Природа джерела механізм взаємодії з речовиною особливості впливу на організм людини 2

[ виправити ] текст може містити помилки, будь ласка перевіряйте перш ніж використовувати.

скачати

евастопольский Национальный Университет ядерной энергии и промышленности C евастопольскій Національний Університет ядерної енергії та промисловості

Контрольна робота з дисципліни

Радіаційна безпека

Тема: Природа, джерела, механізм взаємодії з речовиною, особливості впливу на організм людини нейтронного випромінювання

Виконав:

Студент заочного відділення

Факультету ЯХТ

Д-34А

Бурак Л.А.

Севастополь

2006

Введення

Нейтрон був відкритий в 1932 році. Відкриття нейтрона було поворотним пунктом у дослідженні ядерних реакцій. Так як нейтрони позбавлені заряду, то вони без перешкоди проникають в атомні ядра і викликають їх перетворення. Італійський фізик Фермі, який першим почав вивчати реакції, викликані нейтронами, виявив, що ядерні перетворення викликаються навіть повільними нейтронами, що рухаються з тепловими швидкостями. Практичне використання внутрішньоядерної енергії виявилося можливим завдяки тому, що фундаментальним фактом ядерного поділу є випускання в процесі ділення двох-трьох нейтронів. Енергія звільнених у процесі розподілу нейтронів має різне значення-від декількох мільйонів електрон-вольт до зовсім малих, близьких до нулю.Только в ядрах нейтрон за рахунок взаємодії з іншими нуклонами набуває стабільність. Вільний ж нейтрон живе в середньому 16 хв. Це було експериментально доведено лише після того, як були побудовані ядерні реактори, що дають потужні пучки нейтронів.

Радіоактивність - здатність радіонуклідів спонтанно перетворюватися в атоми інших елементів, внаслідок переходу ядра з одного енергетичного стану в інший, що супроводжується іонізуючим випромінюванням. У нормальному стані співвідношення між кількістю нейтронів і протонів в ядрі суворо визначений. Відстань між ними, їх енергія зв'язку - мінімальні, ядро стійке. У результаті опромінення нейтронами (або іншими частками), ядро переходить у збуджений стан. Через проміжок часу воно переходить у стійкий стан, а надлишкова енергія перетворюється у радіоактивне випромінювання ядра. Процес переходу ядер з нестійкого в стійке стан з випромінюванням надлишкової енергії називається радіоактивним розпадом.

1. Природа, джерела, механізм взаємодії з речовиною, особливості впливу на організм людини нейтронного випромінювання

.1 1 .1 Нейтронне випромінювання

Основними видами радіоактивних випромінювань при розпаді ядер є:

  • гамма - випромінювання;

  • бета - випромінювання;

  • альфа - випромінювання;

  • нейтронне випромінювання.

Нейтронне випромінювання. Нейтрони випромінюються ядрами при ядерних реакціях, коли отримана ззовні ядром енергія буває достатня для руйнування зв'язку нейтрона з ядром, у результаті поділу ядер урану. Не маючи заряду, нейтрони не взаємодіють з електричними полями електронів і ядер при проходженні через речовину і безперешкодно рухаються до зіткнення з ядром. А так як розміри ядер незмірно менше самих атомів, то зіткнення дуже рідкісні і довжина вільного пробігу навіть у твердих тілах досягає кілька сантиметрів (у повітрі сотні метрів).

Розглядають три види взаємодії нейтронів з речовиною:

  • пружне розсіювання на ядрах - коли частина енергії нейтрона передається ядру, інша частина залишається у розсіяного нейтрона. При пружному розсіянні внутрішня енергія ядра не змінюється, вона лише набуває кінетичну енергію;

  • непружне розсіювання на ядрах - коли внутрішня енергія віддачі змінюється. Ядро стає збудженим і повертаючись до нормального стану може випустити гамма-квант;

  • захоплення нейтронів ядрами - при захопленні нейтронів ядрами утворюється сильно порушена ядро, яке, повертаючись до нормального стану, може випустити різні частинки.

За енергії нейтрони діляться на теплові, проміжні і швидкі. Для захисту від нейтронного випромінювання застосовуються матеріали, що мають високу сповільнює і поглинаючою здатністю - вода, парафін, графіти, бор, кадмій і т.д.

Основним джерелом нейтронів є працюючий реактор. Під дією нейтронів у реакторі відбувається активація теплоносія, конструкційних матеріалів, а також продуктів корозії устаткування і трубопроводів. Утворені при цьому радіоактивні ізотопи є джерелами гамма-і бета - випромінювань. При розподілі урану в реакторі утворюються осколкові продукти поділу володіють, в основному, гамма-і бета-активністю, а також газоподібні продукти поділу.

.2 Источники излучений на АЭС 1 .2 Джерела випромінювань на АЕС

Незалежно від типу реактора, встановленого на АЕС, і її технологічної схеми основними джерелами випромінювання на АЕС є активна зона реактора, трубопроводи та обладнання технологічного контуру, басейни витримки з відпрацьованим ядерним паливом, системи спеціального водоочищення і їх обладнання, сам захист реактора.

Рис.1 Джерела нейтронів.

Джерела нейтронів в активній зоні працюючого реактора можна підрозділити на чотири групи:

  • миттєві нейтрони, тобто нейтрони, які супроводжують процес розподілу ядер пального;

  • запізнілі нейтрони - випускаються сильно збудженими ядрами осколків поділу;

  • нейтрони активації - випускаються при радіоактивному розпаді продуктів деяких ядерних реакцій;

  • n )-реакций на некоторых ядрах. фотонейтрони - утворюються в результаті (γ, n)-реакцій на деяких ядрах.

Найбільший внесок у дозу опромінення, при роботі реактора на потужності, вносять миттєві нейтрони.

Джерела нейтронів. Миттєві нейтрони утворюються практично одночасно з розподілом ядра. , 233 U , 239 Pu равно 2,5 ±0,03, 2,47 ± 0,03 и 2,9 ± 0,04 соответственно. Середнє число миттєвих нейтронів при розподілі 235 U, 233 U, 239 Pu одно 2,5 ± 0,03, 2,47 ± 0,03 і 2,9 ± 0,04 відповідно. Запізнілі нейтрони утворюються в кількості, істотно меншій (0,002 - 0,007 нейтр. / поділ), і випускаються деякими продуктами поділу з періодами напіврозпаду 0,18 - 54,5 с.

Енергетичне розподіл миттєвих і запізнілих нейтронів описується різними емпіричними формулами, але частіше формулою:

(1)

( E n ) — количество нейтронов. де S (E n) - кількість нейтронів.

— энергия нейтронов, МэВ. E n - енергія нейтронів, МеВ.

В області енергій від 4 до 12 МеВ - найбільш важливою з точки зору радіаційної зашиті-спектр нейтронів ділення можна описати простою експонентою:

( E n ) = 1,75 ехр (— 0,776 E n ), (2) S (E n) = 1,75 ехр (- 0,776 E n), (2)

похибка цього співвідношення не більше 15%.

: Для цілей радіаційного захисту необхідно мати інтегральний спектр нейтронів поділу, тобто кількість нейтронів у спектрі нейтронів поділу (1) з енергією, що перевищує E n:

(3)

( E n ) и χ(Ε n ) нормированы на единицу. Для профілактичної роботи спектр нейтронів ділення (рис. 6.2) та інтегральний спектр нейтронів ділення (рис. 6.3) представляють у вигляді таблиць, в яких S (E n) і χ (Ε n) нормовані на одиницю. Найбільш ймовірна енергія нейтронів ділення 0,6 - 0,8 МеВ, а середня - 2 МеВ, максимальна приймається рівної 12 МеВ.

У результаті взаємодії нейтронів, що утворилися при розподілі з ядрами елементів, що входять до складу активної зони (пружне і непружне розсіювання, поглинання, поділ), спектр нейтронів ділення (рис. 6.2) деформується і набуває вигляду, показаний на рис. 4. — спектр, а в тепловой и надтепловой областях энергии — спектр Максвелла. В області енергій, відповідних групі швидких нейтронів, він практично не відрізняється від спектра нейтронів поділу, в проміжній області енергій - це спектр замедляющихся нейтронів, тобто 1 / E n - спектр, а в тепловій та надтеплових областях енергії - спектр Максвелла. Природно, що на рис.4 зображений принциповий вид спектру, реальний залежить від складу активної зони, та інформацію про нього, так само як і про спектр нейтронів витоку з активної зони та їх кількості (густини потоку нейтронів на поверхні активної зони), можна отримати з результатів розрахунку фізичних характеристик активної зони.

Рис. 4. Спектр нейтронів в активній зоні ядерного реактора.

1.3 Захисні властивості матеріалів від нейтронного випромінювання

Захисні властивості матеріалів від нейтронного випромінювання визначаються їх сповільнює і поглинаючою здатністю, ступенем активації. Швидкі нейтрони найбільш ефективно сповільнюються речовинами з малим атомним номером, такими як графіт і водородсодержащие речовини (легка та важка вода, пластмаси, поліетилен, парафін). Для ефективного поглинання теплових нейтронів застосовуються матеріали, що мають великий перетин поглинання: сполуки з бором - борна сталь, бораль, борний графіт, карбід бору, а також кадмій і бетон (на лімонітовий та інших рудах, що містять зв'язану воду).

Вода використовується не тільки як сповільнювач нейтронів, але і як захисний матеріал від нейтронного випромінювання внаслідок високої щільності атомів водню. Після зіткнень з атомами водню швидкий нейтрон сповільнюється до теплової енергії, а потім поглинається середовищем. ( n , γ ) D , возникает захватное γ -излучение с энергией E =2,23 МэВ. При поглинанні теплових нейтронів ядрами водню по реакції H (n, γ) D, виникає захватне γ-випромінювання з енергією E = 2,23 МеВ. -излучение можно значительно снизить, если применить борированную воду. Захватне γ-випромінювання можна значно знизити, якщо застосувати борованого воду. ( n , α ) Li , а захватное излучение имеет энергию E = 0,5 МэВ. У цьому випадку теплові нейтрони поглинаються бором з реакції B (n, α) Li, а захватне випромінювання має енергію E = 0,5 МеВ. Водяну захист виконують у вигляді заповнених водою секційних баків зі сталі або інших матеріалів.

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. -излучение с энергией до 7,5 МэВ. При цьому виникає захватне γ-випромінювання з енергією до 7,5 МеВ. Кадмій не має досить хорошими механічними властивостями. -излучений имеет лучшие механические свойства по сравнению с чистым кадмием. Тому частіше застосовують сплав кадмію зі свинцем, який поряд з хорошими захисними властивостями від нейтронного і γ-випромінювань має кращі механічні властивості в порівнянні з чистим кадмієм.

Бетон є основним матеріалом для захисту від випромінювань, якщо маса і розмір захисту не обмежуються іншими умовами. Бетон, що застосовується для захисту від випромінювань, складається з заповнювачів, пов'язаних між собою цементом. -излучение и замедляют быстрые нейтроны в результате упругого и неупругого столкновений. До складу цементу в основному входять окисли кальцію, кремнію, алюмінію, заліза і легкі ядра, які інтенсивно поглинають γ-випромінювання і уповільнюють швидкі нейтрони в результаті пружного та непружного зіткнень. Ослаблення щільності потоку нейтронів в бетоні залежить від вмісту води в матеріалі захисту, яке визначається в основному типом використовуваного бетону. Поглинання нейтронів бетонної захистом може бути значно збільшено введенням сполуки бору до складу матеріалу захисту. Конструкція бетонної захисту може бути монолітною (для великих реакторів) або складатися з окремих блоків (невеликих реакторів).

.4 1 .4 Дозиметрія нейтронного випромінювання

Процеси взаємодії нейтронів з речовиною визначаються енергією нейтронів і атомним складом поглинаючої середовища. Для реєстрації нейтронів використовують різні види вторинних випромінювань, які виникають в результаті ядерних реакцій або розсіювання нейтронів на ядрах з передачею їм енергії. , α ) 7 Li , 6 Li ( n , α ) 3 Н, 3 Не( n , р) 3 Н, а также деления тяжелых ядер 235 U и 239 Pu . Теплові та надтеплових нейтрони реєструють з використанням реакцій 10 В (n, α) 7 Li, 6 Li (n, α) 3 Н, 3 Не (n, р) 3 Н, а також розподілу важких ядер 235 U і 239 Pu.

и 7 Li , разлетающиеся с энергией соответственно 1,6 и 0,9 МэВ, могут быть легко зарегистрированы. Пропорційні лічильники. Якщо реакція з бором відбувається всередині пропорційного лічильника, то результуючі ядра 4 He і 7 Li, що розлітаються з енергією відповідно 1,6 і 0,9 МеВ, можуть бути легко зареєстровані. 3 , в котором 10 B входит в молекулу. Зазвичай нейтронні пропорційні лічильники мають досить товсті стінки, лічильники можуть заповнюватися газом BF 3, в якому 10 B входить в молекулу. 4 C может наноситься на внутреннюю поверхность стенки счетчика(в этом случае в ионизации участвует только одна из частиц, так как другая поглощается стенкой). Тонкий шар твердої речовини B 4 C може наноситися на внутрішню поверхню стінки лічильника (у цьому випадку в іонізації бере участь тільки одна з часток, так як інша поглинається стінкою). 3 более эффективны, чем камеры с твердым слоем B 4 C .Отметим, что вероятность захвата быстрых нейтронов ядром 10 B очень мала. Тому камери з газовим заповненням BF 3 більш ефективні, ніж камери з твердим шаром B 4 C. Відзначимо, що ймовірність захоплення швидких нейтронів ядром 10 B дуже мала. Тільки теплові нейтрони захоплюються з високою ймовірністю. З іншого боку швидкі нейтрони стають тепловими при уповільненні. Детектор теплових нейтронів можна перетворити на детектор швидких, оточивши його шаром сповільнювача нейтронів, речовиною з великим вмістом водню (наприклад, парафін). Такі "усехвильові" детектори виконуються з 2 - 3 водородсодержащих коаксіальних циліндричних шарів з внутрішнім розташуванням борного лічильника або з декількох поліетиленових куль різних діаметрів - сповільнювачів, що надягають на детектор так, щоб він знаходився в центрі кулі.

Рис5 Всехвильвою лічильник

Конструкція всехвильовий лічильника, який може реєструвати нейтрони в діапазоні від 0,1 до 5 МеВ з постійною ефективністю, показана на рис5. 2 O 3 . Лічильник складається з двох циліндричних парафінових блоків (1), вставлених один в інший (діаметр 380 і 200 мм, довжина 500 і 350 мм відповідно), між якими знаходиться екран (2), що складається з шару B 2 O 3. Екран і зовнішній циліндричний парафіновий блок призначені для зменшення чутливості всехвильовий лічильника до розсіяних нейтронів, що надходять не з правого торця лічильника. Усередині парафінових блоків встановлюють пропорційний борний лічильник (4), який з правого торця закривається кадмієві ковпачком (5) для екранування від прямого пучка теплових нейтронів. Для збільшення ефективності реєстрації повільних нейтронів в торцевій частини парафіну по колу висвердлені кілька отворів (3). Швидкі нейтрони проникають в парафін, де вони сповільнюються і реєструються лічильником. с) скорость счета всеволнового счетчика достигает 200отсч /мин Эффективность борного счетчика h , зависящую от длины рабочего объема l , энергиинейтронов E n При щільності потоку нейтронов1 нейгр / (см 2 · с) швидкість рахунку всехвильовий лічильника досягає 200отсч / хв Ефективність борного лічильника h, що залежить від довжини робочого об'єму l, енергіінейтронов E n , можно определить по формуле: і тиску газу p, можна визначити за формулою:

= 1 - ехр(-0,07 р η = 1 - ехр (-0,07 р / E n 1/2 ) (4) l / E n 1 / 2) (4)

= 0,1 МПа, l = 20см, E n При p = 0,1 МПа, l = 20см, E n = 0,9 = 0,0253 еВ, η = 0,9

и 239 Pu . Камери поділу. Для реєстрації нейтронів будь-яких енергій можна використовувати ділення важких ядер в камерах поділу, наприклад 235 U і 239 Pu. Перетини розподілу для них змінюються незначно у великому діапазоні енергій нейтронів і мають найбільші значення в порівнянні з перерізами поділу для інших радіонуклідів. Щоб уникнути самопоглощенія продуктів поділу, що ділиться речовина наноситься тонким шаром (0,02 - 2 мг / см 2) на електроди іонізаційної камери, заповненої аргоном (0,5 - 1,0 МПа).

Рис. 6. Камера поділу з високою ефективністю.

У порівнянні з борними лічильниками камери поділу більш довговічні і можуть працювати при високій температурі. равна 0,6%, те значительно ниже, чем для борных счетчиков. Ефективність камер поділу з 235 U дорівнює 0,6%, ті значно нижче, ніж для борних лічильників. Для збільшення чутливості камер поділу до нейтронного випромінювання необхідно збільшити поверхню електродів камери. Камера поділу з високою ефективністю має чотири концентричних алюмінієвих електрода показана на ріс6.

Сцинтиляційні лічильники. Для реєстрації швидких нейтронів широко використовують сцинтиляційні лічильники зі спеціальними сцинтиляторів. Швидкі нейтрони при пружному розсіянні на ядрах водню передають їм більшу частину своєї енергії яка витрачається на іонізацію водородсодержащий середовища. Тому органічні сцинтилятори, що містять велику кількість атомів водню (наприклад стільбен), мають високу ефективність реєстрації швидких нейтронів.

Рис. 7. Сцинтиляційний лічильник нейтронів з кульовим сповільнювачем.

( Eu ) (2) со сменными полиэтиленовыми шаровыми замедлителями (1). Для вимірювання потоку нейтронів в інтервалі енергій від 10 -2 до 10 7 еВ можна застосувати сцинтиляційний детектор (рис. 7), який складається з ФЕУ (4) з екраном (5), передпідсилювача (6), світловода (3), сцинтилятора 6 LiI (Eu) (2) зі змінними поліетиленовими кульовими сповільнювачами (1).

Трекові дозиметричні детектори. У дозиметрії нейтронного випромінювання знайшли застосування твердотільні трекові детектори в чутливому обсязі яких реєструється число треків заряджених частинок. Дозиметричне застосування цих детекторів засноване на зв'язку числа треків з дозою випромінювання.

Активаційний метод дозиметрії нейтронів У результаті ядернихреакцій, що протікають під дією нейтронів, утворюються радіоактивні ядра При використанні активаційного методу вимірюють наведену активність детектора А, рівну

(5)

— постоянная распада образующихся радиоактивных ядер; де λ - постійна розпаду радіоактивних ядер;

—число радиоактивных ядер в единице объема детектора при его облучении в течение времени t ; N t-число радіоактивних ядер в одиниці об'єму детектора при його опромінюванні протягом часу t;

n - Число ядер нукліда мішені в одиниці об'єму;

( E ) . dE — плотность потока нейтронов, имеющих энергию в интервале от E до E + dE ; φ (E). dE - щільність потоку нейтронів, що мають енергію в інтервалі від E до E + dE;

— сечение активации для нейтронов с энергией E в веществе детектора. σ (Ε) - перетин активації для нейтронів з енергією E в речовині детектора. 1 и E 2 соответствуют нижней и верхней границам энергии в спектре нейтронов. Межі інтегрування E 1 і E 2 відповідають нижньої і верхньої кордонів енергії в спектрі нейтронів.

Детектори нейтронів прямий зарядки. Для вимірювання густини потоку нейтронів в активній зоні реактора застосовуються детектори нейтронів прямий зарядки (ДПЗ). -распаде(захват нейтронов сопровождается мгновенным испусканием γ -излучения и эмиссией из возбужденных ядер высокоэнергетических электронов); выходе электроновотдачи и фотоэлектронов при поглощении внешнего γ -излучения. Ці детектори засновані на первинних ефектах: захоплення нейтронів і β-розпаді (захоплення нейтронів супроводжується миттєвим випусканням γ-випромінювання і емісією з збуджених ядер високоенергетичних електронів); виході електроновотдачі і фотоелектронів при поглинанні зовнішнього γ-випромінювання.

Індивідуальні дозиметри нейтронів.

Як приклад наведемо індивідуальний аварійний дозіметр.Для визначення доз при аварійних опромінюваннях персоналу, що обслуговує ядерні реактори, критичні збірки і інші системи, де є ймовірність непередбачених перевищень критичної маси, розроблені термолюмінесцентний ітрековие детектори нейтронів, що входять до комплекту індивідуальних дозиметрів аварійних гнейс, рис 8 .

и нейтронного излучения ГНЕЙС Рис 8 Конструкція аварійного дозиметра β-, γ-і нейтронного випромінювання Гнейс

~излучения, 8 — дозиметры тепловых нейтронов, 9 — корпус кассеты индивидуального дозиметра ГНЕЙС. 1 - бета-дозиметр, 2 - кришка касети індивідуального дозиметра гнейс, 3 - шпилька, 4 - целулоїд, 5 - фотографія з ініціалами і прізвищем, 6-дозиметр проміжних і швидких нейтронів, 7 - дозиметри γ ~ випромінювання, 8 - дозиметри теплових нейтронів , 9 - корпус касети індивідуального дозиметра гнейсу.

1.5 Вплив нейтронного випромінювання на організм людини

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. Людина в процесі свого життя піддається опроміненню як від природних (природних), так і від штучних (створених людиною в результаті його діяльності) джерел іонізуючих випромінювань. Зі штучних джерел радіації найбільше значення має опромінення в процесі медичних процедур (рентгенодіагностика, рентгено-та радіотерапія). Середня індивідуальна доза за рахунок цього джерела складає близько 1,4 мЗв на рік. Опромінення населення за рахунок глобальних радіоактивних випадінь, після припинення ядерних випробувань в атмосфері в 1963 р. стали зменшуватися, і річні дози склали 7% від дози природних джерел у 1966 р., 2% в 1969 р., 1% на початку 80-х років. Слід зазначити, що телеглядач у кольорового телевізора отримує середню річну дозу близько 0,25 мЗв, що становить 25% природного фону.

Експлуатація АЕС за нормальних режимах призводить до середньої ефективної еквівалентній дозі персоналу промислових реакторів рівною 7,5 - 10 мЗв / рік, а для населення, що проживає поблизу АЕС до середньої дозі 0,002-0,01 мЗв / рік.

Ці цифри відображають ситуацію при нормальній експлуатації АЕС. Однак завжди існує небезпека аварій, наслідки яких можуть призвести до значно більших поразок населення. Можливі величини цих поразок ілюструють наслідки аварії на Чорнобильській АЕС.

Перше спостереження встановило, що при дії іонізуючого випромінювання на клітину поглинання мізерної кількості енергії може давати значний біологічний ефект. Наприклад, смертельна доза іонізуючого випромінювання для ссавців дорівнює 10 Гр. . Поглинена енергія відповідна цій дозі підвищує температуру людського тіла не більше, ніж на 0,0001 0 C. Причиною загибелі організму звичайно є ураження якого-небудь одного органу, критичного в даній ситуації. У діапазоні доз 3 - 9 Гр критичною є кровоносна система. Загибель опроміненого організму спостерігається на 7 -15 добу після променевого впливу. Поразка кровотворення виявляється і при не смертельних променевих ураженнях. При цьому знижується кількість тромбоцитів, що є однією з причин кровоточивості.

При збільшенні дози радіації до 10 -100 Гр, організми гинуть на 3 - 5 добу, тобто тоді, коли "костномозговой синдром" ще не встиг розвинутися. Це відбувається через те, що виходить з ладу інший критичний орган - кишечник. Він дивується і при менших дозах, в діапазоні, коли загибель відбувається через пригнічення кровотворення, але при цьому "синдром кишечника" не визначає результату променевої хвороби, хоча і посилює її тяжкість.

При ще великих дозах радіації (200 -1000 Гр), безпосередньою причиною загибелі опроміненого організму є масове руйнування клітин центральної нервової системи. І якщо побудувати криву залежності термінів загибелі опромінюваних організмів від дози опромінення, на ній будуть чітко спостерігатися три характерні ділянки, відповідних діапазонів "костномозговой", "кишкової" і "нервової" форм загибелі.

Репродуктивна система більш радіоустойчіва. Тим не менш, відповідно до закону Бергоньє і Трибондо виробництво сперматозоїдів (молодих клітин сперми) у чоловіків знижується або припиняється при низьких дозах. Доза 250 бер на гонади (статеві органи) призводить до тимчасової стерильності на період до року. Для повної стерильності необхідна Доза від 500 до 600 бер.

Доза 170 бер на жіночі гонади призводить до стерильності на період 1 - 3 роки. Повна стерильність настає при дозі 300-600 бер, в залежності від віку.

Дія іонізуючого випромінювання на організм умовно можна розділити на соматичні та генетичні. Соматичні ефекти виявляються у самого опроміненого, а генетичні - у його потомства. Різноманітні форми прояву вражаючої дії радіації на організм називають променевою хворобою. З іншого боку, численні дослідження радіобіологів показали: малі дози радіації не тільки не роблять пригнічуючої дії, а навпаки, в багатьох випадках навіть стимулюють життєдіяльність живих систем (гормезес). Зокрема у ссавців спостерігається: прискорений розвиток, підвищена стійкість до несприятливих умов, збільшення чисельності потомства і т.д. На думку деяких радіобіологів стимулюючу дію малих доз на людину доведено багатьма дослідженнями (радонові ванни). На їхню думку, вся сума наявних фактів одностайно підтверджує, хоча і не доводить: існує реальний біологічний поріг дії іонізуючої радіації.

Література

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

    2. Популярна медична енциклопедія. Гл.ред. Б.В.Петровский.Москва.Советская 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

Додати в блог або на сайт

Цей текст може містити помилки.

Безпека життєдіяльності та охорона праці | Контрольна робота
66кб. | скачати


Схожі роботи:
Природа джерела механізм взаємодії з речовиною особливості впливу на організм людини
Особливості впливу електричного струму на організм людини
Особливості впливу електричного струму на організм людини
Іонізуючі випромінювання їх природа і вплив на організм людини
Джерела забруднення біосфери і їхній вплив на організм людини
Тяж круглі метали Джерела надходження у навколишнє середовище Дія на організм людини
Соціально-політичні небезпеки види характеристика джерела вплив організм людини міри захисту та запобігання
Особливості будови органів дихання людини оцінка впливу на них куріння
Вивчення впливу пива на організм підлітка
© Усі права захищені
написати до нас