Поиск по базе сайта:
Методическая разработка для проведения занятий по дисциплине «Безопасность жизнедеятельности» icon

Методическая разработка для проведения занятий по дисциплине «Безопасность жизнедеятельности»




Скачати 86.29 Kb.
НазваМетодическая разработка для проведения занятий по дисциплине «Безопасность жизнедеятельности»
Дата конвертації14.07.2013
Розмір86.29 Kb.
ТипМетодическая разработка

ТОМСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ




Штаб по делам гражданской обороны и чрезвычайным ситуациям




«Утверждаю»

Директор юридического института


___________ Уткин В.А.

«____»___________2003г


МЕТОДИЧЕСКАЯ РАЗРАБОТКА



для проведения занятий по дисциплине «Безопасность жизнедеятельности»


ТЕМА №2. Радиационная безопасность населения.



ЗАНЯТИЕ №2.1. Радиационная безопасность населения в нормальных условиях жизнедеятельности


Методическая разработка

рассмотрена и одобрена

на заседании ученого совета ЮИ

«___»____________ 2003 г

протокол № ___



Томск-2003

Занятие 2.1.


«Радиационная безопасность населения в нормальных условиях жизнедеятельности»


Цель занятия: Дать представление о современных научных основах в области радиационной безопасности. Ознакомиться с биологическим воздействием радиации на организм человека. Изучить основные ограничения облучения населения техногенными, природными и медицинскими источниками ионизирующего излучения.


Время – 2 часа


Метод – лекция


Место –_________________________

Учебно-материальное обеспечение занятия: плакаты, схемы, наглядные пособия


Литература:

Нормы радиационной безопасности СП 2.6.1.758-99 (НРБ-99);

Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности СП 2.6.1.799-99 (ОСПОРБ-99);

Радиация. Дозы, эффекты, риск: Пер. с англ.;

Ковалев С.А., Сердюк В.С. Учебное пособие. Основы безопасности в чрезвычайных ситуациях.

^

План лекции


Вводная часть……………………………………………………5 мин.

  1. Общие сведения о радиации……………………………….15 мин.

  2. Воздействие радиации на организм человека…………….10 мин.

  3. Ограничение облучения населения техногенными,

природными и медицинскими источниками

ионизирующего излучения…………………………………45 мин.

Заключительная часть…………………………………………...5 мин.


  1. Методические указания




  1. Вводная часть занятия проводится согласно общим организационно-методическим указаниям на тему №2.

  2. Основное внимание студентов сосредоточить на требованиях нормативно- правовых документов в области радиационной безопасности.

  3. При освещении первого вопроса дать студентам представление о современных научных знаниях в области строения атома. Основные понятия и определения в области радиационной безопасности дать студентам под запись, с последующим подробным объяснением основных понятий и определений.


Главное внимание студентов при изложении первого вопроса сосредоточить на фундаментальном понятии в области радиационной безопасности «поглощенная доза».


  1. При изложении второго вопроса основной акцент лекции сделать на освещение требований новейших нормативно-правовых документов в области радиационной безопасности НРБ-99 и ОСПОРБ-99.


В ходе чтения лекции, при раскрытии учебных вопросов исходить из требований основных принципов обеспечения радиационной безопасности. Показать пути обеспечения радиационной безопасности, а также требования к гражданам РФ по обеспечению радиационной безопасности.


  1. Требования к ограничению облучения населения изложить в последовательности:

  • ограничение техногенного облучения в нормальных условиях;

  • ограничения природного облучения;

  • ограничения медицинского облучения (требования по ограничению облучения населения в условиях радиационной аварии не освещать, а только напомнить, что это является одним из видов радиационного облучения населения).

  1. Заключительную часть занятия провести согласно общим методически-организационным указаниям на тему №2.



Введение

Среди вопросов, представляющих научный интерес, немногие приковывают к себе столь постоянное внимание общественности и вызывают так много споров, как вопрос о действии радиации на человека и окружающую среду.


Достоверная научная информация по этому вопросу очень часто не доходит до населения, которое пользуется всевозможными слухами.

Радиация действительно смертельно опасна. При больших дозах она вызывает серьезные поражения тканей, а при малых может вызвать рак и индуцировать генетические дефекты, которые, возможно, проявятся у детей и внуков человека, подвергшегося облучению, или у его более отдаленных потомков. С другой стороны, человек рождается и живет в условиях естественного радиационного воздействия, и оно оказывает благоприятное действие на развитие организма. Поэтому оценить радиационное воздействие на организм человека представляется довольно сложной задачей. Особенно трудно решается эта задача в области воздействия на человека малых доз.

Невозможно определить для каждого индивидуума, какая малая доза не окажет отрицательного воздействия, а какая сравнима с воздействием больших доз.

Поэтому современное нормирование в области радиационной безопасности исходит из предположения, что любое радиационное воздействие на человека опасно.



  1. Общие сведения о радиации

Ионизирующее излучение (радиоактивность) – излучение, которое создается при:

  • радиоактивном распаде;

  • ядерных превращениях;

  • торможении заряженных частиц в веществе.

Ядра атомов одного и того же элемента всегда содержат одно и то же число протонов, но число нейтронов в них может быть разным. Атомы, имеющие ядра с одинаковым числом протонов, но различающиеся по числу нейтронов, относятся к разновидностям одного и того же химического элемента, называемым изотопами данного элемента.

Часть изотопов химических элементов обладает радиоактивностью. Совокупность всех радиоактивных изотопов элементом называется радионуклидами.


Некоторые атомные ядра, особенно крупные и массивные, например,

238

урана-238 (92 V; 238 – число протонов и нейтронов (нуклонов), 92 – протона, 146 – нейтрона), - нестабильны и склонны к распаду.


Атом урана-238 выбрасывает из своего ядра сгусток из двух протонов и двух нейтронов, т.е. -частицу. В результате испускания -частицы уран превращается в торий-234, в ядре которого содержится 90 протонов и 144 нейтрона. Торий является нестабильным элементом, но по сравнению с ураном-238 он стремится к стабильности другим путем. Один из нейтронов ядра тория превращается в нейтрон, и при этом выбрасывается -частица (отрицательно заряженная, т.е. происходит -распад), торий превращается в протактиний. Этот процесс происходит до тех пор, пока не заканчивается стабильным элементом – свинцом. В процессе ядерных превращений выделяется энергия в виде квантов, т.е.

-излучения.

Различают следующие виды излучений:

  1. -излучение (фотонное);

  2. -излучение (электроны - ‾ и позитроны - +);

  3. n-излучение;

  4. -излучение (ядра гелия, осколки деления);

  5. p-излучение (протонное).



1.1.Активность радионуклида.

Активность радионуклида (А) – это отношение числа dw спонтанных (самопроизвольных) ядерных превращений в источнике за интервал времени dt к этому интервалу

dw

А =

dt

Единица измерения активности – обратная секунда с-1, имеющая специальное название – Беккерель (Бк). 1Бк равен активности радионуклида в источнике, в котором за 1 с происходит одно спонтанное ядерное превращение.


Внесистемная единица – кюри, 1Кu = 3,7 · 1010Бк.


Доля ядер, распадающихся в единицу времени, называется постоянной распада , тогда

А = ,

где  - число радиоактивных атомов.


С течением времени (t) число радиоактивных атомов убывает по закону

(t) = оЕХР (-t),

где о – число радиоактивных атомов.


Активность радионуклида связана с числом распадающихся атомов. Отсюда

А(t) = АоЕХР (-t),

где Ао- начальная активность источника излучения.


Проходит определенное время (t), когда половина атомов вещества распадается. Этот промежуток времени называется периодом полураспада (Т). отсюда

 = n2/Т = 0,693/Т  А(t) = АоЕХР (-0,693 t/Т).

( = о -Т, о/2 = о -Т, 1 = 2 -Т, 0 = n 2 - Т,  = n 2/Т).


Если радионуклид находится в другом веществе, например, в продуктах питания, строительных материалах, воздухе и т.д., то называют – активность удельная (объемная).


Активность удельная (объемная) – отношение активности А радионуклида в веществе к массе m (объему V) вещества:


Аm = А/m; АV = а/V.


Единица удельной активности – Беккерель на килограмм, Бк/кг. единица объемной активности – Беккерель на метр кубический, Бк/м3.


^ 1.2. Доза поглощенная.

Каждый вид излучения несет с собой энергию, которая передается облучаемому веществу. Количество переданной энергии называется дозой. Дозу излучения человек может получить от любого радионуклида или их смеси, независимо от того, находятся ли они вне тела человека или внутри него. Ни один вид энергии не приносит столько вреда организму человека, сколько ионизирующее излучение. Например, от стакана выпитого чая температура тела в среднем повышается на 0,01°С, если такую энергию передать в виде ионизирующего излучения, то живой организм погибает.


В настоящее время для учета воздействия ионизирующего излучения на организм человека используют следующие виды доз излучения:

  • поглощенная;

  • эквивалентная;

  • эффективная.


Количество энергии излучения, поглощенное единицей массы облучаемого тела (тканями, органами), называется поглощенной дозой.


Доза поглощенная (Д) – величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу:



Д = ,

dm


где dē – средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, а dm – масса вещества в этом объеме.


Энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной объему, деленной на массу этого объема.


Д = Е / М.


В единицах СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж · кг-1) и имеет специальное название – грей (Гр), (Gy).

Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад равна 0,01Гр или 1Гр = 100 рад.

Доза в органе или ткани (Дт)

1

Дт = ∫ Дт · dm

mт mт


где mт = масса органа или ткани, а Д – поглощенная доза в элементе массы dm.


Поглощенная доза учитывает количество энергии, поглощенной телом человека, но эта величина не учитывает того, что при одинаковой поглощенной дозе вред организму будет причинен не одинаковый, например, -излучение гораздо опаснее, чем - или -излучение. Для учета особенностей отдельных видов излучения используется доза эквивалентная.

^ 1.3. Доза эквивалентная

Доза эквивалентная (НT,R) – поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, WR :


НT,R = WR · ДT,R ,

где ДT,R – средняя поглощенная доза в органе или ткани Т, а ДT,R - взвешивающий коэффициент для излучения R.


При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется ка сумма эквивалентных доз для этих видов излучения


НT =  НT,R .

R

Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв).


Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы (WR).

Фотоны любых энергий (-излучение)…………………….1

Электроны и мюоны любых энергий (-излучение)……..1

Нейтроны (в зависимости от энергии)………………520

Протоны……………………………………………………..5

-частицы, осколки деления, тяжелые ядра…………….20


Зиверт – единица эквивалентной дозы в системе СИ, представляющая собой единицу поглощенной дозы, умноженную на взвешивающий коэффициент, учитывающий неодинаковую радиационную опасность для организма человека разных видов ионизирующего излучения.


Например, для -излучения 1Зв = 1Гр, но для -излучения 1 Гр = 20 Зв.


Таким образом, эквивалентная доза учитывает вид излучения, однако одни части тела (органы, ткани) более чувствительны, чем другие . например, при одинаковой эквивалентной дозе облучения возникновение рака в легких более вероятно, чем в щитовидной железе. Поэтому для учета радиочувствительности отдельных тканей и органов вводится эффективная доза.


^ 1.4. Доза эффективная


Доза эффективная (Е) – величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радио чувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты:

Е = ∑ Wт · Нт ,

т

где Нт – эквивалентная доза в органе или ткани Т, а Wт

Начальник штаба по делам ГО и ЧС

Томского Государственного университета Добродей Г.К.



Схожі:




База даних захищена авторським правом ©lib.exdat.com
При копіюванні матеріалу обов'язкове зазначення активного посилання відкритою для індексації.
звернутися до адміністрації