов, но и как защитный материал от нейтронного излучениявследствие высокой плотности атомов водорода. При поглощении тепловых нейтроновядрами водорода по реакции H(n,γ)D, возникает захватное γ-излучение сэнергией E =2,23 МэВ. Захватное γ-излучение можно снизить, если применитьборированную воду. Тепловые нейтроны поглощаются бором по реакцииB(n,α)Li, а захватное излучение имеет энергию E = 0,5 МэВ. Конструктивноводяную защиту выполняют в виде заполненных водой секционных баков из стали илидругих материалов.
Полиэтилен(р = 0,93 г/см3,nн= 7,92 ·1022 ядер/см3) — термопластичный полимер(CnH2n), является лучшим замедлителем, чем вода. Применяютв виде листов, лент, прутков и т.п. на таких участках защиты, где температура tполиэтилена меньше tразмягчения=368К. Необходимоучитывать высокий коэффициент его линейного расширения (в 13 раз больше, чем ужелеза). С повышением t полиэтиленразмягчается, а затем загорается, образуя двуокись углерода и воду. Защитныесвойства от γ-излучения примерно такие же, как у воды. Для уменьшениязахватного γ-излучения в полиэтилен добавляют борсодержащие вещества.
Издругих водородсодержащих веществ используют различные пластмассы (полистирол,полипропилен) и гидриды металлов.
Железо — в виде изделий из стали и чугуна(прокат, поковка, дробь). Сталь (углеродистая и с легирующими элементами)является конструкционным материалом для изготовления узлов реакторных установок(корпус реактора, тепловая и радиационная защита, трубопроводы, различныемеханизмы, арматура для защиты из других материалов и т.п.). В стали сочетаютсяконструкционные и защитные свойства. Масса зашиты из стали от γ-излученияна 30% больше массы эквивалентной свинцовой защиты, однако повышенный расходматериала компенсируется лучшими конструкционными характеристиками стали. Поддействием тепловых нейтронов железо, являющееся основной составной частьюстали, активируется с образованием радионуклида 55Fe (Т1/2=45,1сут), излучающего фотоны (Eγ1= 1,1 МэВ; Eγ2=1,29МэВ). При захвате нейтронов атомами железа возникает захватное γ-излучение(Eγ =7,7 МэВ). При несовершенной конструкции реакторной установкизахватное γ-излучение в железных конструкциях тепловой защиты определяет выборзашиты от излучения. Следует обращать внимание на содержание в стали марганца,тантала и кобальта, так как наведенная γ-активность определяется восновном содержанием этих элементов стали. Сталь, подвергающаяся облучениюнейтронами высокой плотности, должна содержать не более 0,2% марганца, а тантали кобальт могут находиться лишь в виде следов. Захватное γ-излучение иостаточную активность можно в значительной степени уменьшить, если добавить всталь борное соединение и получить борную сталь. Бор интенсивно поглощаеттепловые нейтроны, при этом образуются легко поглощаемое γ-излучение (E=0,5 МэВ) и α-частицы. Борная сталь по механическим свойствам хужеконструкционной стали, очень хрупка и трудно поддается мехобработке.
Свинец используется для защиты в видеотливок (очехлованных стальными листами), листов, дроби. Из имеющихся дешевыхматериалов свинец обладает наиболее высокими защитными свойствами отγ-излучения. Его целесообразно использовать при необходимости ограниченияразмеров и массы защиты. Применение свинца ограничивается низкой температуройплавления (600 К). Защитные материалы вольфрам, тантал могут использоваться вгорячих зонах, в которых применение свища исключается. Использовать эти металлыдля защиты промышленных реакторов нецелесообразно, так как они крайне дороги.
Кадмий хорошо поглощает нейтроны с энергиейменьше 0,5 эВ. Листовой кадмий толщиной 0,1 см снижает плотность потока тепловых нейтронов в 109 раз. При этом возникает захватное γ-излучение сэнергией до 7,5 МэВ. Кадмий не обладает достаточно хорошими механическимисвойствами. Поэтому чаще применяют сплав кадмия со свинцом, который наряду схорошими защитными свойствами от нейтронного и γ-излучений имеет лучшиемеханические свойства чем свойства чистого кадмия.
Бетон является основным материалом длязащиты от излучений, если масса и размер защиты не ограничиваются другимиусловиями. Он состоит из заполнителей, связанных между собой цементом. В составцемента входят окислы кальция, кремния, алюминия, железа и легкие ядра, которыеинтенсивно поглощают γ-излучение и замедляют быстрые нейтроны в результатеупругого и неупругого столкновений. Поглощающая способность γ-излучениязависит от плотности бетона, которая может составлять 2,1 — 6,6 т/м3.Наибольшая плотность бетона при использовании заполнителя- железного скрапа(стальных шариков, проволоки, обрезков стального лома), наименьшая — прииспользовании песка и гравия. Конструкция бетонной защиты может быть монолитной(для больших реакторов) или состоять из отдельных блоков (небольших реакторов).Для снижения выхода захватного γ-излучения в бетон вводят вместозаполнителя до 3% B4C.
Основнымпоказателем защитных свойств материала по отношению к γ-излучению служит линейный коэффициент ослабленияплотности (мощности дозы) γ-излучения.Чем выше плотность материала тем больше μ (коэффициент ослабления), тем более высокими защитнымисвойствами обладает материал. Защитные свойства материалов улучшаются врезультате введения в них тяжелого компонента (железа, бария и др.). γ-излучение ослабляется за счет увеличенияплотности материала.
2.5 Индивидуальнаяаварийная дозиметрия гамма-излучения
Дозы γ-излучения наиболее точно измеряютрадиотермо- (РТЛ) и радиофотолюминесцентными (РФЛ) и фотопленочнымидозиметрами.
Влабораторных условиях фотопленочные дозиметры позволяют измерять дозу γ-излучения с допустимой погрешностью, аих практическое применение для индивидуального аварийного контроля затруднительно.Погрешность возникает из-за различия в условиях хранения и ношения. Кнедостаткам относятся энергетическая зависимость чувствительности,необходимость процедуры проявления и денситометрирования, чувствительность кклиматическим условиям. Фотопленки в индивидуальной аварийной дозиметрии вытесняютсярадиофото- и радиотермолюминесцентными дозиметрами. Принцип действияРФЛ-дозиметров — на испускании видимого света при ультрафиолетовом возбужденииоблученных твердых веществ. В дозиметрах используются метафосфатные стекла,активированные серебром. Если при радиофотолюминесценции созданные ионизирующимизлучением центры захвата сохраняются после ультрафиолетового возбуждения, топри радиотермолюминесценции происходит рекомбинация электронов с дырками, чтоприводит к разрушению центров захвата. Радиофотолюминесцентные дозиметрыдопускают многократное определение показаний без потери информации, арадиотермолюминесцентные после определения показаний могут быть использованыдля нового облучения. Для регистрации РТЛ люминофор помещают на нагревательноеустройство перед фотоумножителем и измеряют зависимость интенсивности свеченияот температуры или времени нагрева. Желателен люминофор с линейной зависимостьюинтенсивности РТЛ от дозы, нечувствительный к освещению, температурным иклиматическим факторам. Выход РТЛ должен быть большим, а спектр удаленным отсобственного свечения нагревательного устройства и соответствовать спектральнойчувствительности используемого фотоумножителя. Учитывая всё это, в аварийнойдозиметрии широко используют три типа термолюминофоров: фтористый литий, фтористыйкальций и термолюминесцирующие стекла. На АЭС используются комплекты детекторовиндивидуального дозиметрического контроля на основе LiF, которые могут регистрировать дозы аварийногооблучения. Преимущество LiFсвязано с небольшим эффективным атомным номером, равным 8,14 и близким кэффективному атомному номеру мышечной ткани. По этой причине у фтористого литиянезначительная зависимость дозовой чувствительности от энергии фотонов. Послеоблучения в дозе более 100 рад фтористый литий необходимо подвергать регенерациипутем длительной термообработки для снятия радиационных дефектов.LiF допускает многократное применение(до 100 раз) без изменения чувствительности при дозе до 1000 рад. Эффективныйатомный номер CaF2 выше, чем у LiF, поэтому его чувствительность сильнее зависит от энергии фотонов. Хотятакие дозиметры отличаются стабильными характеристиками, высокой точностью ибольшим сроком службы, но они сложны в изготовлении и довольно громоздки, особенноесли речь идет об их объединении с индивидуальными дозиметрами нейтронов в общийаварийный дозиметр γ — n-излучения. В качестве термолюминесцентныхдозиметров используют стёкла. Алюмофосфатные стекла стали основой метода термолюминесцентнойдозиметрии ИКС. Требования, предъявляемые к термолюминофорам, удается удовлетворитьподбором состава стекла, выбором активатора, разработкой технологииизготовления стекла. Без активатора (лучшим оказался марганец) собственнаярадиолюминесценция у стекла невелика. Так как эффективный атомный номералюмофосфатного стекла равен около12, что значительно больше, чем убиологической ткани, то в области низких энергий фотонов дозиметры обладаютзначительным ходом с жесткостью. Отношение дозовой чувствительности к нейтронами аналогичной чувствительности к γ-излучениюдля стекол с литием равно около 100. Относительная чувствительность стекол кбыстрым нейтронам по сравнению с γ-излучениемдля нейтронов с энергией ниже 5 МэВ не превышает 3—5%. Хотя по своим временнымхарактеристикам термолюминесцирующие стекла уступают таким люминофорам, как LiF или CaF2, но они являются довольно стабильными к климатическим итемпературным условиям. Они устойчивы к коррозии, тепловым ударам при быстром нагревеи охлаждении. Показания дозиметров в пределах ±3% не зависят от температуры приоблучении в интервале от — 20 до + 600C.Наоснове алюмофосфатных стекол, промышленному выпуску которых присвоена маркаИС-7, создан комплект индивидуальных аварийных дозиметров γ-излучения ИКС-А и индивидуальный дозиметр кожной дозыβ- и γ-излучений ИКС. У дозиметра ИКС-А полный диапазон потканевой дозе γ-излучения от 0,5 до 1000рад разбит натри поддиапазона от 0,05 до 10 рад, от 10 до 100 рад и от 100 до 1000 рад.Основная погрешность измерения дозы не больше ±15%.
/>
Рис.9.1. Индивидуальные дозиметры γ-излученияИКС-А:
а — аварийные; б — многократногопользования; β— экспериментальные: 1 —крышка; 2 — свинцовый фильтр; 3 — держатель стеклянной пластины; 4 — стекляннаяпластина; 5 — крепежное кольцо; 6 — пружина; 7 — фильтр го алюминия; 8 — свинцовый фильтр; 9 — основание кассеты; 10 — фильтр го алюминия;
11 —прокладка из резины.
2.6 Особенности воздействия на организм человека гамма-излучений
Всоответствии с Законом Украины «Об охране окружающей природной среды» приэксплуатации промышленных или иных объектов должна обеспечиваться экологическаябезопасность людей, рациональное использование природных ресурсов, соблюдениенормативов вредного воздействия на окружающую природную среду. При этом должны предусматриватьсяулавливание, утилизация, обезвреживание вредных веществ и отходов либо полнаяих ликвидация, исполнение других требований относительно охраны окружающейприродной среды и здоровья людей. Как известно, гамма-лучи обладают наибольшейпроникающей способностью (по сравнению с альфа и бета-лучами.) Интенсивностьпоглощения γ-лучей увеличивается с ростоматомного номера вещества поглотителя. Но и слой свинца толщиной в сантиметр неявляется для них непреодолимой преградой. При прохождении через такую пластинуих интенсивность убывает лишь вдвое. Скорость распространения γ-лучей в вакууме около 300000 км/сек.Излучение радиоактивных веществ оказывают сильнейшее воздействие на все живыеорганизмы. Даже сравнительно слабого излучения, энергия которого при полномпоглощении повысила бы температуру тела всего лишь на 0,001°С, оказываетсядостаточно, чтобы нарушить жизнедеятельность клеток организма. Живая клетка — это сложный механизм, не способный продолжать нормальную жизнедеятельность дажепри малых повреждениях отдельных его участков. Излучения же и малойинтенсивности способны нанести клетке такие повреждения. В результате прибольшой дозе излучения все живые организмы погибают. Опасность излученийусугубляется тем, что они не вызывают никаких болевых ощущений даже присмертельных дозах. Наиболее чувствительны к излучениям ядра клеток, особенноклеток, которые быстро делятся. Поэтому в первую очередь излучения поражают ворганизме костный мозг, из-за чего нарушается процесс образования крови. Далеенаступает поражение клеток пищеварительного тракта и других органов. Сильноевлияние облучение оказывает на наследственность. Внешнее облучение всего тела,с учетом его вклада в индивидуальные и коллективные дозы является основным на АЭС. Его источники: это γ-излучение ядерного реактора, технологических контуров, оборудования с радиоактивнымисредами и любые поверхности, загрязненныерадиоактивными веществами. Существенно меньший вклад во внешнее облучение персонала АЭС вносят нейтронное и β-излучение. При облучении можетразвиться лучевая болезнь-заболевание, развивающееся в результате гибелипреимущественно делящихся клеток организма под влиянием кратковременного (донескольких суток) воздействия на значительные области тела радиации. Впатогенезе острой лучевой болезни определяющую роль играет гибель клеток, преждевсего делящихся, однако погибают и покоящиеся клетки, гибнут лимфоциты.Лимфопения является одним из ранних и важнейших признаков острого лучевогопоражения. Фибробласты организма оказываются высокоустойчивыми к воздействиюрадиации. После облучения они начинают бурный рост, что в очагах значительныхпоражений способствует развитию тяжелого склероза. К важнейшим особенностямострой лучевой болезни относится строгая зависимость ее проявлений отпоглощенной дозы. В своем развитии болезнь проходит несколько этапов. В первыечасы после облучения появляется первичная реакция (рвота, лихорадка, головнаяболь непосредственно после облучения). Через несколько дней (тем раньше, чем вышедоза облучения) развивается опустошение костного мозга, в крови — агранулоцитоз, тромбоцитопения. Появляются разнообразные инфекционные процессы,стоматит, геморрагии. Между первичной реакцией и разгаром болезни при дозахоблучения менее 500-600 рад отмечается период внешнего благополучия, но чистовнешние проявления болезни не определяют истинного положения. Целесообразновыделять четыре стадии острой лучевой болезни: легкую, средней тяжести, тяжелуюи крайне тяжелую. К легкой относятся случаи относительно равномерного облученияв дозе от 100 до 200 рад, к средней — от 200 до 400 рад, к тяжелой — от 400 до600 рад, к крайне тяжелой — свыше 600 рад. При облучении в дозе менее 100 радговорят о лучевой травме. Дозу редко устанавливают физическим путем, как правило,это делают с помощью биологической дозиметрии. Разработанная в нашей странеспециальная система биологической дозиметрии дозволяет в настоящее время нетолько безошибочно устанавливать сам факт переоблучения, но и надежно (впределах описанных степеней тяжести острой лучевой болезни) определятьпоглощенные в конкретных участках человеческого тела дозы радиации. Этоположение справедливо для случаев непосредственного, т. е. в течение ближайшихпосле облучения суток, поступления пострадавшего для обследования. Однако дажепо прошествии нескольких лет после облучения можно не только подтвердить этотфакт, но и установить примерную дозу облучения по хромосомному анализулимфоцитов периферической крови и лимфоцитов костного мозга. Типичноепроявление острой лучевой болезни — поражение кожи и ее придатков. Выпадениеволос — один из самых ярких внешних признаков болезни, хотя он меньше всеговлияет на ее течение. Окончательное (без восстановления) выпадение волос наголове происходит при однократной дозе облучения выше 700 рад. Кожа имеет такженеодинаковую радиочувствительность разных областей. Наиболее чувствительныобласти подмышечных впадин, паховых складок, локтевых сгибов, шеи. При высокихдозах (начиная с дозы 1600рад) появляются пузыри. При дозах свыше 2500 радпервичная эритема сменяется отеком кожи, появляются пузыри, наполненныесерозной жидкостью. Хроническая лучевая болезнь представляет собой заболевание,вызванное повторными облучениями организма в малых дозах, суммарно превышающих100 рад. Развитие болезни определяется не только суммарной дозой, но и еемощностью, т. е. сроком облучения, в течение которого произошло поглощение дозырадиации в организме. Плохой контроль за источниками радиации, нарушениеперсоналом техники безопасности в работе с рентгенотерапевтическими установкамиприводили к появлению случаев хронической лучевой болезни.
Четкаяорганизация работы службы радиационной безопасности в условиях нормальнойэксплуатации является залогом безопасности всех видов работ и в других режимах,в том числе в аварийных режимах эксплуатации АЭС.
Облучениеживых организмов может вызывать и определённую пользу. Быстро размножающиесяклетки в злокачественных (раковых) опухолях более чувствительны к облучению,чем нормальные. На этом основано подавление раковой опухоли γ-лучами радиоактивных препаратов,которые для этой цели более эффективны, чем рентгеновские лучи, ужеприменявшиеся ранее. Вызываемые облучением мутации могут приводить и кжелательным изменениям в свойствах растений и животных. На этом основано новоенаправление в селекции растений и микроорганизмов- радиоселекция. Методамирадиоселекции созданы хозяйственно ценные формы яровой пшеницы, овса, ячменя,гороха и других культур.
Заключение
В данном реферате былирассмотрены вопросы воздействия гамма-излучений на человека. Гамма–излучение –электромагнитное излучение с длиной волны
1. фотоэффект;
2.комптон–эффект
3.образованиеэлектронно-позитронных пар
Источники γ-излучения на АЭС это:
γ-излучение ядерного реактора, технологическихконтуров,
оборудования срадиоактивными средами и любые поверхности, загрязненныерадиоактивными веществами.
γ-излучение отрицательно влияет наорганизм человека, крайним проявлением чего является лучевая болезнь.
Литература
1. Мякишев Г.Я.Буховцев Б.Б. Физика. Москва.Просвещение.1976,366с.
2. Популярнаямедицинская энциклопедия. Гл.ред. Б.В. Петровский. Москва. Советскаяэнциклопедия.1987.704с.
3.Борнников В.К.,Волошко В.П., Копчинський Г.А., Штеййнберг Н.А. Состояние и проблемы ядернойенергетики Украины // Вісник інженерної академії України. – 1998. — №2