Элементы учебно-материальной базы

Радон

Радон тяжелый газ, редко встречающийся в природе, не имеет запаха, вкуса и цвета.

Радон относится к числу наименее распространенных химических элементов на нашей планете.

Плотность радона в 8 раз выше плотности воздуха. Радон растворим в воде, крови и других биологических жидкостях нашего организма. На холодных поверхностях радон легко конденсируется в бесцветную фосфоресцирующую жидкость. Твердый радон светится бриллиантово-голубым светом. Период полураспада 3,82 дня.

Основным источником радона, являются горные и осадочные породы, содержащие уран 238U. В процессе цепочки распадов радиоактивных изотопов уранового ряда, образуется радиоактивный элемент радий 226Ra, распадаясь который и выделяет газ радон 222Rn. Радон накапливается в тектонических нарушениях, куда он поступает по системам микротрещин из горных пород. Радон не распространен по Земной коре равномерно, а скапливается наподобие всем известного природного газа, только в несравнимо меньших объемах и концентрациях.

Сразу отметим, что радон не содержится повсюду вокруг нас, он скапливается в пустотах пород, или в незначительных количествах в порах этой породы, а далее способен выделяться наружу, при нарушении герметичности этих пустот (геологические разломы, трещины)

Так же нужно обратить внимание, что радон образовывается только в грунтах и почвах, содержащих радиоактивные элементы — уран 238U и радий 226Ra. То есть, если в Вашем регионе содержание 226Ra и урана 238U в грунтах, почве и скальных породах в очень малых количествах, либо не содержится вовсе, то угрозы облечения радиацией от радона — нет, а соответственно для таких регионов норма естественного радиационного фона это 0,07 мкЗв/час

Облучение радоном происходит в замкнутых пространствах, где способен накапливаться газ радон, поднимающийся из трещин и разломов в земной коре. К таким замкнутым пространствам можно отнести: шахты, пещеры, подземные сооружения (бункеры, землянки, погреба и т.п.), жилые и не жилые помещения с нарушенной гидроизоляцией фундамента и плохо работающей вентиляцией.

Природа ионизирующего облучения

Любое ионизирующее излучение можно причислить к одной из двух версий:

• электромагнитная,
• корпускулярная.

Разделение основывается на их природе. В первом случает волновое происхождение максимально приближено к видимому свету, а диапазон относится к сверх коротковолновой категории. Распространяется подобное облучение со скоростью света и при этом отличается особенно высокой проникающей способностью.

Самыми известными среди обывателей представителями такого облучения числятся:

• гамма-лучи,
• рентгеновские лучи.

Корпускулярная радиация предусматривает три других представителя:

• альфа-лучи,
• бета-частицы,
• нейтроны.

Альфа-частицы являются самыми мощными лучами по ионизирующей способности. Это делает их наиболее опасными для всего живого на нашей планете. Но, несмотря на угрозу существования человечеству, эти лучи обладают маленькой проникающей способностью. На практике это означает, что луч не сможет навредить человеку, если отойти от него хотя бы на полметра или отгородиться картонным щитом.

Бета-частицы наоборот имеют более внушительную проникающую способность в ущерб ионизирующей способности.

Нейтронное излучение отличается сильной проникающей способностью. Исследователи отмечают, что оно угрожает человеку при внешнем облучении.

Любые естественные и искусственные источники ионизирующих излучений влекут за собой воздействие на окружающие организмы. Степень тяжести будет напрямую зависеть от отличительных черт самой радиации, а также конкретной дозировки.

На этих принципах люди научились защищать себя от возможных поражений, срабатывая на опережение.

Что контролируем

Основными контролируемыми показателями радиационной безопасности на объектах капитального строительства являются:

1. Мощность дозы гамма-излучения (далее МЭД);

2. Среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность изотопов радона

3. (далее ЭРОА);

4. Плотность потока радона (далее ППР) с поверхности грунта в пределах площади застройки;

5. Удельная эффективная радиоактивность естественных радионуклидов (далее ЕРН) в строительных материалах.

Рассмотрим каждый показатель поподробнее.

Мощность эквивалентной дозы (МЭД)

Эквивалентная доза – поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения. Для альфа- бета- и гамма- излучения он равен единице. Если на организм воздействует сразу несколько разных источников излучения, то эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения. Мощность эквивалентной дозы определяет насколько организм поглощает дозу излучения в течение определенного времени. Источниками излучения на объектах строительства могут быть привозимые стройматериалы, геологические слои, которые могут быть разработаны на подготовительном этапе строительства. Из-за того, что гамма-излучение обладает максимальной проникающей способностью, оно имеет наибольший приоритет при радиационном контроле.

Среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность изотопов радона (ЭРОА) и плотность потока радона (ППР) с поверхности грунта в пределах площади застройки

Радон является продуктом распада урана и представляет собой бесцветный радиоактивный тяжелый газ, не имеющий запаха, в силу чего его невозможно как-либо почувствовать без использования специального оборудования. Все изотопы этого газа короткоживущие, иными словами они довольно быстро распадаются: у самого устойчивого из них период полураспада составляет около четырех суток, у других же он не доходит и до минуты. Изотопы радона имеют малую проникающую способность альфа-излучения, барьером которого может служить даже обычный лист бумаги или кожа человека, но опасность их выражается не прямым воздействием на организм. Как говорилось ранее, радионуклиды могут содержаться в стройматериалах, в воде, почве. Попадая в организм человека вместе с вдыхаемым воздухом, питьем или едой, изотопы радона поражают внутренние органы, вызывая серьезные нарушения в работе организма.

Удельная эффективная радиоактивность естественных радионуклидов в строительных материалах

Естественные радионуклиды — нуклиды природного происхождения, содержащиеся в строительных материалах: радий (226Ra), торий (232Th), калий (40K). Удельная активность радионуклида — отношение активности радионуклида в образце к массе образца. Источником радиации могут быть сами материалы, которые используются при строительстве. Поэтому необходимо регулярно анализировать не только сам участок строительства, но и поступающее на него «сырьё».

ПРИМЕРЫ ПО ОПРЕДЕЛЕНИЮ СООТВЕТСТВИЯ ПИТЬЕВОЙ ВОДЫ КРИТЕРИЯМ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

Пример 1.

1). При выполнении анализа питьевой воды было установлено:

А_альфа + Дельта_альфа = 0,17 Бк/кг, А_бета + Дельта_бета = 0,16 Бк/кг.

2). Так как превышен контрольный уровень суммарной альфа-активности, необходимо провести радионуклидный анализ. При выборе радионуклидов, подлежащих определению в пробе, руководствуемся п.6.5. настоящих МР:

0,10 < А_альфа + Дельта_альфа = 0,17 <= 0,20

— выполняем сокращенный радионуклидный анализ (в пробе определяем (210)Po, (210)Pb)

3). Последующий анализ показал присутствие данных радионуклидов в следующих концентрациях:

(210)Po — 0,002 +- 0,001 Бк/кг,

(210)Pb — 0,030 +- 0,015 Бк/кг.

4). Проверяем выполнение условия (5) настоящих МР:

Сумма	А_i	+ кв. корень Сумма (	ДельтаА_i	)	2	= (	0,002	+	0,015	) +
УВ_i	УВ_i	0,12	0,20

(	0,001	)	2	+ (	0,015	)	2	= 0,24 < 1
0,12	0,20

Так как присутствие в пробе любых других альфа-излучающих радионуклидов гарантирует выполнение условия (5) настоящих МР, дальнейших исследований не требуется.

Доза, соответствующая этому значению, < 0,1 мЗв. Вода пригодна, никакие дополнительные действия не требуются.

5). Установление контрольного уровня суммарной альфа-активности для данного водоисточника — 0,17 Бк/кг.

Пример 2.

1). При выполнении анализа питьевой воды было установлено:

А_альфа + Дельта_альфа = 0,27 Бк/кг, А_бета + Дельта_бета = 0,18 Бк/кг.

2). Так как превышен контрольный уровень суммарной альфа-активности, необходимо провести радионуклидный анализ. При выборе радионуклидов, подлежащих определению в пробе, руководствуемся п.6.5. настоящих МР:

0,20 < А_альфа + Дельта_альфа = 0,27 < 0,40

— выполняем расширенный радионуклидный анализ (в пробе определяем (210)Po, (210)Pb, (226)Ra, (228)Ra)

3). Последующий анализ показал присутствие данных радионуклидов в следующих концентрациях:

(210)Po — 0,012 +- 0,004 Бк/кг,

(210)Pb — 0,20 +- 0,010 Бк/кг,

(226)Ra — 0,117 +- 0,030 Бк/кг,

(228)Rа — 0,050 +- 0,020 Бк/кг.

4). Проверяем выполнение условия (5) настоящих МР:

Сумма	А_i	+ кв. корень Сумма (	ДельтаА_i	)	2	=
УВ_i	УВ_i

(	0,012	+	0,020	+	0,117	+	0,050	) + корень (	0,004	)	2	+ (	0,010	)	2	+
0,012	0,20	0,50	0,20	0,12	0,20

(	0,030	)	2	+ (	0,020	)	2	= 0,82 < 1
0,50	0,20

Доза, соответствующая этому значению < 0,1 мЗв. Вода пригодна, никакие дополнительные действия не требуются.

5). Установление контрольного уровня суммарной альфа-активности для данного водоисточника — 0,27 Бк/кг.

Пример 3.

1). При выполнении анализа питьевой воды было установлено:

А_альфа + Дельта_альфа = 0,049 + 0,008 = 0,57 Бк/кг,

А_бета + Дельта_бета = 0,52 Бк/кг.

2) Так как превышен контрольный уровень суммарной альфа-активности, необходимо провести радионуклидный анализ. При выборе радионуклидов, подлежащих определению в пробе, руководствуемся п.6.5. настоящих МР:

А_альфа + Дельта_альфа = 0,57 > 0,4

— выполняем полный радионуклидный анализ (в пробе определяем (210)Ро, (210)Pb, (226)Ra, (238)U,( 234)U).

3). Последующий анализ показал присутствие данных радионуклидов в следующих концентрациях:

(210)Ро — 0,170 +- 0,030 Бк/кг, (210)Pb — 0,010 +- 0,005 Бк/кг,

(226)Ra — 0,202 +- 0,030 Бк/кг, (228)Ra — 0,033 +- 0,013 Бк/кг,

(238)U — 0,041 +- 0,006 Бк/кг, (234)U — 0,059 +- 0,008 Бк/кг.

4). Выполняем оценку соответствия суммарной активности и суммы активностей радионуклидов по критерию (4) настоящих МР:

А_альфа — Сумма К_iА_i = 0,49 — (0,17 х 1,0 + 0,202 х 0,90 + 0,041 х 0,65 + 0,059 х 0,90) = 0,14 < 0,2

Основные дозообразующие радионуклиды, представленные в пробе, определены.

5). Проверяем выполнение условия (5) настоящих МР:

Сумма	А_i	+ кв.корень Сумма (	ДельтаА_i	)	2	= (	0,170	+	0,010	+	0,202	+
УВ_i	УВ_i	0,120	0,20	0,50

0,033	+	0,041	+	0,059	) + корень (	0,030	)	2	+ (	0,005	)	2	+ (	0,030	)	2	+
0,20	3,1	2,9	0,12	0,20	0,50

+ (	0,013	)	2	+ (	0,006	)	2	+ (	0,008	)	2	= 2,34 > 1
0,20	3,10	2,40

6). Необходимо проведение санитарно-эпидемиологической экспертизы с целью определения возможности дальнейшей эксплуатации водоисточника или необходимости принятия защитных мер.

Влияние радона на живые организмы.

Радон опасен для живых организмов. Попадая внутрь организма через дыхательные пути, радон растворяется в крови, а продукты его распада быстро разносятся по всему телу и приводят к внутреннему массированному облучению. Сам радон распадается на другие радиоактивные элементы в течении 4 суток. А радиоактивные продукты распада радона впоследствии облучают организм в течении 44 лет. Наиболее опасными продуктами распада радона являются радиоактивные изотопы полония 218Po и 210Po.

Радон занимает первое место среди причин вызывающих рак легких. Так же установлено что радон накапливается в мозговых тканях человека, что так же приводит к развитию рака головного мозга. И это далеко не все примеры губительного действия радона на организм человека.

ПЕРЕЧЕНЬ МЕТОДИК, ИСПОЛЬЗУЕМЫХ ПРИ РАДИАЦИОННОМ КОНТРОЛЕ ПИТЬЕВОЙ ВОДЫ

1. Подготовка проб природных вод для измерения суммарной альфа- и бета-активности. Методические рекомендации ВИМС. Утверждена. Нач. Центра метрологии ионизирующих излучений ГП ВНИИФТРИ Госстандарта РФ — В.П.Ярына. 28.02.97.

2. Методика измерения суммарной альфа- и бета-активности сухих остатков водных проб с помощью проточного пропорционального счетчика NRR-610. Дополнение к методическим рекомендациям «подготовка проб природных вод для измерения суммарной альфа- и бета-активности». Утверждена. Нач. Центра метрологии ионизирующих излучений ГП ВНИИФТРИ Госстандарта РФ — В.П.Ярына. 19.03.97.

3. Методика измерения суммарной альфа- и бета-активности водных проб с помощью альфа- бета радиометра УМФ-2000. Утверждена Нач. Центра метрологии ионизирующих излучений ГП ВНИИФТРИ Госстандарта РФ — В.П.Ярына. 10.06.97.

4. Радиометрическое определение полония — 210 и свинца — 210 в водах. Утверждена. ВИМС 02.12.92. Согласована. Нач. Центра метрологии ионизирующих излучений НПО ВНИИФТРИ Госстандарта РФ — В.П.Ярына. 10.02.92.

5. Методика выполнения измерений объемной активности изотопов урана (234,238) в пробах природных вод альфа-спектрометрическим методом с радиохимическим выделением. Утверждена. ВИМС. 12.05.99. Утверждена. Директор Центра метрологии ионизирующих излучений ГНМЦ ВНИИФТРИ Госстандарта РФ — В.П.Ярына. 07.05.99.

6. Методика выполнения измерения объемной активности радия — 226 и радия — 228 в пробах природных вод гамма-спектрометрическим методом с предварительным концентрированием. Проект. ВИМС.

7. Методика выполнения измерений объемной активности изотопов тория (232, 230, 228) в пробах природных вод альфа-спектрометрическим методом с радиохимическим выделением. Утверждена. ВНИМС 19.11.97. Согласована. Нач. Центра метрологии ионизирующих излучений НПО ВНИИФТРИ. Госстандарта РФ В.П.Ярына. 10.10.95.

8. Методика выполнения измерений объемной активности изотопов плутония (239 + 240, 238) в пробах природных вод альфа-спектрометрическим методом с радиохимическим выделением. Утверждена. ВИМС 31.02.99. Утверждена. Директор Центра метрологии ионизирующих излучений ГНМЦ ВНИИФТРИ Госстандарта РФ — В.П.Ярына. 09.03.99.

9. Методические рекомендации по определению естественных изотопов: радия — 224, свинца — 210, тория — 232, урана — 238, радия — 226 в пробах питьевой воды, почвы и золы растений. МР ЛНИИРГ МЗ РСФСР. Л., 1978.

10. Методические рекомендации по санитарному контролю за содержанием радиоактивных веществ в объектах внешней среды/Под ред. А.С.Зыковой. М.,

1980. Утв. Главный государственный санитарный врач СССР — П.В.Бургасов.

11. Методика измерения активности радионуклидов в счетных образцах на сцинтилляционном гамма-спектрометре с использованием программного обеспечения «Прогресс». Утверждена. Нач. Центра метрологии ионизирующих излучений ННМЦ ВНИИФТРИ Госстандарта России — В.П.Ярына. 01.05.96.

12. Методика измерения активности бета-излучающих радионуклидов в счетных образцах с использованием программного обеспечения «Прогресс». Утверждена. Нач. Центра метрологии ионизирующих излучений ННМЦ ВНИИФТРИ Госстандарта России — В.П.Ярына. 07.05.96.

13. Методические рекомендации по применению радиологических комплексов с программным обеспечением Прогресс для определения соответствия проб питьевой воды требованиям радиационной безопасности согласно , и ГН 2.6.1.054-96 (НРБ-96). Утверждена. Директор Центра метрологии ионизирующих излучений ГНМЦ ВНИИФТРИ Госстандарта РФ — В.П.Ярына.

14. Методика экспрессного измерения объемной активности (222)Rn в воде с помощью радиометра радона РРА-01М. Утверждена. Директор Центра метрологии ионизирующих излучений ГНМЦ ВНИИФТРИ Госстандарта РФ В.П.Ярына. 05.03.93.

Приложение 5

Естественные источники

Основную часть облучения ионизирующим излучением население земного шара получает, как правило, от естественных источников ионизирующего излучения (естественные ИИИ). На протяжении всего времени существования Земли разные виды излучения попадают на Землю из Космоса (космические лучи, КЛ), а также поступают от естественных радионуклидов (ЕРН), которые находятся в атмосфере, гидросфере, в земной коре и совершают свой кругооборот в процессе естественной эволюции биосферы, а также в результате преобразующей ее деятельности человека. В их числе 3H, 14C, 32P, 40K, 222Rn, 226Ra, 232Th, 235U, 238U. Некоторые из ЕРН образуются под действием космических лучей, и поэтому называются  космогенными (например, тритий, 3H, радиоуглерод, 14С, радиофосфор, 32P). Их концентрация в приповерхностном слое планеты поддерживается постоянным потоком КЛ. Ионизирующее излучение, создаваемое КЛ и естественными ИИИ, образует т.н. естественный радиационный фон (ЕРФ).

Уровень ЕРФ различен в разных районах Земли и колеблется в широких пределах от 2 — 4 мЗв в год (равнинные территории вдали от месторождений редкоземельных руд), до 440 мЗв в год (черные пески на некоторых пляжах в Бразилии, Индии и Китая, содержащие много тория-232 и радия-226, радоновые источники и т.п.). Организм аборигенов, живущих в этих местах, давно приспособился к повышенным уровням ЕРФ. Жителям других мест Земли в такие районы приезжать на длительное время не стоит.

По подсчетам научного комитета по действию атомной радиации ООН, средняя эффективная эквивалентная доза внешнего облучения, которую человек получает за год от земных источников естественной радиации, составляет приблизительно 350 мкЗв, то есть немного больше средней дозы облучения через радиационный фон, который образуется космическими лучами.

Облучение может быть внутренним и внешним. Если источники ионизирующего излучения находятся вне организма и облучают его извне, то в этом случае, говорят о внешнем облучении. Если же ИИИ попали в организм человека (через воздух, воду, еду), то говорят о внутреннем облучении.

Перед тем как попасть в организм человека, радиоактивные вещества проходят сложный путь в окружающей среде, и это необходимо учитывать при оценке доз облучения, полученных от того или иного источника.

Внутреннее облучение в среднем составляет 2/3 эффективной дозы облучения, которую человек получает от естественного ионизирующего излучения. Оно поступает от радиоактивных веществ, которые попали в организм с едой, водой или воздухом. Небольшая часть этой дозы приходится на радиоактивные изотопы, которые образуются под воздействием космических лучей (в основном, углерод-14, тритий). Остальная часть облучения поступает от источников земного происхождения. В среднем человек получает около 180 мкЗв/год за счет калия-40, который усваивается организмом вместе с нерадиоактивным изотопом калия, играющим важную роль для жизнедеятельности человека. Однако значительно большую дозу внутреннего облучения человек получает от нуклидов радиоактивного ряда урана-238 и в меньшем количестве от радионуклидов ряда тория-232. Среди них одними из наиболее важных являются изотопы радона, образующиеся в результате распада изотопов радия, которые являются одними из долгоживущих членов радиоактивных рядов урана и тория. Радон – это газ без запаха и цвета, который может накапливаться в помещениях и, тем самым, быть очень опасным для людей. Его вклад в среднем является преобладающим среди всех источников излучения природного происхождения.

Люди также могут столкнуться с воздействием излучения от радионуклидов, находящихся в земной коре, при добыче нефти и газа, где они выступают в качестве естественно появляющегося радиоактивного материала (сокращенно — NORM от Naturally Occurring Radioactive Material, англ.). При добыче полезных ископаемых радон или радий могут скапливаться в трубопроводах, либо загрязнять поверхности, что представляет серьезную опасность для людей. Количественный вклад в дозу облучения от радионуклидов, имеющихся в земной коре, сильно варьируется в мире зависимости от местности из-за различий в содержании урана и тория в почвах. Уровень естественного радиационного фона в мире колеблется от 2 до 4 мЗв в год.

Вклад естественного радиационного фона в годовую дозу облучения человека составляет до 85%. Вклад испытаний ядерного оружия и аварии на ядерных объектах составляют только 1% дозы облучения от всех искусственных источников излучения.

Прибор дк-4. Назначение, устройство.

Автомобильный
комплект для специальной обработки
военной техники.

предназначен
для полной дегазации, дезактивации,
дезинфекции автомобилей и автопоездов,
специальных колёсных шасси и
бронетранспортёров(с карбюраторными
двигателями). Время развертывания
комплекта -3-4 мин., масса -33кг. В состав
комплекта ДК-4К
входят
газожидкостной прибор, набор дегазирующих
и дезактивирующих веществ, комплект
ЗИП и крепежные детали, металлический
ящик для укладки и транспортировки
комплекта Ящик комплекта крепится на
автомобиле в установленном месте (на
переднем борту кузова).

При
дезактивации сухих, не замасленных
поверхностей, а также внутренних
поверхностей кабин и кузовов используется
метод отсасывания радиоактивной пыли,
во всех остальных случаях обработка проводятся
газожидкостным методом.

Газожидкостный
прибор состоит из эжектора, газожидкостного
и жидкостного рукавов, брандспойта с
удлинителем и щеткой, газоотборного
устройства. Принцип действия прибора
основан на использовании тепла и
кинетической энергии отработавших
газов автомобиля. С помощью газоотборного
устройства (крышки с клапаном и
газоотборником) газы подаются в эжектор
под давлением 0,9±0,1 кгс/см 2 ,
где создают разрежение, за счет, которого
происходит отсасывание радиоактивной
пыли при методе пылеотсасывания или
забор и подача через бранд­спойт на
обрабатываемую поверхность рабочей
рецептуры при газожидкостном методе.

Порядок
сборки комплекта при различных методах
обработки.

Для
подготовки прибора к дегазации
(дезактивации, дезинфекции) газожидкостным
методом необходимо:

установить
крышку с газоотборником на конец
выпускной трубы глушителя и поворотом
вправо зафиксировать ее;

установить
эжектор на газоотборник;

присоединить
к эжектору газожидкостный рукав;

соединить
брандспойт с удлинителем, навинтить на
него щетку и закрепить ее гайкой,
присоединить брандспойт к газожидкостному
рукаву;

присоединить
жидкостный рукав боковому патрубку
эжектора, а другой конец рукава опустить
в емкость с раствором;

повернув
рычаг, открыть предохранительный клапан
на крышке, запустить предварительно
прогретый двигатель автомобиля и, после
установления устойчивой частоты вращения
коленчатого вала, закрыть клапан;

постепенно
увеличивать частоту вращения коленчатого
вала до момента срабатывания
предохранительного клапана и зафиксировать
дроссельную заслонку в этом положении.

Значительное
повышение частоты вращения коленчатого
вала двигателя после срабатывания
предохранительного клапана запрещается.

Исправно
работающий прибор обеспечивает подачу
через брандспойт газожидкостной
смеси, длительная работа прибора без
жидкости недопустима, так как приводит
к прогоранию газожидкостного рукава.

Для
подготовки прибора к дезактивации
методом отсасывания радиоактивной пыли
необходимо:

отсоединить
газожидкостный и жидкостный рукава от
эжектора;

присоединить
газожидкостной рукав к боковому патрубку
эжектора;

на
свободный патрубок
эжектора надеть тканевый мешок для
сбора радиоактивной
пыли или установить автомобиль так,
чтобы выбрасываемая из эжектора пыль
вторично не заражала обрабатываемый
объект.

Жидкостный
рукав и емкость с раствором при этом
варианте развертывания прибора не
используются.

Исторический экскурс

Атомы вещества состоят из ядер (с протонами и нейтронами) и вращающих вокруг них электронов. У большинства они устойчивы, а у некоторых ядра обладают нестабильностью и могут излучать в пространство энергию. Это и есть радиоактивное излучение, которое подразделяется на α-, β- и γ- излучение. (альфа-, бета- и гамма-излучение).

Альфа-излучение – это поток тяжелых положительно заряженных частиц. Возникает в результате распада атомов тяжелых элементов, таких как уран, радий и торий. В воздухе альфа-излучение проходит не более пяти сантиметров и, как правило, полностью задерживается листом бумаги или внешним омертвевшим слоем кожи. Однако если вещество, испускающее альфа-частицы, попадает внутрь организма с пищей или воздухом, оно облучает внутренние органы и становится опасным.

Бета-излучение – это электроны, которые значительно меньше альфа-частиц и могут проникать вглубь тела на несколько сантиметров. От него можно защититься тонким листом металла, оконным стеклом и даже обычной одеждой. Попадая на незащищенные участки тела, бета-излучение оказывает воздействие, как правило, на верхние слои кожи. Если вещество, испускающее бета-частицы, попадет в организм, оно будет облучать внутренние ткани.

Гамма-излучение – это фотоны, т.е. электромагнитная волна, несущая энергию. В воздухе оно может проходить большие расстояния, постепенно теряя энергию в результате столкновений с атомами среды. Интенсивное гамма-излучение, если от него не защититься, может повредить не только кожу, но и внутренние ткани. Плотные и тяжелые материалы, такие как железо и свинец, являются отличными барьерами на пути гамма-излучения.

В отношении радиоактивности по нормам радиационной безопасности принято использовать словосочетание «ионизирующее излучение». Ионизация – процесс превращения атомов молекул в ионы. Ионы могут быть заряжены положительно и отрицательно. Положительно заряженные ионы образуются путем выбивания энергией электронов из атома. Отрицательно заряженные ионы появляются если нейтральная частица присоединила свободный электрон к атому.