Полная версия

Главная arrow География arrow Каротаж при изучении и освоении месторождений урана

  • Увеличить шрифт
  • Уменьшить шрифт


<<   СОДЕРЖАНИЕ ПОСМОТРЕТЬ ОРИГИНАЛ   >>

ОСНОВНЫЕ ПРИНЦИПЫ ОРГАНИЗАЦИИ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

При работе с ИИИ необходимо соблюдать требования НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010. При градуировке аппаратуры с применением ампульных ИИИ следует использовать дистанционный инструмент для переноски ИИИ.

Прихват скважинного прибора или соединительного кабеля в скважине является аварийной ситуацией. Для ее ликвидации необходимо провести ловильные работы и принять меры по извлечению скважинного прибора из скважины. Разбуривать при этом скважину запрещается. Если извлечь скважинный прибор невозможно, то проводят мероприятия, обеспечивающие полную гидроизоляцию скважинного прибора от близлежащих водоносных горизонтов путем тампонажа скважины.

Дозиметрические величины и единицы

Современная система организации радиационной безопасности исходит из того, что результат воздействия ионизирующего излучения на облучаемый объект зависит от физико-химических и биологических изменений в этих объектах, так что радиационный эффект зависит в конечном счете от физических величин Xh характеризующих поле излучения и взаимодействие излучения с веществом. Таким образом, радиационный эффект находится в функциональной зависимости от физических величин Xh а величины, характеризующие этот эффект, называют дозиметрическими величинами.

Современная система дозиметрических величин базируется на исследованиях в области биологического воздействия ионизирующего излучения на живые организмы, на достижениях в области дозиметрии и радиационной безопасности. Становление радиационного нормирования и радиационной безопасности можно отнести к 1953 году, когда Международным союзом радиологов была учреждена Международная комиссия по радиологической защите (МКРЗ). Рекомендации МКРЗ содержат научную базу современной радиационной безопасности, и лежать в основе нормативных документов Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ), которые являются юридическим документом и представляют собой совокупность Законодательных требований, Норм и Правил в области обеспечения радиационной безопасности. Эти Нормы и Правила использованы при составлении принятых в Российской Федерации Норм радиационной безопасности НРБ-99/2009 и Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности ОСПОРБ-99/2010.

Дозиметрическая система величин включает:

  • • физические величины, которые характеризуют меру воздействия ионизирующего излучения на вещество;
  • • нормируемые величины, которые характеризуют меру ущерба (вреда) от воздействия излучения на организм;
  • • операционные величины, которые могут быть непосредственно определены в результате измерений и которые предназначены для оценки нормируемых величин при радиационном контроле.

Схематическое изображение системы дозиметрических величин показано на рис. 7.1.

Схема современной системы дозиметрических величин

Рис. 7.1. Схема современной системы дозиметрических величин

Как физические, так и нормируемые и операционные величины характеризуются своими значениями, которые есть не что иное, как количественное выражение свойств этих величин в виде некоторого числа принятых для нее единиц.

А. Физические величины.

С точки зрения физики радиоактивные образцы и источники ионизирующих излучений характеризуют физической величиной активность, которая равна числу распадов за единицу времени, происходящих в образце или источнике, или производными от нее величинами - удельная активность, объемная активность и т. д. Активность имеет размерность с 1 и единицей ее измерения служит беккерель (Бк): 1 Бк равен активности радионуклида в источнике, в котором за 1 с происходит один распад. Удельную и объемную активность выражают, соответственно, в единицах Бк/кг и Бк/м3.

Полное представление о поле ионизирующего излучения дает дифференциальный по углам и энергиям поток частиц (квантов) N(r9Q,?) или же поток энергии EN(r9Q.9E}. В процессе взаимодействия с веществом ионизирующее излучение передает ему свою энергию. Эта энергия расходуется на ионизацию, столкновения. Часть переданной энергии поглощается веществом. Основной физической величиной, которую используют в качестве оценки меры действия ионизирующего излучения, является поглощенная доза. Поглощенная доза равна энергии излучения, поглощенной единицей массы облученного вещества: D = dE/dm. Единицей поглощенной дозы D служит грэй (Гр), численно равный энергии 1 Дж, поглощенной 1 кг вещества: 1 Гр = 1 Дж, кг.

Понятия поглощенных доз удобно использовать, когда речь идет о влиянии ионизирующего излучения на физические (биофизические) объекты.

В повседневной практике и в практике прикладной радиометрии до настоящего времени широко применяют термин экспозиционная доза - абсолютное значение полного заряда ионов одного знака Q, которые образуются в воздухе при полном торможении электронов и позитронов, освобожденных фотонами в единице массы воздуха: D0 = dQ/dm. В качестве единицы экспозиционной дозы принимают Кл/кг, численно равный энергии ионизации рентгеновского или /-излучения, при которой в 1 кг чистого воздуха при температуре О °С и давлении 760 мм рт. ст. образуется число пар ионов, несущих 1 Кл заряда каждого знака. Традиционно в качестве единицы экспозиционной дозы /-излучения, наряду с Кл/кг, используют рентген (Р), численно равный энергии ионизации рентгеновского или /-излучения, при которой в 1 см3 чистого воздуха образуется число пар ионов, несущих заряд в 1 единицу СГСЭ каждого знака.

Поскольку поглощенную дозу практически невозможно измерить, то для сравнения ионизирующих свойств рентгеновского и /-излучений используют дозу, поглощенную единицей массы (или объема) воздуха стандартного состава (0,755 азота, 0,232 кислорода, 0,013 аргона) или же (традиционно) экспозиционную дозу.

Для характеристики переданной энергии в дозиметрии применяют величину «керма», равную поглощенной веществом кинетической энергии. В отличие от поглощенной дозы керма учитывает часть энергии, которая тратится на торможение электронов. Если пренебречь тормозным излучением, то керма фотонного излучения в воздухе есть энергетический эквивалент экспозиционной дозы. Следует отметить, что доза и керма вблизи границы раздела ведут себя по-разному. При падении на поверхность среды пучка у-излучения керма уменьшается по мере углубления в эту среду, так как первичное излучение поглощается и рассеивается. А доза сначала растет, так как с увеличением глубины число заряженных частиц, пришедших из слоя между границей и рассматриваемой глубиной. Потом по мере роста глубины и связанного с ним роста поглощения и рассеяния доза уменьшается, но всегда чуть выше кермы, так как в дозу вносят вклад электроны, расположенные ближе к поверхности.

Интенсивность излучения в дозиметрии характеризуют мощностью дозы - соответственно мощностью поглощенной и эквивалентной доз.

Как было показано выше (2.4), (2.5), в элементарных актах взаимодействия излучения с веществом часть энергии переходит в кинетическую, а часть - в энергию фотонов вторичного излучения, т. е. коэффициент ослабления энергии ц- jua+s, где ца - коэффициент передачи энергии излучения, который связан с коэффициентом поглощения энергии juen соотношением juen = jua(-g), где g - доля энергии заряженных частиц, идущая на тормозное излучение. Следовательно, мощность поглощенной дозы D и плотность потока энергии ионизирующих частиц или энергетический спектр (1.12) связаны зависимостью

В. Нормируемые величины.

С физической точки зрения свойства ионов не зависят от причин, вызвавших их появление, т. е. от природы ионизирующего излучения, каковыми могут быть а- или /2-частицы, у-кванты, нейтроны и т. д. Однако различные виды излучения порождают ионы с неодинаковым пространственным распределением, - например, тяжелые заряженные «-частицы создают более плотную дорожку ионов, чем легкие /2-частицы. Это пространственное распределение переданной энергии в некоем приближении учитывают линейным коэффициентом передачи энергии.

С точки зрения биологического воздействии ионизирующего излучения на человека определяющую роль играет ионизация живой ткани, которая зависит от вида ионизирующего излучения и характера распределения поглощенной энергии.

Определение нормируемых величин основано на понятиях эквивалентной дозы облучения органа или ткани (equivalent dose in organ or tissue) НТ и эффективной эквивалентной дозы (или эффективная доза (dose effective) Е).

Эквивалентная доза НТ Для ее определения в соответствии с рекомендациями МКРЗ используют взвешивающий коэффициент WR, характеризующий относительную биологическую эффективность различных видов ионизирующего излучения. Таким образом,

где DtR - поглощенная доза в органе или ткани «т» от «Я»-источника. Значения WR приведены в табл. 7.1.

Таблица 7.1

Взвешивающие коэффициенты для оценки эквивалентной дозы облучения органа или ткани

Вид излучения

wR

Фотоны (у-кванты) любых энергий

1

Электроны и мюоны любых энергий

1

Нейтроны: энергией менее 10 кэВ

5

от 10 кэВ до 100 кэВ

10

от 100 кэВ до 2 МэВ

20

от 2 МэВ до 20 МэВ

10

более 20 МэВ

5

Протоны (кроме протонов отдачи) энергией более 20 МэВ

5

Альфа-частицы, осколки деления

20

Эффективная доза Е характеризует меру риска возникновения последствий облучения всего тела человека с учетом радиочувствительности отдельных органов и тканей WT, так что

Значения WT приведены в табл. 7.2.

Таблица 7.2

Взвешивающие коэффициенты для тканей или органов при оценке эффективной дозы

Орган или ткань

WT

Г онады

0,20

Костный мозг (красный)

0,12

Толстый кишечник

0,12

Легкие

0,12

Желудок

0,12

Мочевой пузырь

0,05

Г рудная железа

0,05

Печень

0,05

Пищевод

0,05

Щитовидная железа

0,05

Кожа

0,01

Клетки костных поверхностей

0,01

Остальное (почки, головной мозг, тонкий кишечник и т. д.)

0,05

Единицей эквивалентной и эффективной доз служит зиверт (Зв), численно равный дозе, при которой произведение поглощенной в биологическом эквиваленте ткани дозы на взвешивающий коэффициент WR равно 1 Дж/кг. В качестве базы сравнения при оценке Нт и Е используют дозу рентгеновского или у-излучения, поглощенную в биологическом эквиваленте ткани (БЭТ) стандартного состава: 76,2 % кислорода, 11,1 % углерода, 10,1 % водорода, 2,6 % азота.

Меру коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения характеризуют эффективной коллективной (или просто коллективной) дозой. При вводе этой единицы исходили из того, что поскольку при стохастическом подходе ожидаемое число индивидуумов, получивших тяжелые последствия от действия радиации, должен быть пропорционален коллективной дозе. Коллективная доза равна сумме индивидуальных эффективных доз и ее единицей служит челове- ко-зиверт (челэЗв). По оценкам доклада НКДАР [5] коэффициент риска индуцирования рака с летальным исходом составляет от 1 до 2,5 % на 1 Зв, т. е. при коллективной дозе 10 чел-Зв летальный исход постигнет в среднем от 10 до 25 человек из каждой 1000 облученных одной и той же дозой.

С. Операционные величины.

Дозиметрический прибор призван моделировать воздействие радиационного поля на определенный орган или ткань человека. Поэтому определение операционных величин основано на понятии «эквивалент дозы» (dose equivalent). Последний, в отличие от «эквивалентной дозы в органе или ткани», относится к точке внутри облучаемого объекта. При этом для учета вида излучения применяют коэффициент качества излучения к. Коэффициент качества - это такая характеристика излучения, которая имеет одно и то же значение для различных видов ионизирующих излучений, если при одинаковых условиях облучения данного объекта и одинаковой дозе наблюдается один и тот же радиационный эффект. В качестве образцового излучения принимают /-излучение с верхней границей 200 кэВ (к = 1), но обычно полагают к = 1 для /-квантов любых энергий. Следовательно, эквивалент дозы Н = kD, где D - доза, поглощенная в органе или ткани. Значение к для рентгеновского, /- и /2-излучений равно 1, для быстрых нейтронов к = 10, для а-частиц 20 и т. д. в соответствии с табл. 1.

Поскольку эквивалентная доза изменяется с глубиной, чтобы стандартизировать ее, ввели понятие амбиентного эквивалента дозы H*(d). По определению амбиентный эквивалент дозы - это эквивалентная доза, которая была бы создана соответствующим направленным однородным полем ионизирующего излучения в шаре МКРЕ (Международный комитет по радиационным единицам) на глубине d по радиусу, параллельному направлению излучения. Единицей эквивалентной дозы служит зиверт (Зв), численно равный дозе, при которой произведение поглощенной в биологическом эквиваленте ткани дозы на коэффициент качества ионизирующего излучения к равно 1 Дж/кг. В качестве базы сравнения при оценке эквивалентной дозы используют дозу рентгеновского или у-излучения, поглощенную в биологическом эквиваленте ткани (БЭТ) стандартного состава: 76,2 % кислорода, 11,1 % углерода, 10,1 % водорода, 2,6 % азота. Значение к для рентгеновского, у- и /2-излучений равно 1, для быстрых нейтронов к = 10, для от-частиц 20 и т. д. Следовательно, эквивалентная доза является биофизической величиной и значение дозы не может быть непосредственно измерено, а только смоделировано.

На рис. 7.2 приведена зависимость отношения амбиентного эквивалента дозы Н к экспозиционной дозе X от энергии у-излучения. Из этого рисунка видно, что для энергий менее 200 кэВ это различие может быть значительным.

Зависимость отношения амбиентного эквивалента дозы Нк экспозиционной дозе X от энергии у-излучения Е

Рис. 7.2. Зависимость отношения амбиентного эквивалента дозы Нк экспозиционной дозе X от энергии у-излучения Е

В радиоэкологии загрязненность территорий естественными или техногенными радионуклидами характеризуют также их содержаниями в исследуемой среде. Значения содержаний выражают либо в единицах массовых долей, либо в единицах удельных активностей.

Для интегральной характеристики степени воздействия ионизирующего излучения естественных радионуклидов используют величину удельная эффективная активность, Аэфф, которую выражают в единицах Бк/кг и подсчитывают по формуле

или

где v4(Ra), ^4(Th) и Л (К) - удельные активности 226Ra, 232Th и 40K, Бк/кг; Уи, Цть - массовые доли U и Th в 10 °, a qK- массовая доля калия в

процентах. Формулу (7.5) легко получить из (7.4), если использовать следующие значения эквивалентов массовых долей удельных активностей урана, тория и калия: аи = 12,35 Бк/кг 226Ra, aTh = 4,06 Бк/кг 232Th, ак = 313 Бк/кг 40К. Значением в частности, характеризуют степень пригодности строительных материалов для нужд гражданского и промышленного строительства.

По существу, если естественные радионуклиды распределены равномерно в большой массе радиоактивного материала, то значение Аэ пропорционально мощности дозы, создаваемой этим материалом, поскольку коэффициенты в (7.4) подобраны из расчета, чтобы значение мощности экспозиционной дозы на высоте 1 м от поверхности полупространства с равномерно распределенными в нем ЕРН, X, было пропорционально значению ^4Эфф- В этом нетрудно убедиться, если записать формулу (7.5) в виде

и воспользоваться средними значениями эквивалентов массовых долей урана, тория и калия по мощности экспозиционной дозы, которые соответственно равны 0,65 мкР/ч на 10^% равновесного урана, 0,29 мкР/ч на 10-4 % равновесного тория, 1,5 мкР/ч на 1 % природного калия. При этом для вычисления X имеем:

Из сопоставления (7.6) и (7.7) видно, что с учетом погрешности определения эквивалентов массовых долей ЕРН по мощности дозы

Для оценки воздействия на организм радона и его продуктов распада в качестве операционной используют величину эквивалентная равновесная объемная активность радона - ЭРОА. Это связано со следующими обстоятельствами.

Как было отмечено ранее, среди короткоживущих продуктов распада 222Rn (RaA, RaB, RaC и RaC’), есть как а-излучатели (RaA, RaC’), так и р- и /-излучатели (RaB и RaC). Образовавшиеся продукты распада радона легко адсорбируются различными поверхностями или аэрозольными частицами, но небольшая их часть (10-20%) всегда находится в воздухе в виде элементарных ионов или свободных весьма подвижных атомов. Средняя продолжительность жизни свободных атомов определяется концентрацией и дисперсностью аэрозольных частиц и колеблется от 9 до 45 с. При этом в свободном виде могут существовать в основном атомы RaA, на долю которых приходится до 90 % общего количества свободных атомов или ионов, и лишь небольшая часть (примерно 10 %) атомов RaB. Вследствие этих причин, между концентрацией (объемной активностью) 222Rn в воздухе и его короткоживущими продуктами распада практически всегда наблюдается нарушение радиоактивного равновесия, которое следует учитывать при оценке дозовой нагрузки от внутреннего облучения. Поскольку же внутреннее облучение и соответственно поглощенная доза зависят главным образом от поглощенной энергии or-излучения, источниками которого являются короткоживущие продукты распада 222Rn, то для ее оценки следует знать поступление в органы дыхания RaA, RaB, RaC и RaC Однако в раздельном их определении нет необходимости, если оценку загрязнения воздушной среды выражать в единицах «скрытой энергии» ог-из лучения, понимая под этим суммарную энергию a-из лучения, которая выделилась бы при полном распаде всех содержащихся в данный момент в данном объеме воздуха атомов продуктов распада 222Rn - вплоть до RaD. При этом не имеет значения нарушение равновесия между RaA, RaB, RaC и RaC’.

Можно показать, что ЭРОА радона ARn

где А а, Ав и Ас - объемные активности RaA, RaB и RaC.

Отношение ЭРОА радона к его равновесной (по отношению к 226Ra) активности F называют коэффициентом равновесия между радоном и его короткоживущими продуктами распада. По данным многочисленных наблюдений типичное значение коэффициента F на высоте 1 м над поверхностью земли можно считать F = 0,8, а для помещений значение F снижается до 0,5 и более.

Аналогично ЭРОА торона АТп равна

где А в и Ас - объемные активности ThB и ThC.

 
<<   СОДЕРЖАНИЕ ПОСМОТРЕТЬ ОРИГИНАЛ   >>