Зоны опасного влияния современных лазерных установок обычно ограничены0размерами0производственного0по­мещения.        00000Ионизирующие излучения. Радиация имеет естественное и техногенное происхождение. Чтобы оценить уровень опасности, которую может представлять радиация, рассмо­трим свойства ионизирующих излучений и механизмы9вза­имодействия9их9с9веществом.                    99999Самопроизвольное превращение неустойчивых атомных ядер в ядра другого типа, сопровождающееся испусканием частиц или гамма–квантов, называется радиоактивностью. Известны четыре типа радиоактивности: альфа–распад; бета–распад; спонтанное деление ядер; протонная радиоактивность.                                                                                 00000Испускаемые в процессе ядерных превращений атофа­не бета–частицы, нейтроны и другие элементарные частицы, а также гамма–излучение представляют собой ионизирую­щие излучения, которые в процессе взаимодействия со средой производят ионизацию и возбуждение ее атомов и молекул. При этом примерно половина переданной ионизирующим излучением веществу энергии расходуется на ионизацию и половина на возбуждение. На каждый акт ионизации и возбуждения в воздухе в среднем расходуется 34 – 35 эВ энергии. Электронвольт (эВ) – единица энергии, использу­емая в атомной физике, равная кинетической энергии        элек­трона, приобретаемой им при прохождении разности потен­циалов, равной 1 В.

1 эВ = 1,6 ∙ 10^-19 Дж = 1,6 ∙ 10^-12 эрг.

Заряженные частицы по мере прохождения через веще­ство теряют свою энергию малыми порциями, растрачивая ее на ионизацию и возбуждение атомов и молекул среды. Оба эти процесса всегда сопутствуют друг другу. Чем боль­ше масса и заряд частицы, тем более интенсивно происхо­дит передача энергии среде, т.е. тем больше число пар ионов образуется на единице пути и, следовательно, меньше ее пробег в веществе (рис. 2.14). Длина пробега в воздухе аль­фа–частиц, испускаемых радионуклидами, энергия которых лежит в пределе 4 – 9 МэВ, составляет 3 – 9 см. Что же касается бета–частиц (электронов и позитронов), заряд которых в два раза, а масса более чем в 7000 раз мень­ше, чем у альфа–частицы, то их пробег в воздухе примерно в 1000 раз больше. В мягкой биологической ткани пробеги альфа–частиц составляют несколько десятков микрометров, а бета–частиц  – 0,02 и 1,9 см соответственно для углеро­да–14 и калия–42.

Рис. 2.14. Три вида ионизирующих излучений и их проникающая способность

Несколько по–иному происходит взаимодействие с ве­ществом у гамма–излучения (поток фотонов) и нейтронов, которые не обладают зарядами и поэтому непосредственно ионизации не производят. В процессе прохождения через вещество фотон взаимодействует в основном с электронами атомов и молекул среды. При этом в каждом акте взаимо­действия фотон предает электрону часть или всю свою энергию. В результате образуются так называемые вторич­ные электроны, которые в последующих процессах взаимо­действия производят ионизацию и возбуждение. Таким об­разом, в случае гамма-излучения ионизация происходит не в первичных актах взаимодействия, как у альфа– и бета–        ча­стиц, а как результат передачи энергии вторичным части­цам (электронам), которые растрачивают ее затем на иони­зацию и возбуждение.      99999Для оценки радиационной обстановки, формируемой рентгеновским или гамма–излучением, используется внеси­стемная единица рентген. Рентген (Р) – это единица экспо­зиционной дозы рентгеновского или гамма–излучения, кото­рая определяет ионизирующую способность в воздухе:

                                          1Р = 2,58∙10^-4 Кл/кг.

При дозе 1 Р в 1 см³ воздуха образуется 2,082 ∙ 10⁹ пар ио­нов или в 1 г воздуха0–01,61∙10¹²0пар0ионов.                                                                        00000На практике обычно радиационная обстановка измеря­ется в единицах мощности экспозиционной дозы – милли­рентген в час (мР/ч) или микрорентген9в9секунду9(мкР/с).                                                                                                                                                                99999В качестве характеристик меры воздействия ионизирую­щего излучения на вещество используется величина D – поглощенная дозы. Она характеризует поглощенную энер­гию ионизирующего излучения в единице массы вещества:

 ,

где dE – средняя энергия, переданная ионизирующим излу­чением веществу, находящемуся в элементарном объеме; dm – масса вещества в этом объеме.            00000Единицей поглощенной дозы Международной системой (СИ) установлен грей (Гр); 1 Гр соответствует поглощению 1 Дж энергии ионизирующего излучения в массе вещества 1 кг, т.е. 1 Гр = 1 Дж/кг. Иногда используется внесистемная единица поглощенной дозы – рад; 1 Гр = 100 рад или919рад0=00,019Гр.                                                                                                             99999Поглощенная доза является основной величиной, изме­ряющей не излучение, а его воздействие на вещество. Одна­ко поглощенная доза не может служить мерой, характеризу­ющей уровень биологического действия ионизирующего излучения на живой организм, который зависит не только от величины поглощенной энергии, но и целого ряда других параметров, обусловленных характером и условиями облу­чения (равномерность распределения поглощенной дозы в организме и т.д.).000000000000000 00000Для оценки радиационной опасности, когда реализуют­ся малые дозы излучения, введена эквивалентная доза H_{T , R} как мера выраженности эффекта облучения, равная произ­ведению поглощенной в органе или ткани дозы D_{T , R} на со­ответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения W_r :

.

Единицей эквивалентной дозы Международной систе­мой единиц (СИ) установлен зиверт (Зв). Один зиверт ра­вен эквивалентной дозе, при которой произведение погло­щенной дозы в биологической ткани на взвешивающий коэффициент равно 1 Дж/кг. Внесистемной единицей экви­валентной дозы является бэр (биологический эквивалент рада): 1 бэр = 0,01 Зв0или010Зв0=01000бэр.                                                                        00000Взвешивающие коэффициенты учитывают относитель­ную эффективность различных видов излучения в индуци­ровании биологических эффектов. В настоящее время приняты следующие усредненные взвешивающие0коэффици­енты0Wr :                                                                                                        00000–0фотоны0любых0энергий0–01;                                                               00000–0электроны0и0мюоны0любых0энергий0–01:                                    00000–0менее0100кэВ0–05;                                                                                 00000–0от0100кэВ0до01000кэВ0–010;                                                      00000–0от01000кэВ0до020МэВ0–020;                                                      00000–0от020МэВ0до0200МэВ0–010;                                                              00000–0более0200МэВ0–05;00000                                                                                    00000–0протоны с энергией более 2 МэВ, кроме протонов отда­чи, – 5;                      00000–0альфа–частицы,9осколки9деления,9тяжелые0ядра0–020.
     Это значит, что биологическая эффективность быстрых нейтронов в 10 раз, а альфа–излучения в 20 раз больше, чем бета–частиц и гамма–излучения. Следовательно, радиаци­онный эффект (возможный ущерб здоровью), соответству­ющий эквивалентной дозе, равной 1 Зв, будет реализован при поглощенной дозе равной 1 Гр для бета–частиц и гам­ма–излучения ( W_R = 1); 0,1 Гр – для быстрых нейтронов ( W_R = 10); 0,05 Гр – для альфа–частиц0( W_R0=020).                                                           00000Эквивалентная доза – основная дозиметрическая вели­чина в области радиационной безопасности, введенная для оценки возможного ущерба здоровью человека от хрониче­ского воздействия ионизирующего излучения произволь­ного состава. Эквивалентная доза может быть использована и при кратковременном воздействии, когда ее значение не превышает 0,5 Зв (50 бэр).                                                                                                                  00000При воздействии различных видов излучения с различ­ными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза Н _T определяется как сумма эквивалентных доз для R видов излучения.

.

В ряде случаев облучению подвергается не все тело, а один или несколько органов. Такая ситуация чаще всего реализу­ется при внутреннем облучении, т.е. при поступлении ра­дионуклидов в организм с вдыхаемым воздухом или пище­выми продуктами. Радионуклид, как и неактивный нуклид данного химического элемента, накапливается в том или ином органе. В частности, радионуклиды йода поступают преимущественно в щитовидную железу, радия и строн­ция – в костную ткань, полония – в печень, селезенку, поч­ки и т.д.                                                                                                                .99999Поскольку органы и ткани человека обладают различной радиочувствительностью, то для оценки риска возникнове­ния отдаленных последствий при облучении всего организ­ма или отдельных органов используется понятие эффек­ тивной эквивалентной дозы (Е). Единица этой дозы – зиверт (Зв). Она, так же как и эквивалентная доза, примени­ма только для хронического облучения в малых дозах и яв­ляется мерой оценки ущерба для здоровья по выходу отда­ленных последствий. По определению:                                                          ,

где H_T – эквивалентная доза в органе или ткани Т, a W_T – взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т, кото­рый характеризует относительный риск на единицу дозы по выходу отдаленных последствий при облучении данного0органа0по0отношению0к0облучению0всего0тела.                         00000Из представленных на рис. 2.15 данных следует, что при облучении, например, только щитовидной железы (W_R = 0,05) эффект по отдаленным последствиям будет составлять все­го 5% от того эффекта, который может быть0реализован0при0облучении0всего0тела.                              00000Различные дозы, используемые для оценки последствий воздействия излучения0на0людей,0приведены0на0рис.02.16.000000000000000000000000000000К техногенным источникам ионизирующих излуче­ ний относят организации, реализующие широкомасштаб­ные программы использования атомной9энергии9в9мирных9и9военных9целях9(табл.92.13). 99999Техногенная составляющая радиационного фона образу­ется и зависит от величины рассеянных в почве, воде, возду­хе и других объектах внешней среды техногенных источни­ков радиоактивных загрязнений, образовавшихся при ядерных взрывах, работе предприятий ядерно-топливного и ядерно-оружейного циклов, возникновении радиацион­но-опасных аварий на предприятиях и транспорте, при ис­пользовании радиационных технологий и методов в науке, промышленности и медицине, а0также0при0обращении0с0ра­диоактивными0отходами.      .00000Наибольшую опасность при работе предприятий ядерно-топливного цикла представляют радионуклиды, имеющие большой период полураспада и способные быстро распро­страняться в окружающей среде. К таким в первую очередь относятся I¹²⁹, Ra²²⁶, который выделяется из хвостов руд.

Рис. 2.15. Взвешивающие коэффициенты для разных органов и тканей человека при равномерном облучении всего тела, рекомендованные Международной комиссией по радиационной защите для вычисления эффективной эквивалентной дозы

Из отходов АЭС наибольшую опасность представляют высокоактивные отходы, к которым относятся в первую очередь отработанные топливные элементы или отвержденные продукты переработки ядерного горючего. Для них ха­рактерна высокая удельная активность 0и0высокое 0тепловыделение, составляющее:                                    00000                                                    00р00–0радон0из0хвостохранилиц0заводов0–028009чел.-Зв/ГВт;0000                 00000–0углерод-140–91100чел.-Зв/ГВт;                                                        00000–0высокоактивные0отходы0–0308чел.-Зв/ГВт;                                  00000–0йод-1293–0289чел.-Зв/ГВт.                                                                                              00000Проведенные международные оценки свидетельствуют, что дозы техногенного облучения каждого индивидуума в течение жизни не превышают 1% годовой дозы за счет ес­тественного радиационного фона. Это справедливо и в ус­ловиях предполагаемого производства электроэнергии на АЭС порядка 10 000 ГВт в год при безаварийной эксплуа­тации.              00000 К другим основным причинам, оказывающим влияние на изменение техногенной составляющей радиационного фона, условно можно отнести облучение при применении медицинских процедур, радиоизотопных методов неразрушающего технологического контроля и другие причины по­падания в окружающую среду искусственных и естествен­ных радионуклидов. В табл. 2.14 приведены средние значения годовой дозы облучения от некоторых техноген­ных источников излучения.

0 Таблица 2.13