Навчальний посібник для студентів вищих навчальних закладів




Сторінка18/37
Дата конвертації19.12.2016
Розмір5.01 Kb.
ТипНавчальний посібник
1   ...   14   15   16   17   18   19   20   21   ...   37
кулон на кілограм (Кл/кг). Це така доза рентгенівського або - випромінювання, при дії якої на 1 кг сухого атмосферного повітря за нормальних умов утворюються іони, що несуть 1 Кл електрики кожного знака. На практиці до цього часу широко застосовується позасистемна одиниця експозиційної дози рентген. 1 рентген (Р) експозиційна доза рентгенівського та -випромінювань, за якої в 0,001293 г (1 см
3
за нормальних умов) утворюються іони, що несуть заряд в одну електростатичну одиницю кількості електрики кожного знака або 1Р
= 2,58 10
-4
Кл/кг.
Оскільки експозиційну дозу продовжують використовувати в практиці радіаційної безпеки, розглянемо співвідношення між рентгеном та поглинутою дозою.
Заряд електрона дорівнює 4,8 10
-10
ел. од. заряду. Отже, за експозиційної дози в 1 Р буде утворено 2,08 10 9
пар іонів у 0,001293 г атмосферного повітря. На утворення однієї пари іонів у повітрі витрачається в середньому 34 еВ енергії.
Таким чином, за експозиційної дози в 1 Р вторинними електронами витрачається

161 88 ерг в 1 г повітря. Величини 88 ерг/г повітря та 0,114 повітря називають енергетичними еквівалентами рентгена.
Поглинута в будь-якій речовині доза рентгенівського та -випромінювання може бути розрахована за експозиційною дозою за таким співвідношенням:
Д (Гр) = 8,8 10 3
/
В
Д(Р), де та
В
масові коефіцієнти ослаблення (см
2
/г) для використовуваної речовини та повітря відповідно.
Дослідження біологічних ефектів, які викликані іонізуючими випроміню- ваннями, показали, що пошкодження тканин пов’язане не тільки з кількістю поглинутої енергії, але також і з її просторовим розподілом, що характеризується лінійною густиною іонізації. Чим вища лінійна густина іонізації, або, інакше, лінійна передача енергії частинок у середовищі на одиницю довжини шляху
(ЛПЕ), тим більший ступінь біологічного пошкодження. Щоб урахувати цей ефект, уведено поняття еквівалентної дози Д
ЕКВ,
яка визначається рівністю:
Д
ЕКВ
= Д
П
Q, де Д
П
поглинута доза; Q безрозмірний коефіцієнт якості, що характеризує залежність біологічних несприятливих наслідків опромінення людини в малих дозах від повної ЛПЕ опромінення.
Еквівалентна доза являє собою міру біологічної дії на дану конкретну людину, тобто вона є індивідуальним критерієм небезпеки, обумовленим
іонізуючим випромінюванням. Нижче приведені середні значення коефіцієнтів для деяких видів випромінювання при розрахунку еквівалентної дози.
Фотони будь-яких енергій
1
Нейтрони з енергією менше 10 кеВ
1
Електрони та мюони (менше 10 кеВ)
5 від 10 кеВ до 100 кеВ
10 від 100 кеВ до 2 МеВ
20 від 2 МеВ до 20 МеВ
10 більше 20 МеВ
5
Протони, крім, протонів віддачі, енергія більше 2 МеВ
5
Альфа-частинки, осколки поділу, важкі ядра
20
За одиницю вимірювання еквівалентної дози прийнято Зіверт (Зв), на честь шведського радіолога Рольфа Зіверта. 1Зв = 1Гр/Q = 1Дж/кг. Зіверт дорівнює еквівалентній дозі випромінювання, за якої поглинута доза дорівнює 1 Гр при коефіцієнті якості, що дорівнює одиниці.
Застосовується також спеціальна одиниця еквівалентної дози бер
(біологічний еквівалент рада); 1бер = 0,01Зв. Бером називається така кількість енергії, поглинута 1г біологічної тканини, за якої спостерігається той самий біологічний ефект, що й при поглинутій дозі випромінювання 1рад рентгенівського та -випромінювань, що мають Q = 1.

162
Коефіцієнт якості, певною мірою пов’язаний з ЛПЕ, використовується для порівняння біологічної дії різних видів випромінювань тільки під час вирішення завдань радіаційного захисту при еквівалентних дозах Д
ЕКВ
< 0,25 Зв (25 бер).
Поглинута, експозиційна та еквівалентна дози, віднесені до одиниці часу, називаються потужністю відповідних доз.
Спонтанний розпад радіоактивних ядер відбувається за законом:
N = N
0
exp ( t), де N
0
кількість ядер у даному об’ємі речовини в момент часу t = 0; N кількість ядер у тому самому об’ємі до моменту часу t; стала розпаду.
Стала має значення імовірності розпаду ядра за 1с; вона дорівнює тій частині ядер, що розпадаються за 1с. Стала розпаду не залежить від загальної кількості ядер і має цілком певне значення для кожного радіоактивного нукліду.
Приведене вище рівняння показує, що протягом часу кількість ядер радіоактивної речовини зменшується за експоненціальним законом.
У зв’язку з тим, що період піврозпаду значної кількості радіоактивних ізотопів вимірюється годинами і днями (так звані ізотопи, що мають короткий період життя), його необхідно знати для оцінки радіаційної небезпеки у часі у випадку аварійного викиду в навколишнє середовище радіоактивної речовини, вибору місця дезактивації, а також під час переробки радіоактивних відходів та наступного їх поховання. (Період піврозпаду нуклідів приведено в НРБ 96.
Перша характеристика з тих, що використовувалися у практичній дозиметрії це експозиційна доза Д
Е
. Д
Е
кількісна характеристика поля іонізуючого випромінювання, заснована на величині іонізації сухого повітря при атмосферному тиску.
Одиницею вимірювання Д
Е
є рентген (Р). 1 Р = 2 10 9
пар іонів/см
3
повітря =
0,11 ерг/см
3
повітря.
Потрібно враховувати, що чутливість різних органів тіла неоднакова.
Наприклад, за однакової еквівалентної дози опромінення виникнення раку легень більш імовірне, ніж у щитовидній залозі. Тому дози опромінення органів і тканин потрібно враховувати з різними коефіцієнтами.
Міжнародна комісія з радіаційного захисту рекомендує наступні коефіцієнти радіаційного ризику для тканин та органів при розрахунку ефективної дози.
Кістковий мозок (червоний); товстий кишечник (пряма, сигмоподібна) низхідна частина ободочної кишки; легені; шлунок

0,12
Сечовий міхур; грудна залоза; печінка; стравохід; щитоподібна залоза
0,05
Шкіра; клітини кісткових поверхонь
0,01
Помноживши еквівалентні дози на відповідні коефіцієнти та додавши результати по всіх органах і тканинах, дістанемо ефективну еквівалентну дозу, що показує сумарний ефект опромінювання для організму. Ця доза також вимірюється у зівертах.

163
Описані три дози відносяться до окремої людини, тобто є індивідуальними.
Додавши індивідуальні ефективні дози, отримані групою людей, достанемо колективну еквівалентну дозу, яка вимірюється у людино-зівертах (люд.-Зв).
Багато радіонуклідів розпадаються дуже повільно і залишаться у віддаленому майбутньому. Колективну ефективну еквівалентну дозу, яку отримають покоління людей від якого-небудь радіоактивного джерела за весь час його існування, називають очікуваною (повною) колективною ефективною еквівалентною дозою.
Активність джерела це міра кількості радіоактивної речовини.
Визначається активність кількістю атомів, що розкладаються в одиницю часу, тобто швидкістю розпаду ядер радіонукліда.
Одиницею виміру активності є одне ядерне перетворення за секунду. В системі одиниць СІ вона дістала назву бекерель (Бк).
За позасистемну одиницю прийнято кюрі (Кі) активність такої кількості радіонукліда, в якій відбувається 3,7 10 10
актів розпаду за секунду. На практиці широко користуються похідними Кі: милікюрі 1 мКі = 1 10
-3
КІ; мікрокюрі
1 мкКі = 1 10
-6
Кі.
Під питомою активністю розуміють активність, віднесену до одиниці маси або об’єму, наприклад Кі/г, Кі/л тощо.
Джерела забруднення
Розрізняють природні і створені людиною джерела випромінювання.
Основну частину випромінювання населення Землі отримує від природних джерел. Природні джерела космічного та земного походження створюють
природний радіаційний фон (ПРФ). На території України природний фон створює потужність експозиційної дози від 40-200 мбер/рік. Випромінювання, обумовлене розсіяними в біосфері штучними радіонуклідами, породжує штучний радіаційний
фон (ШРФ), який у нинішній час загалом на Земній кулі додає до ПРФ лише 1 3
%.
Поєднання ПРФ та ШРФ утворює радіаційний фон (РФ), який діє на все населення земної кулі, маючи відносно постійний рівень. Космічні промені являють потік протонів та -частинок, що приходять на Землю із Світового простору. До природних джерел земного походження відносяться випромінювання радіоактивних речовин, що містяться у породах, ґрунті, будівельних матеріалах, повітрі, воді.
По відношенню до людини джерела опромінювання можуть знаходитися зовні організму і опромінювати його. У цьому випадку йдеться про зовнішнє опромінення. Радіоактивні речовини можуть опинитися у повітрі, яким дихає людина, у їжі, у воді і попасти всередину організму. Це внутрішнє опромінювання.
Середня ефективна еквівалентна доза, отримувана людиною від зовнішнього опромінювання за рік від космічних променів, складає 0,3 мілізіверта, від джерел земного походження 0,35 мЗв.
У середньому приблизно 2/3 ефективної еквівалентної дози опромінювання, яку людина отримує від природних джерел радіації, надходить від радіоактивних речовин, які надійшли в організм з їжею, водою, повітрям.

164
Найвагомішим з усіх природних джерел радіації є невидимий важкий газ радон (у 7,5 раза важчий за повітря), який не має смаку та запаху. Радон і продукти його розпаду випромінюють приблизно 3/4 річної індивідуальної ефективної еквівалентної дози опромінювання, отримуваної населенням від земних джерел, і приблизно за половину цієї дози від усіх джерел радіації. У будівлі радон надходить із природним газом (3 Кбк/добу), з водою 94), із зовнішнім повітрям (10), із будматеріалів та ґрунту під будівлею ( 60 Кбк/добу).
За останні десятиріччя людина створила більше тисячі штучних радіонуклідів і навчилася застосовувати їх з різною метою. Значення
індивідуальних доз, отримуваних людьми від штучних джерел, сильно різняться.
Вимірювання іонізуючих випромінювань
Необхідно пам’ятати, що не існує універсальних методів та приладів, які можна застосовувати за будь-яких умов. Кожен метод та прилад має свою область застосування. Неурахування цих застережень може призвести до грубих помилок.
У радіаційній безпеці використовують радіометри, дозиметри та спектрометри.
Радіометри це прилади, призначені для визначення якості радіоактивних речовин (радіонуклідів) або потоку випромінювання. Наприклад, газорозрядні лічильники (Гейгера Мюллера).
Дозиметри це прилади для вимірювання потужності експозеційної або поглинутої дози.
Спектрометри використовують для реєстрації й аналізу енергетикного спектра і поглинутої дози, а також ідентифікації на цій основі випромінюючих радіонуклідів.
Принцип дії будь-якого приладу, призначеного для реєстрації проникаючих випромінювань, полягає у вимірюванні ефектів, що виникають у процесі взаємодії випромінювання з речовиною. Найпоширенішим є іонізаційний метод реєстрації, що
ґрунтується на вимірюванні безпосереднього ефекту взаємодії випромінювання з речовиною, тобто ступеню іонізації середовища, через яке пройшло випромінювання.
Для вимірів застосовують іонізаційні камери або лічильники, що слугують датчиком, і схеми реєстрації, що містять чутливі елементи. Іонізаційна камера являє собою конденсатор, що складається з двох електродів між якими міститься газ.
Електричне поле між електродами створюється від зовнішнього джерела. За відсутності радіоактивного джерела іонізації в камері не відбувається і вимірювальний прилад струму показує на нуль. Під дією іонізуючого випромінювання в газі камери виникають позитивні та негативні іони. Під дією електричного поля негативні іони рухаються до позитивно зарядженого електрода, позитивні до негативно зарядженого електрода. У колі виникає струм, який реєструється вимірювальним приладом. Іонізаційні камери звичайно працюють в режимі струму насичення, при якому кожний акт іонізації дає складову струму. За струмом насичення визначаються інтенсивність випромінювання та якість даної радіоактивної речовини.

165
Сцинтиляційний метод реєстрації випромінювань
ґрунтується на вимірюванні інтенсивності світлових спалахів, що виникають у люмінесцентних речовинах при проходженні крізь них іонізуючих випромінювань. Для реєстрації світлових спалахів використовують фотоелектронний помножувач (ФЕП) із електронною схемою реєстрації. Речовини, що випромінюють світло під дією
іонізуючого випромінювання, називаються сцинтиляторами (фосфорами, флуорами, люмінофорами).
ФЕП дає змогу перетворювати слабкі спалахи від сцинтилятора в достатньо великі електричні імпульси, які можна зареєструвати звичайною нескладною електронною апаратурою.
Сцинтиляційні лічильники можна застосовувати для вимірювання кількості заряджених частинок, гамма-квантів, швидких та повільних нейтронів; для вимірювання потужності дози від бета -, гамма - та нейтронного випромінювань; для дослідження спектрів гамма - та нейтронного випромінювань.
Сцинтиляційний метод має ряд переваг перед іншими методами, насамперед це висока ефективність вимірювання проникаючих випромінювань, малий час висвітлювання сцинтиляторів, що дає змогу виконувати вимірювання з ізотопами, які мають короткий період життя.
За допомогою фотографічного методу були отримані перші відомості про
іонізуючі випромінювання радіоактивних речовин. Під час дії випромінювання на фотографічну плівку або пластинку в результаті іонізації у фотоемульсії відбуваються фотохімічні процеси, внаслідок яких після проявлення виділяється металічне срібло у тих місцях, де відбулося поглинання випромінювання.
Здатність фотоемульсії реєструвати випромінювання, перетворене різними фільтрами, дає змогу отримувати докладні відомості про кількість вимірюваного випромінювання.
Хімічно оброблена плівка має прозорі та почорнілі місця, які відповідають незасвіченим та засвіченим ділянкам фотоемульсії. Використовуючи цей ефект для дозиметрії, можна встановити зв’язок між ступенем почорніння плівки та поглинутою дозою. Нині цей метод використовується лише для індивідуального контролю дози рентгенівського, гамма -, бета - і нейтронного випромінювань.
Описані вище методи реєстрації випромінювань дуже чутливі і непридатні для вимірювання великих доз. Найзручнішими для цієї мети виявилися різні хімічні системи, у яких під дією випромінювання відбуваються ті, або інші зміни, наприклад, офарблення розчинів і твердих тіл, осадження колоїдів, виділення газів із сполук. Для вимірювання великих доз застосовують різне скло, яке змінює свій колір під дією випромінювання.
Для вимірювання досить великих потужностей дози застосовують калориметричні методи, в основі яких лежить зміна кількості тепла, виділеного у речовині, що поглинає радіацію.
Калориметричні методи застосовують для градуювання простіших методів визначення поглинутих доз, а також для визначення сумісного та роздільного гамма -, та нейтронного випромінювань у ядерних реакторах, прискорювачах, де потужність поглинутої дози складає кілька десятків рад на годину.

166
Великого поширення набули напівпровідникові, а також фото
, та термолюмінесцентні детектори іонізуючих випромінювань, що увійшли в практику протягом останнього десятиріччя.
Нормування радіаційної безпеки
Питання радіаційної безпеки регламентуються законом «Про радіаційну безпеку населення», нормами радіаційної безпеки (НРБ-96) та іншими правилами та постановами.
Усі громадяни і особи без громадянства, що проживають на території
України мають право на радіаційну безпеку. Це право забезпечується за рахунок проведення комплексу заходів щодо запобігання радіаційної дії на організм людини іонізуючого випромінювання вище встановлених норм та правил, нормативів, виконання громадянами й організаціями, що здійснюють діяльність із використанням джерел іонізуючого випромінювання, вимог до забезпечення радіаційної безпеки.
Вимоги НРБ-96 є обов’язковими для всіх юридичних осіб. Ці норми є основним документом, що регламентує вимоги радіаційної безпеки і застосовується за всіх умов дії на людину радіації штучного та природного походження.
У НРБ-96 приведені терміни та визначення. Так, в нормах сказано, що радіаційний ризик це ймовірність того, що у людини в результаті опромінювання виникає який-небудь конкретний шкідливий ефект.
Норми встановлюють наступні категорії осіб, що зазнають опромінення: персонал та все населення. Персонал особи, що працюють з технічними джерелами ( група А або ті особи, що перебувають за умовами роботи у сфері дії технічних джерел (груба Б). Границя індивідуального ризику для техногенного опромінювання осіб із персоналу приймається такою, що дорівнює 1 10
-3
на рік, для населення 5,0 10
-5
на рік. Рівень ризику, яким можна знехтувати, приймається таким, що дорівнює 10
-6
на рік. Для категорій осіб, що зазнають опромінювання, встановлюються три класи нормативів: основні границі дози, приведені в табл. 3.6.
Т а б л и ц я 3.6. Допустимі рівні опромінювання людини
Нормовані величини
Границі дози особи з персоналу (група А) особи з населення
Ефективна доза
20 мЗв на рік в середньому за будь-які послідовні 5 років, але не більше 50 мЗв на рік
1 мЗв на рік в середньому за будь-які послідовні 5 років але не більше 5 мЗв на рік
Еквівалентна доза за рік: у кришталику, шкірі, кистях та стопах

150 мЗв
500 мЗв
500 мЗв

15 мЗв
50 мЗв
50 мЗв

167
допустимі рівні монофакторної (для одного радіонукліда або одного виду зовнішнього випромінювання, шляхи надходження) дії, що є похідними від основних границь дози: границі річного надходження, допустимі середньорічні об’ємні активності (ДОА) та питомі активності (ДПА) тощо; контрольні рівні (дози та рівні). Контрольні рівні встановлюються адміністрацією установи за узгодженням із органами Державного санітарного епідеміологічного нагляду. Їх чисельні значення повинні враховувати досягнутий в установі рівень радіаційної безпеки та забезпечувати умови, за яких радіаційна дія буде нижча допустимої.
Основні границі дози опромінення осіб із персоналу та населення не включають дози від природних, медичних джерел іонізуючого випромінювання та дозу, отриману внаслідок радіаційних аварій. На ці види опромінювання встановлюються спеціальні обмеження.
При підрахунку внеску у загальне (зовнішнє та внутрішнє) опромінювання від надходження в організм радіонуклідів береться сума добутків надходжень кожного радіонукліда за рік на його коефіцієнт дози. Річна ефективна доза опромінення дорівнює сумі ефективної дози зовнішнього опромінювання, накопиченої за календарний рік, та очікуваної ефективної дози внутрішнього опромінювання, що обумовлена надходженням в організм радіонуклідів за цей самий період. Інтервал часу для визначення величини очікуваної ефективної дози встановлюється таким, що дорівнює 50 років для осіб з персоналу та 70 років для осіб з населення.
Для кожної категорії осіб, які зазнають опромінювання, допустиме річне надходження радіонукліда розраховується шляхом поділу річної границі дози на відповідний коефіцієнт дози.
Захист від випромінювань
Дозу випромінювання (Р) на робочому місці можна вирахувати за формулою: d =

K
t
R
2
, де d активність джерела, мКі; K гамма стала ізотопа, яка береться з таблиць; t час опромінювання, год; R відстань, см.
Із цієї формули випливає, що для захисту від -випромінювання існує три методи: захист часом, відстанню та екрануванням.
Захист часом полягає в тому, щоб обмежити час t перебування в умовах опромінення та не допустити перевищення допустимої дози.
Захист
відстанню
ґрунтується на наступних фізичних засадах.
Випромінювання точкового або локалізованого джерела поширюється у всі сторони рівномірно, тобто є ізотропним. Звідси випливає, що інтенсивність випромінювання зменшується із збільшенням відстані R до джерела за законом обернених квадратів.
Принцип екранування або поглинання ґрунтується на використанні процесів взаємодії фотонів із речовиною. Якщо задані тривалість роботи, активність джерела та відстань до нього, а потужність дози Р
0
на робочому місці оператора виявляється вище допустимої Р
Д
, немає іншого шляху, крім того, як зменшити

168 значення Р
0
у необхідне число разів: n = Р
0

Д
, помістивши між джерелом випромінювання та оператором захист із речовини, що поглинає радіацію.
Захисні властивості матеріалів оцінюються за коефіцієнтом ослаблення.
Наприклад, для половинного ослаблення потоків фотонів з енергією 1 меВ необхідний шар свинцю в 1,3 см або 13 см бетону. Це «еталонні» матеріали.
Захисна здатність інших речовин більша або менша у стільки разів, у скільки відрізняється їх густина від густини свинцю та бетону. Чим легша речовина, тим більше її потрібно для захисту. Знаючи необхідну кратність ослаблення n випромінювання, легко визначити відповідне їй число m шарів половинного ослаблення, при якому потужність дози Р буде зменшена до допустимої Р
Д
: n = 2
m
; lg n = 0,3 m; m = lg n/0,3
Безпечність роботи з радіоактивними речовинами та джерелами випромінювань передбачає науково обґрунтовану організацію праці.
Адміністрація підприємства зобов’язана розробити детальні інструкції, у яких викладені: порядок проведення робіт; обліку, зберігання та видачі джерел випромінювання; збирання та видалення радіоактивних відходів; утримання приміщень; заходи особистої профілактики; організація та порядок проведення радіаційного (дозиметричного) контролю. Усі працівники повинні бути ознайомлені з цими інструкціями, навчені безпечним методам роботи і зобов’язані скласти відповідний техмінімум. Усі працівники, що влаштовуються на роботу повинні проходити попередній, а потім також періодичні медичні огляди.
Слід відзначити, що організм беззахисний у полі випромінювання. Існують механізми пострадіаційного відновлення живих структур. Тому до певних меж опромінення не викликає шкідливих змін у біологічних тканинах. Якщо допустимі границі перевищені, то необхідна підтримка організму (посилене харчування, вітаміни, фізична культура, сауна тощо). При змінах у кровотворенні застосовують переливання крові. При дозах, що загрожують життю (600 1000 бер) використовують пересадку кісткового мозку. При внутрішньому переопроміненні для поглинання або зв’язування радіонуклідів у сполуки, що перешкоджають їх відкладанню в органах людини, вводять сорбенти або речовини, які утворюють комплекси.
До технічних засобів захисту від іонізуючих випромінювань відносяться екрани різних конструкцій. У якості ЗІЗ застосовують халати, комбінезони, плівковий одяг, рукавиці, пневматичні костюми, респіратори, протигази. Для захисту очей застосовуються окуляри. Весь персонал повинен мати індивідуальні дозиметри.
Зберігання, облік, транспортування та поховання радіоактивних речовин повинно здійснюватися у суворій відповідності з правилами.
Для захисту від шкідливих дій речовин застосовують радіопротектори.
Протектори це лікарські препарати, що підвищують стійкість організму до дії шкідливих речовин або фізичних факторів. Найбільшого поширення набули радіопротектори, тобто лікарські засоби, що підвищують захищеність організму

169 від іонізуючих випромінювань або такі, що зменшують важкість клінічного перебігу променевої хвороби.
Радіопротектори діють ефективно, якщо вони введені в організм перед опроміненням і присутні в ньому у момент опромінення. Наприклад, відомо, що йод накопичується у щитоподібної залозі. Тому, якщо є небезпека попадання в організм радіоактивного йоду І
131
, то завчасно вводять йодистий калій або стабільний йод. Накопичуючись у щитоподібній залозі, ці нерадіоактивні різновиди йоду перешкоджають відкладанню в ній небезпечного у радіоактивному відношенні І
131
. Захисний ефект, що оцінюється так званим
фактором захисту (ФЗ) залежить від часу прийому стабільного йоду відносно початку попадання радіоактивної речовини (РР) в організм. При введенні йоду за
6 год до контакту з РР фактор захисту ФЗ = 100 разів. Якщо час контакту з РВ та час приймання йоду співпадають, ФЗ = 90 разів. При введенні йоду через 2 год після початку контакту, то ФЗ = 10 разів. Якщо йод вводиться через 6 годин, ФЗ =
2. Для захисту від стронцію Cs
137
, що проникає у кісткову тканину, рекомендується вживати продукти, що містять кальцій (квасоля, гречка, капуста, молоко).
Радіопротектори, що зменшують ефект опромінювання, виготовлені у вигляді спеціальних препаратів. Наприклад, препарат РС-1 є радіопротектором швидкої дії. Захисний ефект настає через 40 60 хв і зберігається на протягом 4 6 год.
Препарат Б-190 радіопротектор екстреної дії, радіозахисний ефект якого настає через 5 15 хв і зберігається протягом години.
Препарат РДД-77 радіопротектор тривалої дії, захисний ефект якого настає через 2 доби і зберігається 10 12 діб.
Існує багато інших радіопротекторів, що мають різний механізм дії.
Захист від іонізуючих випромінювань являє дуже серйозну проблему і вимагає об’єднання зусиль вчених і спеціалістів не тільки в національних рамках, а й в міжнародному масштабі. У кінці 20-х років була створена Міжнародна комісія з
радіаційного захисту (МКРЗ), яка розробляє правила роботи з радіоактивними речовинами. В Україні є відповідна національна комісія.
Світова громадськість стала виявляти підвищену тривогу з приводу дії
іонізуючих випромінювань на людину і навколишнє середовище з початку 50-х років. Це було пов’язано з наслідками бомбардування Хіросіми та Нагасакі, а також з випробуваннями ядерної зброї, які призвели до поширення радіоактивного матеріалу по всій Земній кулі.
Знань про вплив радіоактивних опадів на біологічні об’єкти було ще не досить, і Генеральна Асамблея ООН У 1955р. заснувала Науковий Комітет з дії
атомної радіації (НКДАР) для оцінки у світовому масштабі доз опромінювання,
їх ефекту та пов’язаного з ними ризику. Серед небезпек, які загрожують людині, небагато привертають до себе постійну увагу громадськості і викликають так багато суперечок як проблема радіації. Особливо багато дискусій та акцій протесту виникають з приводу атомної енергетики. Стан тривоги різко загострився після аварії на ЧАЄС 26 квітня 1986 р.

170
ООН у 1957 р. створила спеціальну організацію
Міжнародне агентство з атомної енергії (МАГАТЕ), яка займається проблемами міжнародного співробітництва у галузі світового використання атомної енергії. Один з основних напрямів діяльності МАГАТЕ проблема безпеки атомних станцій. Експерти
МАГАТЕ проводять перевірки і роблять висновки про рівень безпеки конкретних
АЕС. Зокрема, МАГАТЕ розробило міжнародну шкалу оцінки небезпеки ядерних аварій.


Поділіться з Вашими друзьями:
1   ...   14   15   16   17   18   19   20   21   ...   37


База даних захищена авторським правом ©divovo.in.ua 2017
звернутися до адміністрації

войти | регистрация
    Головна сторінка


загрузить материал