Авария на энергоблоке № 4 Чернобыльской АЭС

Содержание.

Введение …………………………………………………………………….….….3

1. Историческая справка  …………………………………………………….…....4

2. Карта распространения радиации выброса (СПб и ЛО) ………………….…11

3. Шкала предельно допустимого  облучения …………………………….….…13

4. Лучевая болезнь …………………………………………………………….….21

5. Меры предотвращения  и обеспечение БЖ на крупнейших техногенных (атомных) объектах …………………………………………………….……..… 22

6. Оказание первой помощи  пострадавшим от радиации ……………………..27

7. Заключение …………………………………………………………………….30

Список используемой литературы ………………………………………...……32

Введение

В наше время существует огромное количество праздников. Какие-то из них - каждый год, а некоторые оказываются ознаменованными определенными мероприятиями только в круглые даты: 10, 15, 25, 50, 100 лет. В такие дни люди показывают, что помнят самые важные события и учатся на их ошибках. 2011 год, например, подарил нам такие годовщины как 150-летие отмены крепостного права, 50-летие первого полета в космос... Но в этом году человечество вспоминает не только позитивные моменты всемирной истории в целом и нашей страны в частности, но и одну из самых страшных трагедий, а именно - аварию на Чернобыльской атомной электростанции, которая произошла 26 апреля 1986 года.

Аварии, получившей в народе название просто «Чернобыль», предшествовало бурное развитие ядерного оружия и атомной энергетики. Предпосылками этого развития была в какой-то степени Вторая Мировая война 1939-1945 гг., а также разразившаяся после неё холодная война и политическое противостояние между СССР и США. В связи с этими событиями 17 сентября 1943 начала действовать самая масштабная в истории программа по разработке ядерного оружия, которая называлась Манхэттенский проект. Результатом этого проекта стали три бомбы, две из которых («Толстяк» и «Малыш») были сброшены на такие японские города, как Хиросима и Нагасаки 6 и 9 августа 1945 года соответственно.

Но с тех пор атомная энергетика стала развиваться не только в военных целях, но и в мирных. В наши дни так называемый «мирный атом» занимает значительное место в структуре топливно-энергетического комплекса. Вырабатываемая на атомных электростанциях энергия считается возобновляемой, и поэтому её часто относят к альтернативным источникам энергии. Но важно понимать, что вместе с пользой атомная энергетика несет и страшную опасность. Достаточно лишь вспомнить, как весь мир содрогнулся, услышав новость об аварии на японской атомной станции Фукусима-1.

Последствия аварии на Чернобыльской АЭС покрыты тайной, но ясно одно - эта катастрофа изменила ход всей мировой истории, оказав огромное влияние на мировую экономику и нанеся непоправимый вред невероятно большому количеству людей. Этот пример с аварией на атомной электростанции не единственный, поэтому, на мой взгляд, необходимо вновь и вновь анализировать ошибки истории, искать правильные механизмы ликвидации аварий и устранениях их последствий.

1. Историческая справка.

Авария на энергоблоке № 4 Чернобыльской АЭС произошла 26 апреля 1986 года в 01 ч. 23 мин. 40 с. По московскому времени в ходе проведения проектных испытаний одной из систем обеспечения безопасности. Эта система безопасности предусматривала использование механической энергии вращения останавливающихся турбогенераторов (так называемого выбега) для выработки электроэнергии в условиях наложения двух аварийных ситуаций. Первая ситуация - это полная потеря электроснабжения АЭС, в том числе главных циркуляционных насосов (ГЦН) и насосов системы аварийного охлаждения реактора (САОР). Вторая ситуация - это максимальная проектная авария (МПА), в качестве которой в проекте рассматривается разрыв трубопровода большого диаметра циркуляционного контура реактора. Проект предусматривал, что при отключении внешнего электропитания, электроэнергия, вырабатываемая турбогенераторами за счет выбега, пойдёт для запусков насосов, входящих в САОР, что обеспечило бы гарантированное охлаждение реактора. Предложение об использовании выбега турбогенераторов озвучил в 1976 году главный конструктор реактора РБМК. После чего эта концепция была включена в проекты строительства АЭС с реакторами такого типа.

Чернобыльская авария произошла во время проведения планового эксперимента, исследовавшего такую возможность. Этот эксперимент должен был проводиться на пониженной мощности реактора, и 25 апреля 1986 года операторы снизили его мощность до половинной (1600 мегаватт). В этот момент последовал звонок диспетчерской службы, попросившей поддерживать мощность реактора на этом уровне. Выполняя данное требование, оператор отключил одну из аварийных систем защиты (с нарушением инструкции). Через 10 часов было продолжено уменьшение мощности реактора. При этом операторы отключили еще одну систему аварийной защиты, которая не позволила бы сделать это достаточно быстро. Из-за чрезмерной скорости уменьшения мощности в активной зоне стал накапливаться ксенон, который является поглотителем нейтронов. Мощность реактора упала ниже намеченного значения (30 мегаватт вместо 700). По инструкции для подъема мощности реактора из этого состояния требуется недельный срок. Но операторы, желая провести запланированный эксперимент в срок, вывели все стержни автоматического регулирования из активной зоны, повысив мощность реактора до 200 мегаватт.

В эксперименте должны были быть выключены четыре из восьми насосов контура (имитация потери их внешнего электропитания). Их должен был заменить один насос, напитывающийся от электрической мощности вращающейся турбины. Однако при переходе к такому режиму начались нестабильности в потоке воды через реактор, и во избежание автоматической остановки реактора, операторы отключили еще одну систему автоматической защиты, реагирующую на эти нестабильности. Реактор работал четыре часа при низкой мощности и повышенном потоке воды, поэтому парообразование в активной зоне снизилось, что вызвало автоматический вывод из активной зоны оставшихся регулирующих стержней.

За 30 секунд до отключения питающего насосы генератора оператор уменьшил поток воды на одну четверть, что несколько увеличило парообразование в активной зоне. После отключения насосов поток воды упал, и началось интенсивное кипение в активной зоне.

Поскольку к этому моменту все регулирующие стержни были выведены и все аварийные системы заблокированы или отключены, мощность реактора стала чрезвычайно чувствительна к фактору парообразования. Примерно через 0,8 секунды она начала экспоненциально расти. Через 2,5 секунды она достигла 3800 мегаватт (на 20 процентов выше нормальной), а в следующие полторы секунды выросла в 120 раз. Произошло тепловое разрушение активной зоны реактора, а ее взаимодействие с водой вызвало повышение давления до 10 килотонн на квадратный сантиметр. Тепловым взрывом сорвало верхнюю плиту реактора, при взаимодействии с атмосферой раскаленные графитовые блоки воспламенились. Общее количество вынесенной в окружающую среду радиоактивности составило примерно 50 мегакюри. Эта радиоактивность выносилась в течение 10 дней (пока не было прекращено горение графита) и распространялась под действием атмосферных потоков по окружающим территориям.

Но важно заметить, что энергоблок № 4 ЧАЭС, как и другие энергоблоки с РБМК, был принят в эксплуатацию без опробования этого режима. Кроме Чернобыльской АЭС, ни на одной атомной электростанции с реакторами РБМК - 1000 после ввода их в эксплуатацию, проектные испытания по использованию выбега ТГ не проводились. Эти испытания были проведены на энергоблоке № 3 Чернобыльской АЭС в 1982 г. Они показали, что требования по характеристикам электрического тока, вырабатываемого за счет выбега ТГ, в течение заданного времени не выдерживались и необходима доработка системы регулирования возбуждения ТГ.

Программами испытаний 1982-1984 гг. предусматривалось подключение к выбегающему ТГ по одному ГЦН каждой из двух петель циркуляции реактора, а программами 1985 г. и апреля 1986 г. - по два ГЦН. При этом моделирование аварийной ситуации предусматривалось при отключенной ручными задвижками САОР. Испытание на 4-м энергоблоке было намечено провести днем 25 апреля 1986г. при тепловой мощности реактора 700 МВт, после чего реактор планировалось остановить для проведения плановых ремонтных работ. Следует отметить, что программа испытаний соответствовала действовавшим на тот момент требованиям. Следовательно, эти испытания должны были проводиться в режиме пониженной мощности, для которого характерны повышенный, относительно номинального, расход теплоносителя через реактор, незначительный недогрев теплоносителей до температуры кипения на входе в активную зону и минимальное содержание пара. Именно эти факторы оказали прямое влияние на масштаб аварии.

Чернобыльская Атомная Электростанция расположена на севере Украины, в месте впадения реки Припять в Днепр. Строительство начато в 1976 году. Всего было построено 4 блока по 1000 МВт каждый. Авария на четвертом блоке ЧАЭС 26 апреля 1986 года произошла не во время нормального функционирования реактора. Это случилось во время эксперимента по изучению резервов безопасности реактора в различных ситуациях. Эксперимент намечалось проводить при пониженной мощности реактора. Эксперимент совпал с плановым гашением реактора. Обычно реакторы не только вырабатывают электроэнергию, но и потребляют ее для работы насосов системы охлаждения. Эта энергия берется из обычной электросети. Если же нормальное электроснабжение нарушается, то возможно переключение части вырабатываемой атомным реактором электроэнергии на нужды системы охлаждения реактора. Однако если действующий реактор не вырабатывает электроэнергию, такое происходит в процессе гашения реактора, то необходим внешний автономный источник питания - генератор. На запуск генератора требуется некоторое время, поэтому он не может обеспечить реактор необходимой электроэнергией сразу. Во время эксперимента на четвертом блоке ЧАЭС намеревались показать, что мощности электрического тока, вырабатываемого вращающимися по инерции турбинами после гашения реактора, достаточно для питания насосов охлаждения до включения дизельных генераторов. Ожидалось, что насосы обеспечат циркуляцию охладителя, достаточную для обеспечения безопасности реактора.

Много различных отчетов, объясняющих причины аварии, было опубликовано с тех пор. Но в этих отчетах много неувязок. Многие исследователи толковали некоторые данные каждый по-своему. С течением времени появилось еще больше различных толкований. И кроме того, некоторые авторы были лично заинтересованы в этом деле. Однако в большинстве отчетов сходна последовательность событий, которые привели к аварии.

Хронология событий

25.04.1986.

01:06 Началось запланированное гашение реактора. Постепенное снижение тепловой мощности реактора. (При нормальной работе тепловая мощность реактора составляет 3200 МВт).

03:47 Снижение мощности реактора прервано на 1600 МВт.

14:00 Аварийная система охлаждения  была отключена. Это входило в  программу эксперимента. Это было  сделано, чтобы препятствовать прерыванию  эксперимента. Это действие непосредственно  не привело к аварии, но если  бы аварийная система охлаждения  не была отключена, возможно, последствия не были бы такими тяжелыми.

14:00 Намечалось дальнейшее снижение мощности. Однако диспетчер электросети Киева попросил оператора реактора продолжить выработку электроэнергии, чтобы удовлетворить потребности города в электроэнергии. Поэтому мощность реактора была оставлена на 1600 МВт. Эксперимент был задержан, а сначала его намеревались провести в течение одной смены.

23:10 Было рекомендовано продолжить снижение мощности.

24:00 Конец смены.

26.04.1986.

00:05 Мощность реактора была уменьшена  до 720 МВт. Продолжалось снижение  мощности. Теперь доказано, что безопасное  управление реактором в той ситуации было возможно на 700 МВт, т.к. иначе "пустотный" коэффициент реактора становится положительным.

00:28 Мощность реактора снижена  до 500 МВт. Управление было переключено  на авторегулирующуюся систему. Но тут либо оператор не дал сигнал удержания реактора на заданной мощности, либо система не отреагировала на этот сигнал, но внезапно мощность реактора упала до 30 МВт.  
00:32(примерно) В ответ оператор стал поднимать управляющие стержни, пытаясь восстановить мощность реактора. В соответствии с Требованиями по технике безопасности оператор должен был согласовать свои действия с главным инженером, если эффективное число поднимаемых стержней больше 26. Как показывают сегодняшние расчеты, в тот момент требовалось поднять меньшее число управляющих стержней.

01:00 Мощность реактора возросла до 200 МВт.

01:03 Был подключен дополнительный насос к левому циклу охлаждающей системы, чтобы увеличить циркуляцию воды через реактор. Это входило в планы эксперимента.

01:07 Был подключен дополнительный  насос к правому циклу охлаждающей  системы (тоже по плану эксперимента). Подключение дополнительных насосов  вызвало ускорение охлаждения  реактора. Это также привело к  уменьшению уровня воды в пароразделителе.

01:15 Автоматическая система управления  пароразделителем была отключена оператором, чтобы продолжить действия с реактором.

01:18 Оператор увеличил ток воды, пытаясь решить проблемы в системе охлаждения.

01:19 Еще несколько управляющих  стержней выдвинуто, чтобы увеличить  мощность реактора и поднять  температуру и давление в пароразделителе. Правила эксплуатации требовали, чтобы как минимум 15 управляющих стержней все время оставались в активной зоне реактора. Предполагается, что в тот момент в активной зоне уже оставалось всего 8 управляющих стержней. Однако в активной зоне оставались автоматически управляемые стержни, это позволяло увеличить эффективное число управляющих стержней в активной зоне реактора.

01:21:40 Оператор уменьшил ток воды  через реактор до нормального, чтобы восстановить уровень воды  в пароразделителе, при этом уменьшилось охлаждение активной зоны реактора.

01:22:10 В активной зоне начал  образовываться пар (закипела охлаждающая реактор вода).

01:22:45 Данные, полученные оператором, сигнализировали об опасности, но  создавали впечатление, что реактор  все еще оставался в устойчивом состоянии.

01:23:04 Закрыли клапаны турбин. Турбины  все еще вращались по инерции. Это, собственно, и было началом эксперимента.

01:23:10 Автоматически управляемые  стержни были удалены из активной  зоны. Стержни поднимались примерно 10 сек. Это была нормальная реакция, чтобы скомпенсировать уменьшение  реактивности, последовавшее за  закрытием клапанов турбины. Обычно  уменьшение реактивности вызывается  увеличением давления в охлаждающей  системе. Это должно было привести  к уменьшению пара в активной  зоне. Однако ожидаемого уменьшения  пара не последовало, т.к. ток воды через активную зону был мал.

01:23:21 Парообразование достигло  такой точки, когда из-за собственного  положительного "пустотного" коэффициента  дальнейшее парообразование приводит  к быстрому увеличению тепловой мощности реактора.

01:23:35 Началось неконтролируемое  образование пара в активной зоне.

01:23:40 Оператор нажал кнопку "Авария" (AZ-5). Управляющие стержни начали  входить сверху активной зоны. При этом центр реактивности  переместился вниз активной зоны.

01:23:44 Мощность реактора резко  увеличилась и примерно в 100 раз превысила проектную.

01:23:45 ТВЭЛы начали разрушаться. В топливных каналах создалось высокое давление.

01:23:49 Топливные каналы стали разрушаться.

01:24 Последовало два взрыва. Первый - из-за гремучей смеси, образовавшейся  в результате разложения водяного  пара. Второй был вызван расширением  паров топлива.

Взрывы выбросили сваи крыши четвертого блока, и в реактор проник воздух. Воздух реагировал с графитовыми стержнями, образуя оксид углерода II (угарный газ). Этот газ вспыхнул, начался пожар. Кровля машинного зала сделана из материалов, которые легко воспламеняются. (Из тех самых, которые использовались на ткацкой фабрике в Бухаре, которая полностью сгорела в начале 70-х годов. И хотя некоторые работники после случая в Бухаре были отданы под суд, эти же материалы использовались при строительстве АЭС.)

2. Карта распространения радиации выброса (СПб и ЛО).

Карта распространения радиации выброса по Санкт-Петербургу и Ленинградской области.

Шкала выброса радиации.

Выброс радиоактивных материалов в атмосферу состоял из газов, аэрозолей и мелкодисперсных частиц ядерного топлива. Выброс характеризовался большим объемом и широким ассортиментом существующих в реакторе радиоактивных продуктов. Кроме того, выброс длился очень долго, т.е. более недели. Продолжительность и большая высота (примерно, 1 км) выброса в основном объяснялись горением графита, который с трудом поддавался тушению.

В связи с этими причинами, а также в связи с тем, что на территории, пострадавшей от радиоактивного следа, наблюдалось частое изменение направления ветра в период выброса, последующее выпадение радиоактивных веществ на землю происходило весьма интенсивно, охватив практически все северное полушарие, хотя значительное загрязнение территории за пределами бывшего Советского Союза произошло только в некоторых регионах европейского континента.

Тем не менее, в некоторых районах модель загрязнения почвы и продуктов питания радиоактивностью оказалась весьма неравномерной из-за дождей в процессе движения радиоактивного следа. Такая неравномерность схемы выпадения осадков была ярко выражена по мере отдаления от места расположения реактора.

3. Шкала предельно  допустимого облучения.

Единицей измерения дозы облучения является грей. (эффективная доза - зиверт и поглощённая доза -грей, примерно одинаковы.)    Для населения пределы приемлемо опасной дозы дополнительного к естественному радиационному фону облучения (напомню, что абсолютно безопасной дозы нет) были впервые установлены лишь в 1952 году. Они соответствовали 15 миллиЗивертов/год. Под напором фактов об опасном воздействии радиации уже в 1959 году пришлось уменьшить эту дозу до 5 мЗв/год, а в 1990 году - до 1 мЗв/год. Сейчас все больше специалистов настаивает на дальнейшем уменьшении этой дозы - до 0,25 мЗв/год. В Германии нормы радиационной безопасности для населения - 0,3 мЗв в год. В некоторых штатах США максимальная допустимая годовая доза искусственного облучения для населения - 0,1 мЗв/год. . В книгах по эксперсс методикам измерения йода в щитовидке (от 88г): доза вплотную к щитовидке минус фоновая на плече и - 10 мР/час соответствует 1 млн.Бк йода-131. 1.Доза прямо пропорциональна раковым заболеваниям начиная с нуля, генетический эффект радиации так же беспороговый. Р.М.Зиверт еще в 1950 г. пришел к заключению, что для действия радиации на живые организмы нет порогового уровня. Сегодня это расписано во всех официальных документах. Нет малой дозы есть предельная доза для населения (приемлемого по опасности) и работников атомной промышленности. 2. Адаптации к радиации нет! проф.А.В.Яблоков "Миф о безопасности малых доз радиации" .

Радиационная безопасность населения - состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения (Федеральный закон " О радиационной безопасности населения"). Основные нормативы облучения (допустимые пределы доз) конкретизируются и уточняются в санитарно-гигиенических федеральных нормах и правилах, таких как НРБ - 99, ОСПОРБ - 99 и др.

Ионизирующим считается любое излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков.

Естественный радиационный фон - доза излучения, создаваемая космическими лучами и излучением природных радионуклидов, естественно распределенных в земле, воде, воздухе, других элементах биосферы, пищевых продуктах и организме человека. Радиоактивный фон присутствует везде и всегда - где-то его уровень больше обычной нормы, где-то меньше.

Человеческий организм не способен с помощью своих органов чувств воспринимать наличие радиоактивных веществ и их излучения (до несмертельных значений), поэтому необходимы специальные измерительные приборы - дозиметрическая и радиометрическая аппаратура. 

Средняя "годовая доза ионизирующих излучений", и внешних и внутренних источников (вдыхаемый воздух, вода, еда), на человека, составляет:

- солнечная радиация и космические  лучи - от 0.3 миллизивертов в год (на высоте 2000м -  втрое больше)

- почва и горные породы - 0.25 - 0.5 мЗв/г (на гранитах светит больше - около 1  миллизиверт в год)

- жилище, строения - 0.3...

- еда - от 0.02 ...

- вода - до 0.1 милли зиверт (при ежедневном потреблении воды в объёме 2 литра).

- в воздухе (радон и продукты  его распада) - 0.2 ... мЗв/год

Внутренний фон:

- накопленные в костях организма  отложения радионуклидов - 0.1-0.5 мЗв/год.

- вдыхаемый радон (источник альфа-излучения) - 0.1-0.5 мЗв/год 

Разовые, "вынужденные облучения":

- в медицинских исследованиях: флюорография, рентген лёгких - до 3 мЗв, рентгеновский снимок у зубного врача - 0.2мЗв.

- перелёт на самолёте - 0.005-0.020 миллизивертов в час (основной вклад - от солнечной радиации, на высоте полёта дальней авиации - около 10 км.; при сильных вспышках на Солнце, в годы его максимальной активности в 11-летнем цикле - бывают наибольшие значения)

- сканеры (интроскопы) в аэропортах - до 0.001 мЗв за один акт проверки пассажира. 
Ионизирующее радиоактивное облучение, применяемое в медицине для диагностики и лечения (флюрография, рентгенография и компьютерная томография), при частом и чрезмерном применении могут ещё больше навредить здоровью. Поэтому, постановлением главного санитарного врача РФ, указано не превышать при рентгенологических обследованиях в течение года (в том числе при проведении диспансеризации) эффективную дозу от них - 1 миллизиверт.

Естественные и искусственные источники радиации (гамма- и рентгеновского излучения, нейтронов), в том числе и большой мощности, применяются в практике физических, физико-химических и биологических исследований, а также в технике - для целей дефектоскопии (контроля качества и размеров, методами интроскопии - конструкционной стали, стальных листов, проволоки и других мет. изделий, в процессе их изготовления, а так же - для сортирования металлов по маркам и хим. составу, определения содержания некоторых химич. элементов в сплавах и т.п.), в медицине - при лучевой терапии онкобольных, в геологических исследованиях - при поисках полезных ископаемых, картировании, скважинных исследованиях и прочее. Для работы с такими источниками - необходима надёжная биологическая защита персонала, чёткое соблюдение техники безопасности. 

Кратковременное (до 4-х суток подряд), общее (т.е. всего тела - наиболее опасный случай), однократное облучение

Доза облучения "накапливается" в организме, поэтому надо суммировать непрерывные замеры с радиометра или индивидуального дозиметра, в местах с повышенным уровнем радиации. За всю жизнь, в сумме, значения "накопленной дозы" не должны превышать 100-700 мЗв (в зависимости от местного, привычного уровня фона).

Если суммарная доза кратковременного облучения - меньше 10 мкЗв (десяти микрозивертов), то считается, что излучение фактически отсутствует и его можно не учитывать.

Радиационно-опасные работы, при выполнении которых индивидуальные дозы облучения могут превысить, в течение только одной рабочей смены, 0.2 мЗв (миллизиверт) - выполняются по дозиметрическим нарядам.

до 100 мЗв (10 бэр) – допустимое аварийное облучение населения (разовое). Медицинскими методами не наблюдается каких-либо заметных изменений в тканях и органах. 

Эффекты от облучения в течение года

Доза облучения "накапливается" в течение времени жизни человека и за 70 лет составляет, в сумме "накопленной дозы", порядка 100-700 мЗв/70лет - это безопасные для здоровья показатели.

Три миллизиверт в год - нормальная годовая доза радиационного фона от естественных природных источников ионизирующего излучения (на поверхности земли, при учтённой мощности дозы от радона, равной 2 мЗв/год). Считается абсолютно безопасной.

Лица, подвергшиеся однократному облучению в дозе, превышающей 100 мЗв, в дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв/год.

Радиационно-опасные - работы (персонала) в условиях фактической или потенциальной радиационной опасности, когда радиационная обстановка в месте проведения работ такова, что при стандартных условиях облучения индивидуальная эффективная доза работника может превысить значение равное 20 миллизиверт в год.

20 мЗв/год - усредненный более чем за 5 лет предел для персонала в ядерной и горнодобывающих отраслях промышленности.

Основные единицы измерения ионизирующих излучений

Рентген (Р, R) - внесистемная единица экспозиционной дозы фотонного (гамма- и рентгеновского) излучений. Микрорентген - миллионная часть рентгена, мкР

Поглощённая доза - определяется двумя основными способами. Для малых и средних уровней облучения - применяют единицы Зиверт. Дальше - считают в единицах Грэй. По цифрам - они примерно равны.

Зиверт (Зв, Sv) - в системе единиц СИ, поглощенная доза с учётом, в виде коэффициентов, энергии и типов излучения (эквивалентная) и радиочувствительности живых органов и тканей в теле человека (эффективная). Используется до величин дозы - порядка 1.5 зиверта, для более высоких значений - используют Грэи.

1 миллизиверт (мЗв. mSv) = 0.001 зиверт

1 микрозиверт (мкЗв. µSv) = 0.001 милизиверт

Для оценки влияния ионизирующего облучения на человека - служит величина индивидуальной эффективной дозы (ИЭД, мЗв/чел.) Медицинская компонента, обусловленная использованием ИИИ (источников ион. излучения) в медицинских целях - составляет от 20 до 30%.

бэр - биологический эквивалент рентгена; это старая, внесистемная единица поглощённой дозы; современная - Зиверт.

1 Зв = 100 бэр

Мощность дозы - доза  излучения за единицу времени:

0.10 мкЗв/час == 10 мкР/час (двойной знак равенства означает здесь "примерно")

1 зиверт == 100 рентген

Коэффициент качества излучения для гамма-квантов и бета-частиц равен единице (Q=1), для быстрых нейтронов Q=10, для альфа-частиц Q=20 и т.д.

Активность (А) радиоактивного вещества - число спонтанных ядерных превращений в этом вещ-ве на определённой площади, в единичном кубическом объёме ("объёмная активность") или в единице веса ("удельная активность") за малый промежуток времени (в секунду). Единицей измерения активности, в системе СИ, является:

1 беккерель (Бк, Bq) = 1 ядерное превращение в секунду

109 Бк = 1 гигабеккерель (ГБк, GBq)

До сих пор ещё используется (особенно часто - на экологических картах радиоактивного заражения, в расчёте на квадратный километр) старая внесистемная единица измерения активности рад.вещ. в сист. СГС - К ю р и:

1 кюри (Ки, Ci) = 3,7 х 1010 беккерель = 37 гигабеккерель (ГБк, GBq)

1 мкКи (микрокюри) = 3,7 х 104 распадов в секунду = 2,22 х 106 распадов в минуту.

Человеческий организм содержит примерно 0,1 мкКи калия-40 натурального происхождения. Верхнее значение безопасной (то есть, на уровне естественной) "минимально значимой активности" (МЗА) - находится в пределах от 3.7 кБк (килобеккерель) до 37 МБк (мегабеккерель), в зависимости от вида излучения (до удельных 74 кБк/кг - для твёрдых бета-активных, менее 3.7 кБк/кг - для гаммаактивных, меньше 7.4 кБк/кг - для альфаактивных веществ, до 0.37 кБк/кг - для трансурановых).

Грэй (Гр, Gy) - в системе СИ, величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу.

1 Гр (ед. СИ) = 100 рад (внесистемная  единица) == 100 рентген (с точностью 15-20%, для энергий 0.1 - 5 МэВ)

5 мГр == 500 мР = 0.5 Р (безопасная доза общего кратковременного облучения – исключаются клинически выраженные соматические эффекты; при медицинском обследовании или лечении - это как снимок флюорографии, сделанный на старом аппарате, раз в год).

При экспозиционной дозе в 1 рентген поглощённая доза в воздухе будет 0,85 рад.

Виды излучений:

Электромагнитные (фотонные) излуч-я: Гамма-излучение, Рентгеновское.

Корпускулярные излучения - состоящие из частиц (протонов, нейтронов, альфа-частиц и др.)

Знаки-пиктограммы, предупреждающие о наличии или об опасности радиации.