Природа джерела механізм взаємодії з речовиною особливості впливу на організм людини

-излучения. Третій вид радіоактивного розпаду, відкритий першими дослідниками радіоактивності, був розпад з випусканням γ-випромінювання. - и β -распадах, образуются в возбужденных состояниях, в которых они пребывают конечное время, определяемое вероятностью распада. Більшість атомних ядер, що виникають при α - і β-розпадах, утворюються в збуджених станах, в яких вони перебувають кінцевий час, обумовлений вірогідністю розпаду. -излучения. Перехід ядра із збудженого стану в основний стан або в стан з меншою енергією збудження може відбуватися різними способами, в тому числі шляхом випускання електромагнітного γ-випромінювання. -излучение — это самопроизвольное коротковолновое электромагнитное излучение, испускаемое возбужденными атомными ядрами. З цього випливає, що γ-випромінювання - це мимовільне короткохвильове електромагнітне випромінювання, що випускається збудженими атомними ядрами. -лучей, называются радиационными переходами. Переходи ядра із збудженого стану, що супроводжуються випусканням γ-променів, називаються радіаційними переходами. -квантов. Радіаційний перехід може бути одноразовим, коли ядро, важко зітхнувши один квант, відразу переходить в основний стан, або каскадним, коли зняття збудження відбувається в результаті послідовного випускання декількох γ-квантів. -излучение представляет собой коротковолновое электромагнитное излучение ядерного происхождения. По своїй фізичній природі γ-випромінювання є короткохвильове електромагнітне випромінювання ядерного походження. -квантов заключена в пределах примерно от 10 кэВ до 5 МэВ, а при ядерных реакциях рождаются γ -кванты до 20 МэВ. Зазвичай при радіоактивному розпаді ядер, енергія ядерних γ-квантів укладена в межах приблизно від 10 кеВ до 5 МеВ, а при ядерних реакціях народжуються γ-кванти до 20 МеВ. Довжина хвилі цього "жорсткого" короткохвильового випромінювання становить 10 ^-8 - 10 ^-11 см. -распаде не происходит рождения протона или нейтрона, то, в отличие от α - и β -распадов, каждый из которых является ядерным превращением, при γ -распаде ядерного превращения не происходит. Так як в γ-розпаді не відбувається народження протона або нейтрона, то, на відміну від α - і β-розпадів, кожен з яких є ядерною перетворенням, при γ-розпаді ядерного перетворення не відбувається. родительское ядро, то схема γ -распада будет иметь вид: Якщо позначити буквою P батьківське ядро, то схема γ-розпаду буде мати вигляд:

энергия. + Γ + енергія. (1)

означает, что исходное ядро находится в возбужденном состоянии. Зірочка праворуч від символу P означає, що вихідне ядро перебуває у збудженому стані.

Приклад:

(0,662 МэВ). + Γ (0,662 МеВ).

-квантов происходят с различной скоростью. Переходи ядра із збудженого в основний стан шляхом випромінювання γ-квантів відбуваються з різною швидкістю. -распад считается сопутствующим α - или β -распаду и часто не выделяется в отдельный тип. Якщо перехід здійснюється приблизно за 10 ^-12 с, то γ-розпад вважається супутнім α - або β-розпаду і часто не виділяється в окремий тип. Якщо ж швидкість переходу становить 10 ^-11 сек. , например, Tc ^{99 m} . і більше, то порушену ядро називають метастабільним, і тоді до його масового числа дописується літера m, наприклад, Tc ^{99 m.} Це особливий радіонуклід, який використовується при радіодіагностичних медичних процедурах. -излучение — единственное излучение, испускаемое данным нуклидом. Застосування цього радіонукліда зменшує дозу, отриману пацієнтом, тому що γ-випромінювання - єдине випромінювання, що випускається даними нуклідом. -излучателей испускают параллельно еще и α - и β -частицы. Більшість γ-випромінювачів випускають паралельно ще й α - і β-частинки. які призводять до зростання дози опромінення пацієнта.

2.3 -излучения на АЭС и в окружающей среде Контроль γ-випромінювання на АЕС і в навколишньому середовищі

Джерелами проникаючого гамма-випромінювання на АЕС є реактор, активований обладнання і теплоносій. Аварійні ситуації з ядерним паливом призводять до різкого збільшення активності теплоносія і відповідному збільшенню багатьох радіаційних параметрів. Для виконання вимог законодавства на атомних електростанціях створюються системи знешкодження чинників шкідливого впливу на навколишнє середовище і системи контролю. Система контролю за станом навколишнього природного середовища (екологічний моніторинг) у районі розташування АЕС створюється з метою нагляду за безпечною експлуатацією об'єкта на всіх стадіях її існування і повинна забезпечувати охорону здоров'я персоналу, населення і об'єктів навколишнього природного середовища від забруднення і шкідливого впливу. (Ст. 33. Закону України «Про використання ядерної енергії та радіаційної безпеки»).

Інформація про стан забруднення об'єктів зовнішнього середовища, про джерела забруднення, параметрах викидів та скидів забруднюючих речовин з об'єкту повинна мати необхідний і достатній обсяг, достовірність та оперативність. Частота зняття показань датчиків, лабораторних досліджень, точки контролю, види досліджень і вимірювань повинні визначатися спеціальним документом: «Регламент контролю навколишнього середовища», який розробляється підприємством і погоджується з Органами Держсаннагляду. Обов'язковому лабораторному контролю підлягають: приземний шар повітря, атмосферні випадіння, грунтові та поверхневі води і донні відкладення, водна рослинність, риба, молюски (водойм у районі розміщення об'єкта), грунт, рослинність, тварини, що живуть у цьому районі. Приблизний, обсяг контролю представлений в таблиці 1.

Таблиця 1.Прімерний обсяг контролю об'єктів навколишнього середовища на АЕС

Як ми бачимо, одним з обов'язкових аспектів радіаційного контролю є контроль потужності дози гамма-випромінювання і річної дози на місцевості в санітарно-захисній зоні та зоні спостереження. Радіаційний технологічний контроль на виробництві обов'язково включає в себе: контроль потужності дози гамма-випромінювання в обслуговуваних, періодично обслуговуваних приміщеннях і на проммайданчику АЕС;

2.4 Матеріали для захисту від гамма-випромінювання

Гамма-випромінювання найбільш ефективно послаблюється матеріалами з великим атомним номером і високою щільністю (свинець, сталь, бетон, магнетитові та інші руди, свинцеве скло). На АЕС в якості матеріалу для біологічного захисту зазвичай використовується бетон, металеві конструкції і вода. Розглянемо деякі матеріали, що отримали широке застосування в якості захисту від гамма-випромінювання.

Вода використовується не тільки як сповільнювач нейтронів, але і як захисний матеріал від нейтронного випромінювання внаслідок високої щільності атомів водню. При поглинанні теплових нейтронів ядрами водню по реакції H (n, γ) D, виникає захватне γ-випромінювання з енергією E = 2,23 МеВ. Захватне γ-випромінювання можна знизити, якщо застосувати борованого воду. Теплові нейтрони поглинаються бором з реакції B (n, α) Li, а захватне випромінювання має енергію E = 0,5 МеВ. Конструктивно водяну захист виконують у вигляді заповнених водою секційних баків зі сталі або інших матеріалів.

Поліетилен (р = 0,93 г / см ^3, n _н = 7,92 · ^{22 жовтня} ядер / см ³⁾ - термопластичний полімер (C _n H _2n), є кращим сповільнювачем, ніж вода. Застосовують у вигляді листів, стрічок, прутків і т.п. полиэтилена меньше t размягчения=368К. на таких ділянках захисту, де температура t поліетилену менше t розм'якшення = 368К. Необхідно враховувати високий коефіцієнт його лінійного розширення (в 13 разів більше, ніж у заліза). полиэтилен размягчается, а затем загорается, образуя двуокись углерода и воду. З підвищенням t поліетилен розм'якшується, а потім спалахує, утворюючи двоокис вуглецю і воду. Захисні властивості від γ-випромінювання приблизно такі ж, як у води. Для зменшення загарбного γ-випромінювання в поліетилен додають містять бор речовини.

З інших водородсодержащих речовин використовують різні пластмаси (полістирол, поліпропілен) і гідриди металів.

Залізо - у вигляді виробів із сталі і чавуну (прокат, поковка, дріб). Сталь (вуглецева та з легуючими елементами) є конструкційним матеріалом для виготовлення вузлів реакторних установок (корпус реактора, теплова та радіаційний захист, трубопроводи, різні механізми, арматура для захисту з інших матеріалів тощо). У сталі поєднуються конструкційні та захисні властивості. Маса зашиті із сталі від γ-випромінювання на 30% більше маси еквівалентної свинцевої захисту, однак підвищений витрата матеріалу компенсується кращими конструкційними характеристиками сталі. Під дією теплових нейтронів залізо, що є основною складовою частиною стали, активується з утворенням радіонукліда ⁵⁵ Fe (Т _{1 / 2} = 45,1 діб), що випромінює фотони (E _γ1 = 1,1 МеВ; E _γ2 = 1,29 МеВ). При захопленні нейтронів атомами заліза виникає захватне γ-випромінювання (E _γ = 7,7 МеВ). При недосконалій конструкції реакторної установки захватне γ-випромінювання в залізних конструкціях теплової захисту визначає вибір зашиті від випромінювання. Слід звертати увагу на зміст у сталі марганцю, танталу і кобальту, так як наведена γ-активність визначається в основному вмістом цих елементів стали. Сталь, піддається опроміненню нейтронами високої щільності, повинна містити не більше 0,2% марганцю, а тантал і кобальт можуть перебувати лише у вигляді слідів. Захватне γ-випромінювання і залишкову активність можна значною мірою зменшити, якщо додати в сталь борне, можливо мати борну сталь. Бор інтенсивно поглинає теплові нейтрони, при цьому утворюються легко поглинається γ-випромінювання (E = 0,5 МеВ) і α-частинки. Борна сталь за механічними властивостями гірше конструкційної сталі, дуже крихка і важко піддається мехобработки.

Свинець використовується для захисту у вигляді відливок (очехлованних сталевими листами), листів, дробу. З наявних дешевих матеріалів свинець володіє найбільш високими захисними властивостями від γ-випромінювання. Його доцільно використовувати при необхідності обмеження розмірів і маси захисту. Застосування свинцю обмежується низькою температурою плавлення (600 К). Захисні матеріали вольфрам, тантал можуть використовуватися в гарячих зонах, в яких застосування свища виключається. Використовувати ці метали для захисту промислових реакторів недоцільно, так як вони вкрай дороги.

Кадмій добре поглинає нейтрони з енергією менше 0,5 еВ. Листовий кадмій товщиною 0,1 см знижує щільність потоку теплових нейтронів в 10 ⁹ разів. При цьому виникає захватне γ-випромінювання з енергією до 7,5 МеВ. Кадмій не має досить хорошими механічними властивостями. Тому частіше застосовують сплав кадмію зі свинцем, який поряд з хорошими захисними властивостями від нейтронного і γ-випромінювань має кращі механічні властивості ніж властивості чистого кадмію.

Бетон є основним матеріалом для захисту від випромінювань, якщо маса і розмір захисту не обмежуються іншими умовами. Він складається з заповнювачів, пов'язаних між собою цементом. До складу цементу входять окисли кальцію, кремнію, алюмінію, заліза і легкі ядра, які інтенсивно поглинають γ-випромінювання і уповільнюють швидкі нейтрони в результаті пружного та непружного зіткнень. Поглинаюча здатність γ-випромінювання залежить від щільності бетону, яка може становити 2,1 - 6,6 т / м ^3. Найбільша щільність бетону при використанні заповнювача-залізного скрапу (сталевих кульок, дроту, обрізків сталевого брухту), найменша - при використанні піску і гравію. Конструкція бетонної захисту може бути монолітною (для великих реакторів) або складатися з окремих блоків (невеликих реакторів). Для зниження виходу загарбного γ-випромінювання в бетон вводять замість заповнювача до 3% B ₄ C.

-излучению служит линейный коэффициент ослабления плотности (мощности дозы) γ -излучения. Основним показником захисних властивостей матеріалу по відношенню до γ-випромінювання служить лінійний коефіцієнт ослаблення щільності (потужності дози) γ-випромінювання. (коэффициент ослабления), тем более высокими защитными свойствами обладает материал. Чим вище щільність матеріалу тим більше μ (коефіцієнт ослаблення), тим більше високими захисними властивостями володіє матеріал. -излучение ослабляется за счет увеличения плотности материала. Захисні властивості матеріалів поліпшуються в результаті введення в них важкого компонента (заліза, барію та ін.) Γ-випромінювання послаблюється за рахунок збільшення щільності матеріалу.

2.5 Індивідуальна аварійна дозиметрія гамма-випромінювання

-излучения наиболее точно измеряют радиотермо- (РТЛ) и радиофотолюминесцентными (РФЛ) и фотопленочными дозиметрами. Дози γ-випромінювання найбільш точно вимірюють радіотермо-(РТЛ) і радіофотолюмінесцентнимі (РФЛ) і фотопленочнимі дозиметрами.

-излучения с допустимой погрешностью,а их практическое применение для индивидуального аварийного контроля затруднительно. У лабораторних умовах фотопленочние дозиметри дозволяють вимірювати дозу γ-випромінювання з допустимою похибкою, а їх практичне застосування для індивідуального аварійного контролю важко. Похибка виникає через відмінності в умовах зберігання і носіння. До недоліків відносяться енергетична залежність чутливості, необхідність процедури прояви і денсітометрірованія, чутливість до кліматичних умов. Фотоплівки в індивідуальній аварійної дозиметрії витісняються радіофото-і радіотермолюмінесцентнимі дозиметрами. Принцип дії РФЛ-дозиметрів - на випущенні видимого світла при ультрафіолетовому порушення опромінених твердих речовин. У дозиметрах використовуються метафосфатние скла, активовані сріблом. Якщо при радіофотолюмінесценціі створені іонізуючим випромінюванням центри захоплення зберігаються після ультрафіолетового порушення, то при радіотермолюмінесценціі відбувається рекомбінація електронів з дірками, що призводить до руйнування центрів захоплення. Радіофотолюмінесцентние дозиметри допускають багаторазове визначення показань без втрати інформації, а радіотермолюмінесцентние після визначення показань можуть бути використані для нового опромінення. Для реєстрації РТЛ люмінофор поміщають на нагрівальний пристрій перед фотопомножувачем і вимірюють залежність інтенсивності свічення від температури або часу нагрівання. Бажаний люмінофор з лінійною залежністю інтенсивності РТЛ від дози, нечутливий до висвітлення, температурним і кліматичних факторів. Вихід РТЛ повинен бути великим, а спектр віддаленим від власного свічення нагрівального пристрою і відповідати спектральної чутливості використовуваного фотопомножувача. Враховуючи все це, в аварійній дозиметрії широко використовують три типи термолюмінофоров: фтористий літій, фтористий кальцій і термолюмінесцірующіе скла. ,которые могут регистрировать дозы аварийного облучения. На АЕС використовуються комплекти детекторів індивідуального дозиметричного контролю на основі LiF, які можуть реєструвати дози аварійного опромінення. связано с небольшим эффективным атомным номером, равным 8,14 и близким к эффективному атомному номеру мышечной ткани. Перевага LiF пов'язано з невеликим ефективним атомним номером, рівним 8,14 і близьким до ефективного атомному номеру м'язової тканини. З цієї причини у фтористого літію незначна залежність дозового чутливості від енергії фотонів. допускает многократное применение (до 100 раз) без изменения чувствительности при дозе до 1000 рад. Після опромінення в дозі більше 100 радий фтористий літій необхідно піддавати регенерації шляхом тривалої термообробки для зняття радіаційних дефектів. LiF допускає багаторазове застосування (до 100 разів) без зміни чутливості при дозі до 1000 рад. ₂ выше, чем у LiF , поэтому его чувствительность сильнее зависит от энергии фотонов. Ефективний атомний номер CaF ₂ вище, ніж у LiF, тому його чутливість сильніше залежить від енергії фотонів. - n -излучения. Хоча такі дозиметри відрізняються стабільними характеристиками, високою точністю і великим терміном служби, але вони складні у виготовленні і досить громіздкі, особливо якщо мова йде про їх об'єднання з індивідуальними дозиметрами нейтронів в загальний аварійний дозиметр γ - n-випромінювання. Як термолюмінесцентний дозиметрів використовують скла. Алюмофосфатні скла стали основою методу термолюмінесцентний дозиметрії ІКС. Вимоги, що пред'являються до термолюмінофорам, вдається задовольнити підбором складу скла, вибором активатора, розробкою технології виготовлення скла. Без активатора (найкращим виявився марганець) власна радіолюмінесценції у скла невелика. Так як ефективний атомний номер алюмофосфатного скла дорівнює около12, що значно більше, ніж у біологічної тканини, то в області низьких енергій фотонів дозиметри володіють значним ходом з жорсткістю. -излучению для стекол с литием равно около 100. Ставлення дозової чутливості до нейтронам і аналогічної чутливості до γ-випромінювання для стекол з літієм одно близько 100. -излучением для нейтронов с энергией ниже 5 МэВ не превышает 3—5%. Відносна чутливість стекол до швидких нейтронах в порівнянні з γ-випромінюванням для нейтронів з енергією нижче 5 МеВ не перевищує 3-5%. или CaF ₂ ,но они являются довольно стабильными к климатическим и температурным условиям. Хоча за своїми часовими характеристиками термолюмінесцірующіе скла поступаються таким люмінофора, як LiF або CaF _2, але вони є досить стабільними до кліматичних і температурних умов. Вони стійкі до корозії, теплових ударів при швидкому нагріванні та охолодженні. .На основе алюмофосфатных стекол, промышленному выпуску которых присвоена марка ИС-7, создан комплект индивидуальных аварийных дозиметров γ -излучения ИКС-А и индивидуальный дозиметр кожной дозы β- и γ -излучений ИКС. Показання дозиметрів в межах ± 3% не залежать від температури при опроміненні в інтервалі від - 20 до + 60 ⁰ C. На основі алюмофосфатного стекол, промислового випуску яких присвоєна марка ИС-7, створено комплект індивідуальних аварійних дозиметрів γ-випромінювання ІКС-А та індивідуальний дозиметр шкірної дози β-і γ-випромінювань ІКС. -излучения от 0,5 до 1000рад разбит на три поддиапазона от 0,05 до 10 рад, от 10 до 100 рад и от 100 до 1000 рад. У дозиметра ІКС-А повний діапазон по тканинної дозі γ-випромінювання від 0,5 до 1000рад розбитий на три піддіапазони від 0,05 до 10 радий, від 10 до 100 рад і від 100 до 1000 рад. Основна похибка вимірювання дози не більше ± 15%.

Рис .9.1. -излучения ИКС-А: Індивідуальні дозиметри γ-випромінювання ІКС-А:

— экспериментальные: 1 — крышка; 2 — свинцовый фильтр; 3 — держатель стеклянной пластины; 4 — стеклянная пластина; 5 — крепежное кольцо; 6 — пружина; 7 — фильтр го алюминия; 8 - свинцовый фильтр; 9 — основание кассеты; 10 — фильтр го алюминия; а - аварійні; б - багаторазового користування; β - експериментальні: 1 - кришка, 2 - свинцевий фільтр, 3 - утримувач скляної пластини, 4 - скляна пластина; 5 - кріпильний кільце, 6 - пружина, 7 - фільтр го алюмінію; 8 - свинцевий фільтр; 9 - підстава касети; 10 - фільтр го алюмінію;

11 - прокладка з гуми.

2.6 Особливості впливу на організм людини гамма-випромінювань

Відповідно до Закону України «Про охорону навколишнього природного середовища» при експлуатації промислових чи інших об'єктів повинна забезпечуватися екологічна безпека людей, раціональне використання природних ресурсів, дотримання нормативів шкідливого впливу на навколишнє природне середовище. При цьому повинні передбачатися вловлювання, утилізація, знешкодження шкідливих речовин і відходів або повна їх ліквідація, виконання інших вимог щодо охорони навколишнього природного середовища і здоров'я людей. -лучей увеличивается с ростом атомного номера вещества поглотителя. Як відомо, гамма-промені мають найбільшу проникаючу здатність (в порівнянні з альфа і бета-променями.) Інтенсивність поглинання γ-променів збільшується зі зростанням атомного номера речовини поглинача. Але й шар свинцю товщиною в сантиметр не є для них нездоланною перешкодою. При проходженні через таку пластину їх інтенсивність зменшується лише вдвічі. -лучей в вакууме около 300000 км/сек. Швидкість поширення γ-променів у вакуумі близько 300000 км / сек. Випромінювання радіоактивних речовин надають великий вплив на всі живі організми. Навіть порівняно слабкого випромінювання, енергія якого при повному поглинанні підвищила б температуру тіла всього лише на 0,001 ° С, виявляється достатньо, щоб порушити життєдіяльність клітин організму. Жива клітина - це складний механізм, який не здатний продовжувати нормальну життєдіяльність навіть при малих пошкодженнях окремих його ділянок. Випромінювання ж і малої інтенсивності здатні завдати клітці такі ушкодження. У результаті при великій дозі випромінювання всі живі організми гинуть. Небезпека випромінювань посилюється тим, що вони не викликають ніяких больових відчуттів навіть при смертельних дозах. Найбільш чутливі до випромінювань ядра клітин, особливо клітин, які швидко діляться. Тому в першу чергу випромінювання вражають в організмі кістковий мозок, через що порушується процес утворення крові. Далі настає ураження клітин травного тракту та інших органів. Сильний вплив опромінення надає на спадковість. Зовнішнє опромінення всього тіла, з урахуванням його внеску в індивідуальні та колективні дози є основним на АЕС. -излучение ядерного реактора, Його джерела: це γ-випромінювання ядерного реактора, технологічних контурів, устаткування з радіоактивними середовищами та будь-які поверхні, забруднені радіоактивними речовинами. Істотно менший внесок у зовнішню -излучение. опромінення персоналу АЕС вносять нейтронне і β-випромінювання. При опроміненні може розвинутися променева хвороба-захворювання, що розвивається в результаті загибелі переважно діляться клітин організму під впливом короткочасного (до декількох діб) впливу на значні області тіла радіації. У патогенезі гострої променевої хвороби визначальну роль грає загибель клітин, перш за все діляться, проте гинуть і покояться клітини, гинуть лімфоцити. Лімфопенія є одним з ранніх і найважливіших ознак гострого променевого ураження. Фібробласти організму виявляються високоустойчиви до впливу радіації. Після опромінення вони починають бурхливе зростання, що в осередках значних поразок сприяє розвитку важкого склерозу. До найважливіших особливостей гострої променевої хвороби відноситься сувора залежність її проявів від поглиненої дози. У своєму розвитку хвороба проходить кілька етапів. У перші години після опромінення з'являється первинна реакція (блювота, лихоманка, головний біль безпосередньо після опромінення). Через кілька днів (тим раніше, чим вище доза опромінення) розвивається спустошення кісткового мозку, в крові - агранулоцитоз, тромбоцитопенія. З'являються різноманітні інфекційні процеси, стоматит, геморагії. Між первинної реакцією і розпалом хвороби при дозах опромінення менш 500-600 радий відзначається період зовнішнього благополуччя, але чисто зовнішні прояви хвороби не визначають справжнього стану. Доцільно виділяти чотири стадії гострої променевої хвороби: легку, середньої тяжкості, важку і вкрай важку. До легкої відносяться випадки щодо рівномірного опромінення в дозі від 100 до 200 радий, до середньої - від 200 до 400 радий, до важкої - від 400 до 600 рад, до вкрай важкої - понад 600 рад. При опроміненні в дозі менше 100 рад говорять про променеву травму. Дозу рідко встановлюють фізичним шляхом, як правило, це роблять за допомогою біологічної дозиметрії. Розроблена у нашій країні спеціальна система біологічної дозиметрії дозволяє в даний час не тільки безпомилково встановлювати сам факт переопромінення, але і надійно (в межах описаних ступенів тяжкості гострої променевої хвороби) визначати поглинуті у конкретних ділянках людського тіла дози радіації. Це положення справедливе для випадків безпосереднього, тобто протягом найближчих після опромінення доби, надходження постраждалого для обстеження. Однак навіть після декількох років після опромінення можна не тільки підтвердити цей факт, але й встановити приблизну дозу опромінення по хромосомному аналізу лімфоцитів периферичної крові і лімфоцитів кісткового мозку. Типовий прояв гострої променевої хвороби - ураження шкіри та її придатків. Випадання волосся - один з найбільш яскравих зовнішніх ознак хвороби, хоча він менше всього впливає на її перебіг. Остаточне (без відновлення) випадання волосся на голові відбувається при одноразовому дозі опромінення вище 700 радий. Шкіра має також неоднакову радіочутливість різних областей. Найбільш чутливі області пахвових западин, пахових складок, ліктьових згинів, шиї. При високих дозах (починаючи з дози 1600рад) з'являються бульбашки. При дозах понад 2500 радий первинна еритема змінюється набряком шкіри, з'являються бульбашки, наповнені серозною рідиною. Хронічна променева хвороба являє собою захворювання, викликане повторними опроміненнями організму в малих дозах, що сумарно перевищують 100 радий. Розвиток хвороби визначається не тільки сумарною дозою, але і її потужністю, тобто строком опромінення, протягом якого відбулося поглинання дози радіації в організмі. Поганий контроль за джерелами радіації, порушення персоналом техніки безпеки в роботі з рентгенотерапевтичних установками приводили до появи випадків хронічної променевої хвороби.

Чітка організація роботи служби радіаційної безпеки в умовах нормальної експлуатації є запорукою безпеки всіх видів робіт і в інших режимах, у тому числі в аварійних режимах експлуатації АЕС.

Опромінення живих організмів може викликати й певну користь. Швидко розмножуються клітини в злоякісних (ракових) пухлинах більш чутливі до опромінення, ніж нормальні. -лучами радиоактивных препаратов, которые для этой цели более эффективны, чем рентгеновские лучи, уже применявшиеся ранее. На цьому грунтується придушення ракової пухлини γ-променями радіоактивних препаратів, які для цієї мети більш ефективні, ніж рентгенівські промені, вже застосовувалися раніше. Викликаються опроміненням мутації можуть призводити і до бажаних змін у властивостях рослин і тварин. На цьому грунтується новий напрям у селекції рослин і мікроорганізмів-радіоселекція. Методами радіоселекціі створені господарсько цінні форми ярої пшениці, вівса, ячменю, гороху та інших культур.

Висновок

У даному рефераті були розглянуті питання впливу гамма-випромінювань на людину. Гамма-випромінювання - електромагнітне випромінювання з довжиною хвилі <0,1 нм, що виникає при розпаді радіоактивних ядер, переході ядер із збудженого стану в основний, при взаємодії швидких заряджених часток з речовиною, анігіляції електронно-позитронного пар. Для гамма-випромінювання характерні в основному три види взаємодії з речовиною:

1. фотоефект;

2.комптон-ефект

3.Образованіе електронно-позитронного пар

-излучения на АЭС это: Джерела γ-випромінювання на АЕС це:

-излучение ядерного реактора, технологических контуров, γ-випромінювання ядерного реактора, технологічних контурів,

обладнання з радіоактивними середовищами та будь-які поверхні, забруднені радіоактивними речовинами.

-излучение отрицательно влияет на организм человека, крайним проявлением чего является лучевая болезнь. γ-випромінювання негативно впливає на організм людини, крайнім проявом чого є променева хвороба.

Література

1. Мякишев Г.Я. Буховцев Б.Б. Фізика. Москва.Просвещеніе.1976, 366с.

2. Популярна медична енциклопедія. Гл.ред. Б.В. Петровський. Москва. Радянська енціклопедія.1987.704с.

3. Борнніков В.К., Волошко В.П., Копчінській Г.А., Штеййнберг Н.А. Стан і проблеми ядерної енергетики України / / Вісник інженерної академії України. - 1998. - № 2