Опасности, возникающие при эксплуатации лазерных установок, и источники их возникновения

Зоны опасного влияния современных лазерных установок обычно ограничены размерами производственного по­мещения.

Ионизирующие излучения. Радиация имеет естественное и техногенное происхождение. Чтобы оценить уровень опасности, которую может представлять радиация, рассмо­трим свойства ионизирующих излучений и механизмы вза­имодействия их с веществом.

Самопроизвольное 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.

Испускаемые 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.

Для 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 воздуха - 1,61 ∙ 10¹² пар ионов.

На практике обычно радиационная обстановка измеря­ется в единицах мощности экспозиционной дозы - милли­рентген в час (мР/ч) или микрорентген в секунду (мкР/с).

В 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.

Единицей 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 или 1 рад = 0,01 Гр.

Поглощенная 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.).

Для 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 Зв или 1 Зв = 100 бэр.

Взвешивающие коэффициенты учитывают относитель­ную эффективность различных видов излучения в индуци­ровании биологических эффектов. В настоящее время приняты следующие усредненные взвешивающие коэффици­енты Wr:

• фотоны любых энергий - 1;

• электроны и мюоны любых энергий - 1:

• 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 с энергией более 2 МэВ, кроме протонов отда­чи, - 5;

• альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра - 20. 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-частиц (W_R = 20).

Эквивалентная 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).

При 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.

Поскольку органы и ткани человека обладают различной радиочувствительностью, то для оценки риска возникнове­ния отдаленных последствий при облучении всего организ­ма или отдельных органов используется понятие эффек­тивной 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 данного органа по отношению к облучению всего тела.

Из 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 быть реализован при облучении всего тела.

При экспозиционной дозе в 1 Р эквивалентную дозу с достаточной степенью точности можно принять равной 0,013 Зв. Например, если измеренная мощность дозы на ме­стности равна 10 мР/ч, а человек в течение одного часа на­ходится в месте измерения, то уровень облучения составит примерно 0,1 мЗв.

Кроме рассмотренных выше доз ионизирующего облуче­ния, рассматривается эффективная эквивалентная годовая доза, равная сумме эффективной эквивалентной дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной эквивалентной дозы внутренне­го облучения, обусловленной поступлением в организм ра­дионуклидов за этот же год. Эффективная эквивалентная годовая доза также измеряется в зивертах.

Рассмотренные выше понятия описывают только инди­видуально получаемые дозы. В случае облучения больших групп людей дают оценку суммарного ожидаемого эффекта.

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

При облучении малыми дозами, незначительно превышаю­щими естественный радиационный фон, можно ожидать лишь отдаленных последствий генетической или соматической природы. Соматические эффекты проявляются непосредст­венно у облученных лиц, генетические - в последующих поколениях. Мерой коллективного риска возникновения эффектов облучения является эффективная эквивалентная коллективная доза, которая определяется как сумма инди­видуальных эффективных доз. Единица эффективной экви­валентной коллективной дозы - человеко-зиверт (чел.-Зв). Многие радионуклиды распадаются очень медленно и останутся радиоактивными и в отдаленном будущем, т.е. их воздействию подвергнутся современные и последующие поколения. Коллективную эффективную эквивалентную дозу, которую получат многие поколения от какого-либо радиоактивного источника за все время его дальнейшего су­ществования, называют ожидаемой {полной) коллективной эффективной эквивалентной дозой.

Различные дозы, используемые для оценки последствий воздействия излучения на людей, приведены на рис. 2.16.

К техногенным источникам ионизирующих излуче­ний относят организации, реализующие широкомасштаб­ные программы использования атомной энергии в мирных и военных целях (табл. 2.13)

Техногенная 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, а также при обращении с ра­диоактивными отходами.

Наибольшую 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.

Из отходов АЭС наибольшую опасность представляют высокоактивные отходы, к которым относятся в первую очередь отработанные топливные элементы или отвержден-ные продукты переработки ядерного горючего. Для них ха­рактерна высокая удельная активность и высокое тепловыделение, составляющее:

• радон из хвостохранилиц заводов - 2800 чел.-Зв/ГВт;

• углерод-14 - 110чел.-Зв/ГВт;

• высокоактивные отходы - 30 чел.-Зв/ГВт;

• йод-129 - 28 чел.-Зв/ГВт.

Проведенные 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.

Рис. 2.16. Дозы радиационного излучения

Таблица 2.13