Как да изчислим защитата срещу бета радиация. Практическа защита срещу йонизиращо лъчение

Изчисляване на защита срещу алфа и бета радиация

метод за защита на времето.

метод за защита от разстояние;

Бариерен (материален) метод на защита;

Дозата на външно облъчване от източници на гама лъчение е пропорционална на времето на облъчване. Въпреки това, за тези източници, които могат да се считат за точкови източници по размер, дозата е обратно пропорционална на квадрата на разстоянието от него. Следователно намаляването на дозата на облъчване на персонала от тези източници може да се постигне не само чрез използване на метода на защита чрез бариера (материал), но и чрез ограничаване на времето на работа (времева защита) или увеличаване на разстоянието от източника на радиация до работник (защита от разстояние). Тези три метода се използват при организацията на радиационната защита в атомните електроцентрали.

За да се изчисли защитата срещу алфа и бета радиация, обикновено е достатъчно да се определи максималната дължина на пътя, която зависи от тяхната първоначална енергия, както и от атомния номер, атомна масаи абсорбираща плътност.

Защитата от алфа лъчение в атомните електроцентрали (например при приемане на "прясно" гориво) не е трудна поради късите дължини на пътя в веществото. Основната опасност от алфа-активните нуклиди е само при вътрешно облъчване на тялото.

Максималната дължина на пътя на бета частиците може да се определи по следните приблизителни формули, вижте:

за въздух - R β =450 E β , където E β е граничната енергия на бета-частиците, MeV;

за леки материали (алуминий) - R β = 0,1E β (при E β< 0,5 МэВ)

R β =0,2E β (при E β > 0,5 MeV)

В практиката на работа в атомни електроцентрали има източници на гама лъчение с различни конфигурации и размери. Мощността на дозата от тях може да бъде измерена с подходящи инструменти или изчислена математически. В общия случай мощността на дозата от източник се определя от общата или специфичната активност, излъчения спектър и геометричните условия - големината на източника и разстоянието до него.

Най-простият тип гама излъчвател е точковият източник. . Това е такъв гама излъчвател, за който без значителна загуба на точност на изчислението може да се пренебрегне неговият размер и самопоглъщането на радиацията в него. На практика всяко оборудване, което е гама излъчвател на разстояния повече от 10 пъти неговия размер, може да се счита за точков източник.

За да се изчисли защитата срещу фотонно лъчение, е удобно да се използват универсални таблици за изчисляване на дебелината на защитата в зависимост от коефициента на затихване на радиацията K и енергията на гама лъчите. Такива таблици са дадени в справочници по радиационна безопасност и се изчисляват въз основа на формулата за затихване на широк лъч фотони от точков източник в материя, като се вземе предвид коефициентът на натрупване.

Бариерен метод на защита (тесен и широк геометричен лъч). В дозиметрията има понятия за "широк" и "тесен" (колимиран) сноп фотонно лъчение. Колиматорът, подобно на диафрагмата, ограничава количеството разсеяна радиация, постъпваща в детектора (фиг. 6.1). Тесен лъч се използва например в някои инсталации за калибриране на дозиметрични инструменти.

Ориз. 6.1. Схема на тесен фотонен лъч

1 - контейнер; 2 - източник на радиация; 3 - диафрагма; четири - тесен сноп фотони

Ориз. 6.2. Затихване на тесен лъч фотони

Отслабването на тесен лъч фотонно лъчение в защитата в резултат на взаимодействието му с веществото се извършва съгласно експоненциалния закон:

I \u003d I 0 e - m x (6.1)

където Iо е произволна характеристика (плътност на потока, доза, мощност на дозата и др.) на първоначалния тесен фотонен сноп; I - произволна характеристика на тесен лъч след преминаване през защитата с дебелина x , см;

м - линеен коефициент на затихване, който определя дела на моноенергийните (със същата енергия) фотони, които са претърпели взаимодействие в защитното вещество на единица път, cm -1.

Изразът (7.1) е валиден и когато се използва масовият коефициент на затихване m m вместо линеен. В този случай дебелината на защитата трябва да бъде изразена в грамове на квадратен сантиметър (g / cm 2), тогава продуктът m m x ще остане безразмерен.

В повечето случаи, когато се изчислява затихването на фотонното лъчение, се използва широк лъч, т.е. лъч от фотони, където има разсеяно лъчение, което не може да бъде пренебрегнато.

Разликата между резултатите от измерванията на тесни и широки греди се характеризира с коефициента на натрупване B:

B \u003d Iwide / Inarrow, (6.2)

което зависи от геометрията на източника, енергията на първичното фотонно лъчение, материала, с който фотонното лъчение взаимодейства, и неговата дебелина, изразена в безразмерни единици mx .

Законът за затихване за широк лъч фотонно лъчение се изразява с формулата:

I ширина \u003d I 0 B e - m x \u003d I 0 e - m ширина x; (6.3),

където m, m shir - линеен коефициент на затихване съответно за тесни и широки фотонни лъчи. м и ATза различни енергии и материали са дадени в наръчниците по радиационна безопасност. Ако справочниците посочват m за широк сноп фотони, тогава факторът на натрупване не трябва да се взема предвид.

За защита от фотонно лъчение най-често се използват следните материали: олово, стомана, бетон, оловно стъкло, вода и др.

Бариерен метод на защита (изчисляване на защитата чрез слоеве с половин затихване).Коефициентът на затихване на радиацията K е отношението на измерената или изчислена ефективна (еквивалентна) мощност на дозата P meas без защита към допустимото ниво на средната годишна ефективна (еквивалентна) мощност на дозата P cf в същата точка зад защитен екран с дебелина х:

P cf = PD A / 1700 h = 20 mSv / 1700 h = 12 μSv / h;

където P cf е допустимото ниво на средната годишна ефективна (еквивалентна) мощност на дозата;

PD A - граница на ефективна (еквивалентна) доза за персонал от група А.

1700 часа - фондът на работното време на персонала от група А за годината.

K \u003d P meas / P cf;

където P meas е измерената ефективна (еквивалентна) мощност на дозата без защита.

При определяне на изключително важната дебелина на защитния слой на даден материал x (cm) от универсални таблици трябва да се знае енергията на фотона e (MeV) и коефициента на затихване на радиацията K .

При липса на универсални таблици, оперативното определяне на приблизителната дебелина на защитата може да се извърши с помощта на приблизителните стойности на точката на затихване на фотона в геометрията на широкия лъч. Слоят с половин затихване Δ 1/2 е такава дебелина на защитата, която намалява дозата на радиация 2 пъти. С известен коефициент на затихване K е възможно да се определи необходимия брой полузатихващи слоеве n и следователно дебелината на защитата. По дефиниция К = 2 n В допълнение към формулата представяме приблизителна таблична зависимост между кратността на затихване и броя на слоевете на полузатихване:

При известен брой слоеве с половин затихване n, дебелината на защитата x = Δ 1/2 n.

Например, половин затихващ слой Δ 1/2 за олово е 1,3 cm, за оловно стъкло - 2,1 cm.

метод за защита от разстояние.Мощността на дозата на фотонно лъчение от точков източник във вакуум варира обратно пропорционално на квадрата на разстоянието. Поради тази причина, ако мощността на дозата Pi се определя на известно разстояние Ri , тогава мощността на дозата Rx на всяко друго разстояние Rx се изчислява по формулата:

P x \u003d P 1 R 1 2 / R 2 x (6,4)

метод за защита на времето.Методът за защита на времето (ограничаване на времето, през което служителят е изложен на йонизиращо лъчение) се използва най-широко при производството на радиационно опасни работи в зона с контролиран достъп (CCA). Тези работи се документират с дозиметричен ордер, в който се посочва разрешеното време за извършване на работата.

Глава 7 МЕТОДИ ЗА РЕГИСТРАЦИЯ НА ЙОНИЗИРАЩИ ЛЪЧЕНИЯ

Към номера технически средствазащитата включва устройството на различни екрани, изработени от материали, които отразяват и абсорбират радиация. Екраните са разположени както стационарни, така и мобилни (фиг. 58).

При изчисляване на защитните екрани се определя техният материал и дебелина, които зависят от вида на излъчването, енергията на частиците и квантите и необходимата кратност на неговото затихване. Характеристиките на защитните материали и опитът в работата с източници на радиация позволяват да се очертаят предпочитаните области за използване на един или друг защитен материал.

Металът най-често се използва за изграждане на мобилни устройства, а строителните материали (бетон, тухла и др.) - за изграждане на стационарни защитни устройства.

Прозрачните материали най-често се използват за системи за наблюдение и затова те трябва да имат не само добри защитни, но и високи оптични свойства. Следните материали отговарят добре на тези изисквания: оловно стъкло, варово стъкло, напълнено с течност стъкло (цинков бромид, цинков хлорид);

Оловният каучук се използва като защитен материал срещу гама лъчи.

Ориз. 58. Мобилен екран

Изчисляването на защитните екрани се основава на законите на взаимодействието различни видоверадиация с материя. Защитата от алфа радиация не е трудна задача, тъй като алфа частиците с нормална енергия се абсорбират от слой жива тъкан от 60 микрона, докато дебелината на епидермиса (мъртвата кожа) е 70 микрона. Слой въздух от няколко сантиметра или лист хартия е достатъчна защита срещу алфа частици.

Когато бета радиацията преминава през вещество, възниква вторично излъчване, следователно е необходимо да се използват леки материали (алуминий, плексиглас, полистирол) като защитни, тъй като енергията на спирачното лъчение се увеличава с увеличаване на атомния номер на материала.

За защита срещу бета частици (електрони) висока енергиясе използват оловни екрани, но вътрешната облицовка на екраните трябва да бъде направена от материал с нисък атомен номер, за да се намали първоначалната енергия на електроните, а оттам и радиационната енергия, възникваща в оловото.

Дебелината на алуминиевия защитен екран (g/cm2) се определя от израза

d = (0,54Emax - 0,15),

където Emax е максималната енергия на бета спектъра на даден радиоактивен изотоп, MeV.

При изчисляване на защитните устройства, на първо място, е необходимо да се вземе предвид спектралния състав на радиацията, нейната интензивност, както и разстоянието от източника, на който се намира персоналът по поддръжката, и времето, прекарано в сферата на радиация. излагане.

Понастоящем, въз основа на наличните изчислени и експериментални данни, са известни таблици на коефициента на затихване, както и различни видове номограми, които позволяват да се определи дебелината на защита срещу гама лъчение с различни енергии. Като пример, на фиг. Фигура 59 показва номограма за изчисляване на дебелината на оловното екраниране от точков източник за широк лъч от Co60 гама лъчение, което осигурява намаляване на дозата на облъчване до максимално допустимата. По абсцисната ос е нанесена дебелината на защитата d, по ординатната ос коефициентът K1 е равен на

(24)

където М е гама еквивалентът на лекарството, mg*eq. Ra;

t е времето на работа в сферата на облъчване, h; R е разстоянието от източника, см. Например, необходимо е да се изчисли защитата от източника на Co60, при M = 5000 mEq Ra, ако служителите са на разстояние 200 cm през работния ден, т.е. = 6 часа.

Замествайки стойностите на M, R и t в израз (24), ние определяме

Според номограмата (виж фиг. 59) установяваме, че за K1 = 2,5-10-1 дебелината на оловния щит е d = 7 cm.

Друг вид номограма е показан на фиг. 60. Тук на оста y е нанесена кратността на затихването K, равна на

K=D0/D

Използвайки израз (23), получаваме

където D0 е дозата, генерирана от източника на радиация в дадена точка при липса на екраниране; D е дозата, която трябва да се създаде в дадена точка след защитното устройство.

Ориз. Фиг. 59. Номограма за изчисляване на дебелината на оловното екраниране от точков източник за широк лъч от Co60 гама лъчение

Да предположим, че е необходимо да се изчисли дебелината на стените на помещението, в което се намира гама-терапевтичният блок, зареден с препарата Cs137 в 400 g-eq Ra (M = = 400 000 meq Ra). Най-близкото разстояние, на което се намират обслужващите в съседната стая R = 600 см. Съгласно санитарните норми в съседните стаи, в които има хора, които не са радиоактивни вещества, дозата на облъчване не трябва да надвишава 0,03 rem / седмица или за гама лъчение приблизително 0,005 rad на работен ден, т.е. D = 0,005 rad за t = 6 часа затихване, използваме формула (23). За оценка на множествеността

Съгласно фиг. 60 определяме, че за K = 1.1. 104, дебелината на бетоновата защита е приблизително 70 cm.

При избора на защитен материал е необходимо да се ръководи от неговите структурни свойства, както и от изискванията за размера и теглото на защитата. За защитни капаци различни видове(гама терапевтични, гама дефектоскопия), когато масата играе значителна роля, най-благоприятните защитни материали са материалите, които най-добре отслабват гама радиацията. Колкото по-голяма е плътността и серийният номер на веществото, толкова по-голяма е степента на затихване на гама-лъчението.

Следователно за горните цели най-често се използва олово, а понякога дори и уран. В този случай дебелината на защитата е по-малка, отколкото при използване на друг материал, и следователно теглото на защитната обвивка е по-малко.

Ориз. 60. Номограма за изчисляване на дебелината на защита срещу гама лъчение чрез фактор на затихване

При създаването на стационарна защита (т.е. защита на помещения, в които се работи с гама източници), осигурявайки престоя на хората в съседни помещения, е най-икономично и удобно да се използва бетон. Ако имаме работа с меко излъчване, при което фотоелектричният ефект играе важна роля, към бетона се добавят вещества с голям сериен номер, по-специално барит, което позволява да се намали дебелината на защитата.

Водата често се използва като защитен материал за съхранение, т.е. лекарствата се спускат във воден басейн, чиято дебелина осигурява необходимото намаляване на радиационната доза до безопасни нива. С защита от вода е по-удобно да зареждате и презареждате устройството, както и да извършвате ремонтни дейности.

В някои случаи условията на работа с източници на гама лъчение могат да бъдат такива, че да е невъзможно да се създаде стационарна защита (при презареждане на инсталации, изваждане на радиоактивен препарат от контейнер, калибриране на инструмент и др.). Тук имаме предвид, че активността на източниците е ниска. За да се предпази оперативният персонал от облъчване, е необходимо да се използва, както се казва, "времева защита" или "дистанционна защита". Това означава, че всички манипулации с отворени източници на гама-лъчение трябва да се извършват с дълги ръкохватки или държачи. Освен това тази или онази операция трябва да се извършва само за периода от време, през който дозата, получена от работника, не надвишава нормата, установена от санитарните правила. Такава работа трябва да се извършва под контрола на дозиметрист. В същото време в помещението не трябва да има неоторизирани лица и зоната, в която дозата надвишава максимално допустимата по време на работа, трябва да бъде защитена.

Необходимо е периодично да се следи защитата с помощта на дозиметрични устройства, тъй като с течение на времето тя може частично да загуби своите защитни свойства поради появата на различни незабележими нарушения на нейната цялост, например пукнатини в бетонни и баритобетонни огради, вдлъбнатини и разкъсвания от оловни листове и др.

Изчисляването на защитата срещу неутрони се извършва съгласно съответните формули или номограми. В този случай веществата с нисък атомен номер трябва да се приемат като защитни материали, тъй като при всеки сблъсък с ядрото неутронът губи своята повечетоот неговата енергия, толкова по-близо е масата на ядрото до масата на неутрона. За защита срещу неутрони обикновено се използват вода и полиетилен. Чисти неутронни потоци практически няма. Във всички източници, в допълнение към неутроните, има мощни потоци гама-лъчи, които се образуват по време на делене, както и по време на разпадането на продуктите на делене. Следователно, когато се проектира защита срещу неутрони, винаги е необходимо едновременно да се предвиди защита срещу гама лъчение.

Полезна информация:

където Л 0 - разстояние от точков източник на радиация до върха на конична повърхност с ъгъл 2 q 0 в горната част, m;

П- брой защитни слоеве.

където аз = 1, ..., 26;

E i -1 ( н ) - горна граница на енергийната група, за неутронно лъчение, MeV;

E i ( н ) - долна граница на енергийната група за неутронно лъчение, MeV;

д 0 = 10,5 MeV.

Ej-1(g) - горна граница на енергийната група за гама лъчение, MeV;

Ej(ж) - долна граница на енергийната група за гама-лъчение, MeV;

където дн - мощност на дозата на неутронното лъчение;

дж - мощност на дозата на гама лъчение.

където ци- в съответствие с приложението, колонен вектор, чиито съставни елементиаз-та колона на матрицатаQ.

където З ( к ) - критерий за търсене, изчислен в съответствие с приложението;

T i ( к ) - квадратичен функционал, изчислен в съответствие с приложението.

Ако за всички аз = 1, 2, ..., н+ 1 G i ( к ¢ ) по-голямо от нула, тогава оптимизацията на функцията Tприключи и преминете към изчисления по позиции със стойността на брояча на напълно завършени етапи на оптимизацияк. Ако поне една стойностG i ( к ¢ ) е по-малко от нула, след това преминете към изчисленията съгласно т.

замени х ( к ¢ ) зна х ( к ¢ ) n+ 5 и повторете алгоритъма, като започнете от стр. с нова стойност на броячак¢ = к¢ + 1.

к¢ = к¢ + 1.

замени х ( к ) зна х ( к ) n+ 5 и повторете изпълнението на алгоритъма, започвайки от n.с нова стойност на броячак = к+ 1.

и преминете към изчисления по nк = к+ 1.

ПРИЛОЖЕНИЕ 1

Константи, необходими за изчисляване на инженерните дози

* Забележка. Индекс азс коефициент m означава материала на слоя, в който се образува вторичното гама лъчение, индекс йпоказва материала на слоя, за който се извършва изчислението.

ПРИЛОЖЕНИЕ 2

E i, MeV

microrem/s

1/cm 2 × s

Номер на енергийна група аз

E i, MeV

microrem/s

1/cm 2 × s

E i, MeV

Да сеж аз,

microrem/s

1/cm 2 × s

Сж аз,

Номер на енергийна група аз

E i, MeV

Да сеж аз,

microrem/s

1/cm 2 × s

Сж аз,

където к = 0 , ..., Да се.

Групова плътност на токаЖкв аз-та група във всяка точкарксъщо представен като сбор от два компонента

където к = 0 , ..., Да се.

Групово напречно сечение на взаимодействие радиация-материалй-ти слой;

Вторият момент на разширение вътре в напречното сечение на груповото разсейване за материалай-ти слой;

r k, ( й ) - координата на вътрешната повърхностйти слой.

къде k i,б k i,g k i- коефициенти на уравнения;

д k i- дясната страна на уравненията.

където А 1=1-D r 1 /3r 1 ; B1 = 1 - д r 1 /3r 0 ;

федерална агенцияна образованието

Държавно учебно заведение

по-висок професионално образование

„Ивановски държавен енергиен университет

кръстен на V.I. Ленин

Катедра АЕЦ

РАДИАЦИОННА БЕЗОПАСНОСТ
И ДОЗИМЕТРИЯ НА ВЪНШНОТО ГАМА-ЛЪЧЕНИЕ

Указания за изпълнение на лабораторна работа №1

Иваново 2009г

Съставител: A.Yu. ТОКОВ, В.А. КРИЛОВ, А.Н. СТРАХОВЕ

Редактор В.К. СЕМЕНОВ

Указанията са предназначени за студенти, обучаващи се по специалността „Атомни електрически централи и инсталации“, преминаващи лабораторно упражнение по физика на йонизиращите лъчения. Теоретичният материал, даден в раздел 1, допълва и частично дублира материала, прочетен на лекции.

Одобрен цикъл методическа комисия IFF

Рецензент:

Катедра по атомни електроцентрали, Ивановски държавен енергиен университет на името на В. И. Ленин

РАДИАЦИОННА БЕЗОПАСНОСТ И ДОЗИМЕТРИЯ

ВЪНШНО ГАМА ИЗЛЪЧВАНЕ

Указания за лабораторна работа №1

по курса "Защита от радиация"

Съставител: Токов Александър Юриевич,

Крилов Вячеслав Андреевич,

Страхов Анатолий Николаевич

Редактор Н. С. Работаева

Подписано за публикуване на 7.12.09г. Формат 60х84 1/16.

Щампата е плоска. Реал. фурна л. 1.62. Тираж 100 бр. Поръчка Номер.

GOUVPO "Ивановски държавен енергиен университет на името на В. И. Ленин"

153003, Иваново, ул. Рабфаковская, 34.

Отпечатано в УИУНЛ БР

1. ОСНОВИ НА РАДИАЦИОННАТА БЕЗОПАСНОСТ

1.1. Биологично действие на йонизиращото лъчение

Йонизиращото лъчение, действайки върху живия организъм, предизвиква верига от обратими и необратими промени в него, чийто "спусък" е йонизация и възбуждане атоми и молекули на материята. Йонизацията (т.е. трансформацията на неутрален атом в положителен йон) възниква, ако йонизиращата частица (α, β - частица, рентгенов лъч или γ - фотон) пренася енергия към електронната обвивка на атома, достатъчна за отделяне на орбитала електрон (т.е. превишаване на енергията на свързване). Ако предадената част от енергията е по-малка от енергията на свързване, тогава възниква само възбуждане на електронната обвивка на атома.

AT прости веществабрадва, чиито молекули са съставени от атоми на един елемент, процесът на йонизация е придружен от процеса на рекомбинация. Йонизиран атом прикрепя към себе си един от свободните електрони, които винаги присъстват в средата, и отново става неутрален. Възбуденият атом се връща в нормалното си състояние чрез преминаване на електрон от по-високо енергийно ниво към по-ниско и се излъчва фотон с характерно излъчване. По този начин йонизацията и възбуждането на атомите на прости вещества не водят до никакви промени във физикохимичната структура на облъчената среда.

Ситуацията е различна при облъчване на сложни молекули, състоящи се от голям брой различни атоми. (протеинови молекули и други тъканни структури).Прякото въздействие на радиацията върху макромолекулите води до тяхната дисоциация, т.е. за разрушаване на химични връзки поради йонизация и възбуждане на атоми. Непрякото въздействие на радиацията върху сложни молекули се проявява чрез продуктите на радиолизата на водата, която съставлява по-голямата част от телесната маса (до 75%). Поради поглъщането на енергия водната молекула губи електрон, който бързо предава енергията си на околните водни молекули:

H 2 O \u003d > H 2 O + + e – .

В резултат на това се образуват йони, свободни радикали, радикални йони с несдвоен електрон (H, OH, хидропероксид HО 2), водороден пероксид H 2 O 2, атомен кислород:

H 2 O + + H 2 O = > H 3 O + + OH – + З ;

з + O 2 = > НО 2 ; НО 2 + НЕ 2 => Н 2 О 2 + 2О.

Свободните радикали, съдържащи несдвоени електрони, са изключително реактивни. Времето на живот на свободния радикал не надвишава 10 -5 s. През това време продуктите от радиолизата на водата или се рекомбинират един с друг, или влизат в каталитични верижни реакции с протеинови молекули, ензими, ДНК и други клетъчни структури. Индуциран от свободните радикали химична реакциясе развиват с висок добив и включват в този процес много стотици и хиляди молекули, незасегнати от радиация.

Действието на йонизиращото лъчение върху биологичните обекти може да бъде разделено на три етапа, протичащи на различни нива:

1) на атомно ниво - йонизация и възбуждане на атоми, протичащи за време от порядъка на 10 -16 - 10 -14 s;

2) на молекулярно ниво – физични и химични промени в макромолекулите, причинени от пряко и радиолитично действие на радиация, водещи до нарушения на вътреклетъчните структури, за време от порядъка на 10 -10 - 10 -6 s;

3) на биологично ниво - нарушения на функциите на тъканите и органите, които се развиват за период от няколко секунди до няколко дни или седмици (с остри лезии) или в продължение на години или десетилетия (дългосрочни ефекти от експозицията).

Основната клетка на живия организъм е клетка, чието ядро ​​при хората съдържа 23 двойки хромозоми (ДНК молекули), които носят кодирана генетична информация, която осигурява клетъчното възпроизвеждане и вътреклетъчния синтез на протеини. Отделни участъци от ДНК (гени), отговорни за формирането на всеки елементарен признак на организма, са разположени на хромозомата в строго определен ред. Самата клетка и нейната връзка с извънклетъчната среда се поддържа от сложна система от полупропускливи мембрани. Тези мембрани регулират потока на водата, хранителни веществаи електролити във и извън клетката. Всяко увреждане може да застраши жизнеспособността на клетката или нейната способност да се възпроизвежда.

Сред различните форми на нарушения най-важното е увреждането на ДНК. Клетката обаче има сложна система от възстановителни процеси, особено в рамките на ДНК. Ако възстановяването не е пълно, тогава може да се появи жизнеспособна, но променена клетка (мутант). Появата и възпроизвеждането на променени клетки може да бъде повлияно, в допълнение към облъчването, от други фактори, които възникват както преди, така и след излагане на радиация.

Във висшите организми клетките са организирани в тъкани и органи, които изпълняват различни функции, например: производство и съхранение на енергия, мускулна активност за движение, смилане на храната и отделяне на отпадъци, доставка на кислород, търсене и унищожаване на мутантни клетки и др. Координацията на тези видове телесни дейности се осъществява от нервната, ендокринната, хематопоетичната, имунната и други системи, които от своя страна също се състоят от специфични клетки, органи и тъкани.

произволно разпределениеАктовете на поглъщане на енергия, създадена от радиация, могат да увредят жизненоважни части от двойната спирала на ДНК и други макромолекули на клетката по различни начини. Ако значителен брой клетки в орган или тъкан са умрели или не са в състояние да се възпроизвеждат или функционират нормално, функцията на органа може да бъде загубена. В облъчен орган или тъкан се нарушават метаболитните процеси, потиска се активността на ензимните системи, растежът на тъканите се забавя и спира, появяват се нови химични съединения, които не са характерни за организма - токсини. Крайните нежелани радиационни ефекти се разделят на соматични и генетични.

Соматични ефектисе проявяват директно в изложеното лице или като ранно откриваеми ефектиекспозиция (остра или хронична) лъчева болести локални радиационни увреждания), или и двете дългосрочни ефекти(намаляване на продължителността на живота, поява на тумори или други заболявания), проявяващи се няколко месеца или десетилетия след облъчването . Генетични или наследствени ефекти- това са последствията от облъчването на генома на зародишните клетки, които се предават по наследство и причиняват вродени деформации и други нарушения в потомството. Тези ефекти от експозицията могат да бъдат много дългосрочни и да обхващат няколко поколения хора.

Интензивността на ефекта вредни ефектизависи от конкретната облъчена тъкан, както и от способността на тялото да компенсира или възстанови увреждането.

Способността за регенериране на клетките зависи от възрастта на човекав момента на облъчване, от пола, здравословното състояние и генетичната предразположеност на организма, както и от величината абсорбирана доза(радиационна енергия, погълната от единица маса биологична тъкан) и накрая от вид първично лъчениекоето влияе на тялото.

1.2. Прагови и непрагови ефекти при експозиция на хора

В съответствие със съвременните концепции, изложени в публикация 60 на ICRP и залегнали в руските стандарти за радиационна безопасност NRB-99, възможните вредни ефекти от излагане на здравето се разделят на два вида: прагови (детерминистични) и безпрагови (стохастични) ефекти.

1.Детерминистични (прагови) ефекти - директни ранни, клинично открити лъчеви заболявания с дозови прагове, под които те не се проявяват, а над - тежестта на ефектите зависи от дозата.Те включват остра или хронична лъчева болест, радиационна катаракта, нарушена репродуктивна функция, козметични увреждания на кожата, дистрофични увреждания на различни тъкани и др.

Остралъчева болест възниква след превишаване на определена прагова доза на еднократно облъчване и се характеризира със симптоми, които зависят от нивото на получената доза (Таблица 1.1). Хроничналъчева болест се развива при систематично повтарящо се облъчване, ако единичните дози са по-ниски от тези, които причиняват остри радиационни увреждания, но значително по-високи от допустимите граници. Признаци на хронична лъчева болест са промени в състава на кръвта (намаляване на броя на левкоцитите, анемия) и редица симптоми от нервни системис. Подобни симптоми се появяват при други заболявания, свързани с отслабен имунитет, така че е много трудно да се идентифицира хронична лъчева болест, ако фактът на експозиция не е установен със сигурност.

В много органи и тъкани има непрекъснат процес на загуба и заместване на клетки. Увеличаването на загубите може да бъде компенсирано чрез увеличаване на степента на заместване, но може да има и временно, а понякога и постоянно намаляване на броя на клетките, способни да поддържат функцията на даден орган или тъкан.

Получената загуба на клетки може да причини тежко разстройство, което може да бъде открито клинично. Следователно тежестта на наблюдавания ефект зависи от дозата на облъчване и има прагпод която загубата на клетки е твърде малка, за да наруши значително функцията на тъканите или органите. В допълнение към клетъчната смърт, радиацията може да причини увреждане на тъканите и по други начини: като повлияе на множество тъканни функции, включително регулацията клетъчни процеси, възпалителни реакции, потискане на имунната система, хемопоетична система (червен костен мозък). Всички тези механизми в крайна сметка определят тежестта на детерминистичните ефекти.

Стойността на праговата доза се определя от радиочувствителността на клетките на засегнатия орган или тъкан и способността на организма да компенсира или възстанови такова увреждане. По правило детерминистичните ефекти на радиацията са специфични и не възникват под въздействието на други физически фактори, а връзката между ефекта и експозицията е недвусмислена (детерминирана). Праговите дози за поява на детерминистични ефекти, водещи до непосредствена смърт на възрастни, са дадени в таблица 1.2. В случай на продължителна хронична експозиция същите ефекти се проявяват при по-високи общи дози, отколкото в случай на еднократна експозиция.

Средните прагове на дозата за поява на детерминистични ефекти са дадени в табл. 1.1 - 1.3. Тежестта на ефекта (степента на неговата тежест)

повишава се при лица с повишена радиочувствителност (деца, лица с влошено здраве, лица с медицински противопоказания за работа с източници на радиация). За такива лица стойностите на праговете на дозата на експозиция, посочени в таблица 1.1, могат да бъдат 10 или повече пъти по-ниски.

Таблица 1.1. Въздействието на различни дози радиация върху здравето на възрастен

с еднократно облъчване

Забележка. В момента има редица противорадиационни агенти и е натрупан успешен опит в лечението на лъчева болест, което позволява да се предотврати смъртта при дози до 10 Sv (1000 rem).

Таблица 1.2. Обхват на остра експозиция, водеща до човешка смърт

Зависимостта на оцеляването от дозата на облъчване се характеризира със средната погълната доза D 50/60, при която половината от хората ще умрат след 60 дни. За здрав възрастен човек такава доза (осреднена за цялото тяло) е 3 - 5 Gy (Gy) за остро облъчване (Таблица 1.2).

В производствени условия възникването на детерминирани ефекти е възможно само при радиационна авария, когато източникът на радиация е в неконтролирано състояние. В този случай облъчването на хората се ограничава чрез предприемане на спешни мерки – интервенции. Възприетите в НРБ-99 дозови критерии за спешна намеса при радиационна авария се основават на данни за праговите дози за поява на животозастрашаващи детерминистични ефекти (Таблица 1.3).

Таблица 1.3. Прагови дози за поява на детерминистични ефекти

и критерии за спешна намеса при радиационна авария

Установените граници на дозите на професионално облъчване са десетки и стотици пъти по-ниски от праговите дози за възникване на детерминистични ефекти, поради което основната задача на съвременната радиационна безопасност е да ограничи възможността за стохастични ефекти при облъчване при нормални условия при хората.

2. Стохастични или безпрагови ефекти - дългосрочни ефекти от облъчване, които нямат праг на дозата, чиято вероятност е пряко пропорционална на дозата на радиация, а тежестта не зависи от дозата.Те включват рак и наследствени заболявания, които се появяват спонтанно през годините при хората поради различни естествени причини.

Надеждността на връзката на определена част от тези ефекти с експозицията беше доказана от международната медицинска и епидемиологична статистика едва в началото на 90-те години. Стохастичните ефекти обикновено се откриват чрез дълго времеслед облъчване и само при дългосрочно наблюдение на големи групи от населението от десетки и стотици хиляди хора. Средният латентен период е около 8 години при левкемия и 2-3 пъти по-дълъг при други видове рак. Рискът от смърт от рак поради експозиция не е еднакъв за мъжете и жените и варира в зависимост от времето след експозицията (фиг. 1.1).

Вероятността от злокачествена трансформация на клетка се влияе от големината на радиационната доза, докато тежестта на определен вид рак зависи само от неговия вид и локализация. Трябва да се отбележи, че ако облъчената клетка не е умряла, то тя има известна способност да се самовъзстановява увредения ДНК код. Ако това не се случи, тогава в здраво тяло неговата жизнена дейност е блокирана от имунната система: дегенерираната клетка или се унищожава, или не се размножава до естествената си смърт. По този начин вероятността от онкологично заболяване е малка и зависи от "здравето" на имунната и нервната система на тялото.

Процесът на възпроизвеждане на раковите клетки е случаен, въпреки че поради генетични и физиологични характеристики хората могат да варират значително в чувствителността към радиационно индуциран рак. Някои хора с редки генетични заболявания могат да бъдат значително по-чувствителни от обикновения човек.

За добавяне на малка доза към естествената (фонова) експозиция, вероятността за причиняване на допълнителни случаи на рак е естествено малка и очакваният брой случаи, които могат да бъдат приписани на допълнителна доза в експонирана група от хора, може да бъде по-малък от 1 дори в много голяма група хора. Тъй като естественият радиационен фон винаги съществува, както и спонтанното ниво на стохастични ефекти, всяка практическа дейност, която води до допълнително облъчване, също води до увеличаване на вероятността от стохастични ефекти. Приема се, че вероятността от тяхното възникване е правопропорционална на дозата, а тежестта на проявата не зависи от дозата на облъчване.

Фигура 1.2 илюстрира връзката между експозицията и честотата на ракпри населението. Характеризира се със значително ниво на спонтанни ракови заболявания сред населението и относително ниска вероятност от възникване на допълнителни заболявания под въздействието на радиация. Освен това, според UNSCEAR, спонтанната заболеваемост и смъртност от рак варират значително както в различните страни, така и от година на година в една конкретна страна. Това означава, че чрез анализиране на ефектите от излагането на радиация върху голяма група хора, изложени на същата доза, е възможно да се установи вероятностна връзка между дозата на радиация и броя на допълнителните ракови заболявания в резултат на експозицията, обаче не е възможно да се определи кое заболяване е следствие от експозиция и кое е възникнало спонтанно.

Фигура 1.3 предоставя оценка на размера на група от еднакво облъчени възрастни, необходима за надеждно потвърждаване на връзката между увеличението на общия брой ракови заболявания в групата и дозата радиация. Линия A-B на фигурата определя теоретичната оценка на размера на групата, необходима за откриване на допълнителни стохастични ефекти на радиацията с доверителен интервал от 90%. Над тази линия е зона, в която теоретично е възможно да се докаже връзка между увеличаването на броя на стохастичните ефекти в група и експозицията. Под тази линия е теоретично невъзможно да се докаже тази връзка. Пунктираната линия показва, че за надеждно идентифициране на допълнителни ефекти от равномерно облъчване на тялото на възрастни с фотони с доза от 20 mGy, равна на лимита на професионалната доза, трябва да бъдат изследвани поне 1 милион души с такава доза.

По този начин задачата за осигуряване на радиационна безопасност се свежда до: 1) предотвратяване на детерминистични ефекти при работещите чрез контролиране на източниците на радиация; 2) да се намали допълнителният риск от стохастични ефекти чрез ограничаване на дозите на облъчване и броя на облъчените лица.

1.3. Основни дозиметрични величини и единици за тяхното измерване

Дейност (A) – мярка за количеството радионуклид в източник или във всяко вещество, включително човешкото тяло. Активността е равна на скоростта на радиоактивен разпад на ядрата на атомите на радионуклида. Стойността на общата активност характеризира потенциалната радиационна опасност на помещенията, в които се извършва работа с радиоактивни вещества.

SI единица - Bq(бекерел), равно на 1 разпадане в секунда ( s -1).

Извънсистемна единица - Ключ(кюри); 1 Ci \u003d 37 GBq \u003d 3,7 × 10 10 s -1.

Поток на частици ( Е) - номер елементарни частици(алфа, бета, фотони, неутрони), излъчвани от източника или засягащи целта за единица време. Мерна единица - част/и, фотон/и или просто s - 1 .

Видът и броят на частиците (фотоните), излъчени по време на ядрените трансформации, се определят от вида на разпадането на радионуклидните ядра. Тъй като посоката на излъчване на частици е произволна, потокът се разпространява във всички посоки от източника. Общият радиационен поток на източника е свързан с неговата активност чрез отношението

където v, % е добивът на частици за 100 разпада (посочен в справочници за радионуклиди; за различните радионуклиди добивът варира значително, v= 0,01% - 200% или повече).

Флуенс на частиците (F) е съотношението на броя на елементарните частици (алфа, бета, фотони, неутрони), проникващи в елементарната сфера, към площта на централната част на тази сфера. Fluence, подобно на дозата, е добавъчна и ненамаляваща величина - нейната стойност винаги се натрупва с течение на времето. Мерна единица - част / cm 2, фотон / cm 2 или просто см –2 .

Плътност на потока на частиците ( й) - флуенс за единица време. Единица за плътност на потока на частици или кванти - cm–2 s–1.Плътността на потока характеризира нивото (интензивността) на радиация в дадена точка на пространството (или радиационната обстановка в дадена точка на помещението).

Енергия (Е Р ) - е най-важната характеристикайонизиращо лъчение. В ядрената физика се използва извънсистемна единица за енергия - електронволт (eV). 1 eV = 1,6020×10 -19 J.

Доза на експозиция (X) - мярка за степента на йонизационно разрушаване на атомите и молекулите на тялото по време на облъчване. Тя е равна на съотношението на общия заряд на всички йони от един и същи знак, създадени от фотонно излъчване във въздуха, към масата на облъчения обем въздух. Експозиционната доза се използва само за фотонно лъчение с енергия до 3 MeV. В областта на радиационната безопасност е изведен от експлоатация от 1996 г.

SI единица - C/kg(кулон на килограм).

Извънсистемна единица - Р(Рентгенов); 1 P = 2,58×10 -4 C/g; 1 C/kg = 3872 R.

Абсорбирана доза или просто доза ( Д) - мярка за физическото въздействие на йонизиращото лъчение върху дадено вещество (на молекулярно ниво). Тя е равна на съотношението на погълнатата от веществото радиационна енергия за образуване на йони към масата на облъченото вещество.

SI единица - Гр(сив); 1 Gy = 1 J/kg.

Извънсистемна единица - радвам се(rad – погълната доза на радиация);

1 rad = 0,01 Gy = 10 mGy.

Експозиционната доза на фотонно лъчение X = 1Р съответства на погълнатата доза във въздуха D = 0,87 rad (8,7 mGy), а в биологичната тъкан D = 0,96 rad (9,6 mGy) поради различна работайонизация на молекули. За практически цели на радиационната безопасност може да се счита, че 1 R съответства на 1 rad или 10 mGy.

Еквивалентна доза (N) - мярка за биологичния ефект на радиацията върху орган или тъкан (на ниво живи клетки, органи и тъкани). Тя е равна на произведението на абсорбираната доза от радиационен тегловен коефициент У Р , който отчита качеството на излъчване (линейна йонизираща сила). За смесена радиация еквивалентната доза се определя като сбор от видовете радиация « Р » :

H = å д Р × У Р

Стойности на коефициента на радиационно тегло У Рприет в NRB-99. За алфа, бета, фотонно и неутронно лъчение те са равни:

У а = 20; У b= У g = 1; У n = 5 - 20(W n зависи от енергията на неутрона).

SI единица - Св(сиверт); за гама лъчение 1 Sv = 1 Gy.

Извънсистемна единица - рем(биологичен еквивалент на rad);

1 rem = 0,01 Sv = 10 mSv.

Връзка с други дозирани единици:

За рентгеново, бета и гама лъчение 1 Sv = 1 Gy = 100 rem » 100 R;

За алфа радиация (W R \u003d 20) 1 Gy \u003d 20 Sv или 100 rad \u003d 2000 rem;

За неутронно лъчение абсорбираната доза от 1 rad (10 mGy) би съответствала на еквивалентна доза от 5–20 rem (50–200 mSv), в зависимост от енергията на неутроните.

Ефективна доза (E) - мярка за риска от възникване на отдалечени стохастични ефекти (при ниски дози радиация), като се вземе предвид неравномерната радиочувствителност на органите и тъканите. При равномерно облъчване на цялото тяло ефективната доза съвпада с еквивалента: E = H,където з- еднаква еквивалентна доза за всички органи и тъкани .

В случай на неравномерно облъчване, ефективната доза се определя като сбор от органите и тъканите "T" :

E = å H T × W T(T = 1 ... 13),

където H T е еквивалентната доза за органа или тъканта "T »; У T – тегловен коефициент на радиочувствителност на орган (тъкан) . Стойностите на W T са приети в NRB-99 за 13 органа (тъкани), като общо те възлизат на един (виж таблица 2.1). Единица ефективна доза – mSv(милисиверт).

Колективна доза ( С) е мярка за потенциални щети за обществото от възможна загуба на човеко-години пълноценен живот на населението поради реализиране на дългосрочни последици от облъчването. Равно на сумата от годишните индивидуални ефективни дози E i, получени от екип от N души:

S= å д аз (i = 1...N).

Мерна единица - човек-Св(ман-сиверт).

За оправдаване на разходите за радиационна защита в НРБ-99 се приема, че облъчването в колективна доза S = 1 човек-Зв води до потенциални щети, равни на загубата на 1 човеко-година от трудовия живот на населението.

Мощност на дозата ( , , или ) е времевата производна на съответната стойност на дозата (т.е. скоростта на натрупване на дозата). Пряко пропорционална на плътността на потока на частиците й , действащи върху тялото. Както и плътността на потока, мощността на дозата характеризира радиационната обстановка (ниво на радиация) в точката на помещението или на територията.

Често се използват следните съкращения:

MD (MPD)– мощност на дозата (погълната доза) ( 1 µGy/h = 100 µrad/h);

MEDе мощността на еквивалентната доза ( 1 µSv/h = 100 µrem/h).

естествен фон - това е нивото на естествената гама радиация, която средно на морското равнище се дължи на 1/3 от космическите лъчи и 2/3 от радиацията на естествените радионуклиди, съдържащи се в земната кора и материали. Естественият радиационен фон може да бъде измерен в единици плътност на фотонния поток (j) или в единици мощност на дозата.

Нивото на естественото (фоново) гама-лъчение на открити площи в единици мощност на експозиционната доза е в рамките на = (8–12) µR/h. Това съответства на плътността на потокай около 10 фотона / (cm 2 s), както и:

В MPD единици =(8–12) mcrad/h =(0,08–0,12) µGy/h=(80–120) nGy/h,

В единици DER = =(0,08–0,12) µSv/h =(80–120) nSv/h.

В някои сгради, поради повишената концентрация на естествени радионуклиди в строителни материалидопуска се превишаване на МЕД на естественото гама-лъчение над фоновото ниво на открити площи до 0,2 µSv/h, т.е. до (0,25–0,35) µSv/h.

В някои части на света естественият фон може да достигне
(0,5–0,6) µSv/h, което трябва да се счита за нормално.

Така годишната доза естествена радиация (получена за 8760 часа) може да варира от 0,8–1 mSv до 2–6 mSv за различните жители на Земята.

1.4. Основни положения на Нормите за радиационна безопасност NRB-99

Стандартите за радиационна безопасност NRB-99 се използват за осигуряване на безопасността на хората при всякакви условия на излагане на йонизиращи лъчения от изкуствен или естествен произход.

Според възможностите за контрол на източника и контрол на експозицията, Нормите се различават четири вида излагане на радиация на човек :

· от техногенни източници в условията на нормалната им експлоатация (източникът и радиационната защита се контролират и управляват);

същите, в условията на радиационна авария (неконтролирано облъчване);

от естествени източници на радиация (неконтролирано облъчване);

от медицински източници с цел диагностициране и лечение на заболявания.

Изискванията за ограничаване на радиационното облъчване са формулирани в NRB-99 поотделно за всеки вид облъчване. Общата доза от четирите вида експозиция не се взема предвид.

техногенни наречени изкуствени източнициспециално изработени от човека за полезно приложениерадиация(уреди, устройства, инсталации, включително специално концентрирани естествени радионуклиди) или източници, които са странични продукти от човешката дейност (например радиоактивни отпадъци).

Прилагат се изискванията на Правилата към източници, от които експозицията може да се контролира. От контрола освобождават се източници на радиация, които не могат да създават индивидуална годишна ефективна доза над 10 μSvи колективна доза над 1 човек-Зв годишно при каквито и да било условия на тяхното боравене (рискът от увеличаване на стохастичните ефекти при такива дози е тривиален и не надвишава 10 - 6 1/човек-година).

Основната цел на радиационната безопасносте защитата на общественото здраве, включително на персонала, от вредното въздействие на радиацията, без необосновани ограничения полезна дейност при използване на радиация в различни области на икономиката, в науката и медицината.

За осигуряване на радиационна безопасност при нормална работа на източниците, три основни принципа на РБ:

· принцип на оправдание – забрана на всички видове дейности по използване на източници на радиация, при които получената полза за човека и обществото не надвишава риска възможна вредапричинени от допълнителна експозиция;

· принцип на нормиране – непревишаване на допустимите границииндивидуални дози на облъчване на гражданите от всички източници на облъчване;

· принцип на оптимизация - поддръжка на най-ниското възможно и постижимо нивокато се вземат предвид икономическите и социалните фактори индивидуални дози на облъчване и брой на облъчените лица(във международна практикатози принцип е известен като ALARA - As Low As Reasonably Achievable - Толкова ниско, колкото е разумно постижимо).

NRB-99 изисквания за ограничаване на облъчването, причинено от човека, при контролирани условия (при нормална работа на източници на радиация).

1. Установяват се следните категории облъчени лица:

· Персонал от група А(лица, пряко работещи с техногенни източници);

· Персонал от група Б(лица, които според условията на труд са в сферата на тяхното влияние);

· население (всички лица, включително персонал извън обхвата и условията на производствена дейност).

В група А се включват лица на възраст най-малко 20 години, които нямат медицински противопоказания за работа с йонизиращи лъчения, преминали специално обучение и впоследствие преминаващи годишен медицински преглед. Персонал от група Б - лица под 18 години (вкл студенти на лабораторни практикис източници). В категорията „Население“ по правило се отделят деца на възраст 0 и повече години. Много концепции в NRB-99 са стандартизирани, например средната продължителност на живота, когато се отчита рискът от непрагови ефекти, се приема за 70 години.

· основни граници на дозата (PD) – такива стойности на индивидуалната годишна ефективна доза, чието непревишаванегарантира пълното изключване на праговите детерминистични ефекти и вероятността от стохастични непрагови ефекти не надвишава риска, приемлив за обществото;

· допустими нива (DU) са производни на основните дозови граници за оценка на радиационната обстановка. При еднофактореноблъчване от външни източници е средногодишната допустима мощност на дозата в работните помещения ( ДМД );

· референтни нива (CL) – нивата на дозите на облъчване, дейностите, плътностите на потока и т.н., действително постигнати в организацията, осигуряващи намаляването на облъчването на персонала толкова ниско, колкото е разумно постижимо чрез мерки за радиационна защита.

3. Основни граници на дозата (PD) не включватдози от естествено и медицинско облъчване, както и дози вследствие на радиационни аварии. Тези видове експозиция подлежат на специални ограничения. Стойностите на AP за категориите експонирани лица са дадени в таблица 1.4, а таблица 1.5 показва стойностите на AMD за стандартното годишно време на експозиция.

4. Ефективна доза на облъчване на персонала за период от 50 години трудова дейностне трябва да надвишава 1000 mSv, а за населението над 70 години живот - 70 mSv.

5. При едновременно излагане на човек на източници на външна и вътрешна радиация (многофакторно облъчване) основните граници на дозата, посочени в таблица 1.4, се отнасят за обща годишна дозапоради всички фактори. Следователно стойностите на DU (DMA) за всеки фактор на експозиция поотделно трябва да се вземат по-малко, отколкото в таблица 1.5.

6. За женина възраст под 45 години, причислен към персонал от група А, са въведени допълнителни ограничения: еквивалентната доза в долната част на корема да не надвишава 1 mSv на месец. При тези условия ефективната доза облъчване на плода е 2 месеца. неоткритата бременност няма да надвишава 1 mSv. След установяване на факта на бременност администрацията на предприятието е длъжна да прехвърли жената на работа, която не е свързана с радиация.

7. Планирана повишена експозициянад установените граници на дозата (PD = 50 mSv по отношение на ефективната доза) се допуска по време на ликвидация или предотвратяване на авария само ако е необходимо да се спасят хора и (или) да се предотврати тяхното облъчване. Подобно облъчване се допуска само за мъже над 30 години само с тяхното доброволно писмено съгласие, след като са информирани за възможните дози и рисковете за здравето. Облъчване в дози до 2 PD (100 mSv) или до 4 PD (200 mSv) е разрешено само с разрешение съответно на териториалните или федералните органи на Държавния санитарен и епидемиологичен надзор и само за лица, класифицирани като група А. персонал.

8. Облъчване в дози над 4 PD (200 mSv)считани за потенциално опасни. На лица, изложени на облъчване в такива дози, последваща работа с източници на лъчение се допуска само индивидуално с решение на компетентната лекарска комисия.

случаи непланирано повишено излаганепри хора при дози над границата на експозиция подлежат на изследване.

Таблица 1.4. Основни граници на дозата

**Всички стойности на PD и DU за персонала от група B са равни 1 / 4 от съответните стойности за персонал от група А.

Таблица 1.5. Допустими нива за еднофакторно външно облъчване

2.1. Подготовка за работа

Обективен

1. Оценка на радиационната безопасност на студенти и лаборанти при работа със затворен радионуклиден източник на гама лъчение.

2. Изследване на закона за отслабване на гама лъчението с разстояние от източника.

3. Проверка на показанията на различни дозиметри с изчисляване на мощността на дозата.

Приложено оборудване и материали

1. Затворен радионуклиден източник на гама лъчение с изотопа 27 Co 60 (кобалт-60), поставен в защитен контейнер от олово с дебелина на стената 10 cm. колиматор(отварящ се канал, който прави възможно получаването на ограничен лъч g-лъчение).

2. Подвижна количка и линийка с деления за измерване на разстоянието от източника до измервателния сензор (детектор).

3. Дозиметри с детектори, регистриращи гама лъчение.

Основните характеристики на инсталацията с източник на гама лъчение

Срок "затворен радионуклиден източник" означава технически продукт, чийто дизайн изключва разпространението на радиоактивни веществана околната среда при условията на употреба и износване, за които е проектиран. Източникът на гама кобалт GIK-2-9 е запечатана капсула от неръждаема стомана (цилиндър 10 х 10 mm), вътре в която се намира радиоактивен изотоп Co-60. Полезен поток от гама-кванти свободно прониква през тънките стени на капсулата (с малко филтриране). За целите на тази работа източникът може да се разглежда като точков, изотропен и моноенергиен източник.

За защита от гама-лъчение източникът ГИК-2-9 е поставен в оловен контейнер с дебелина на стената х = 10,5 cm, който има проходен колимиращ канал, затворен с оловна тапа. При изваждане на щепсела се получава леко разширяващ се работен лъч гама-лъчение, насочен встрани от хората. В този лъч се извършват измервания на мощността на дозата на различни разстояния от източника.

В доклада за работа от лабораторния плакат трябва да напишете:

скица на защитен контейнер с източник (в разрез);

фотонна енергия на кобалтово гама-лъчение (Еg = 1,25 MeV);

Времето на полуразпад на изотопа Co-60 (T 1/2 = 5,27 години);

първоначалната активност на източника ао(Bq) и дата на удостоверяване на източника;

Паспортна мощност на експозиционната доза на разстояние 1 m (µR/h);

стойността на гама константата на кобалт-60 G (nGy × m 2 / (s × GBq))

2.2. Оценка на радиационната безопасност при работа с източник

Лицата, пребиваващи в дозиметричната лаборатория, със заповед на университета се класифицират като "персонал от група А" (преподаватели и служители) и "персонал от група Б" (студенти). Допустимите граници на годишната ефективна доза по НРБ-99 за тях са съответно PD A = 20 mSv и PD B = 5 mSv.

За да се оцени радиационната безопасност, трябва да се оцени годишната ефективна доза на работник, като се отдели техногенният компонент от естествения. За такива измервания най-подходящият преносим цифров дозиметър MKS-08, включен в режим на измерване на мощността на еквивалентната доза (µSv/h). Внимание:за да получите правилни показания, устройството трябва да бъде насочено с детектора (задната страна на корпуса) към източника на радиация.

1. След като се разхождате из лабораторната стая с дозиметър, извършете радиационно разузнаване, т.е. намерете места с високи нива на гама радиация. Препоръчително е да се измерва DER на повърхността на всички устройства, маркирани със знаци за радиационна опасност(контейнери, сейфове, набори от източници на други настолни компютри). Запишете стойностите на DER за 3-4 характерни точки в доклада, като ги посочите на етажния план.

2. Определете средната стойност на естествения фон (еквивалентна мощност на дозата f) в точки, разположени на максимално разстояние от изкуствени източници, а също и, ако е възможно, извън прозореца (в този случай обърнете внимание на разликата в показанията извън прозореца и вътре в стаята).

3. Измерете средната стойност на мощността на еквивалентната доза rm на работното място, разположено възможно най-близо до източника, т.е. с най-високо ниво на радиация. Каналът на колимиращия източник трябва да е отворен, т.е. създаде най-лошата радиационна среда. Чрез изваждане намерете техногенния компонент на мощността на еквивалентната доза:

R.m - f

4. При същите условия изчислете мощността на ефективната доза на работното място. За да направите това, е необходимо да се вземе предвид неравномерното облъчване на органи и тъкани на тялото в близост до източника, т.е. измерваме DER T за 13 органа и тъкани и след това ги умножаваме по тегловните коефициенти на радиочувствителност W T. При нашите условия е достатъчно да се ограничим до измервания за четири контролни точки на тялото: 1 - глава, 2 - гръден кош, 3 - гонади, 4 - крака и вземете за тях увеличените тегловни коефициенти W K (вижте таблица 2.1).

За приетото положение на тялото на работното място („седнал” или „изправен” по указание на учителя) се измерва мощността на еквивалентната доза К в четири контролни точки. Извадете от всички показания средния естествен фон f, дефиниран в клауза 2.

= Σ (K · W K), (2.1)

където k = 1…4 е номерът на контролната точка на тялото, K е техногенният компонент на DER и W K е тегловният коефициент на органите и тъканите за всяка точка (Таблица 2.1).

Таблица 2.1. За определяне на мощността на ефективната доза на работното място

Общо: \u003d Σ ( K Wk) \u003d ___________ μSv / h

Намерете коефициента на радиационна неравномерност, равен на съотношението на ефективната доза към показанията на един дозиметър:

α = /

и да заключи дали е целесъобразно при дадените условия да се отчита неравномерността на облъчването при определяне на ефективната доза.

6. Ако приемем, че студентът е на това работно място през всичките 16 часа на лабораторния семинар, определете максималната възможна ефективна доза на техногенно облъчване на студента за текущата година:

E шпилка = 16.

7. Въз основа на същите съображения, изчислете максималната възможна годишна доза на персонала от група А, като приемете, че стандартното работно време на служителите е 1700 часа:

Е хора = 1700.

7. Определете ефективната доза от естествено облъчване за същата календарна година (8760 часа), като приемете, че естественото облъчване засяга човешките органи и тъкани равномерно:

E яде \u003d f 8760.

Оценете възможното разпространение на дозата на естественото облъчване, като грубо приемете доверителния интервал за максималните и минималните фонови стойности, измерени в параграф 2.:

Δ = (макс. - мин.) 8760,

където max, min са фонови стойности. Представете стойността на годишната доза на естествено облъчване, като вземете предвид възможното разпространение във формата E eat ± Δ/2 mSv.

8. Чрез ефективна доза оценете допълнителния индивидуален доживотен риск от непрагови ефекти при ученици и служители, 1/(човек · година), свързан с приетите условия на труд:

r = E шпилка, персийски r E ,

където коефициентът на риск се приема равен на r E = 5,6 10 – 2 1/ (човек · · Sv).

9. Направете изводи за радиационната безопасност в лабораторията, като за целта сравнете годишните дози на техногенно облъчване на служителите и учениците със съответните граници на дозите на PD A и PD B. Изчислете коефициента на границата на дозата.

Сравнете дозите на техногенно облъчване на служители и ученици с очакваната годишна доза от естествено облъчване и неговото разпръскване.

2.3. Премахване на зависимостта на мощността на дозата от разстоянието

В тази част от работата е необходимо да се измери зависимостта на мощността на дозата от разстоянието до източника, като се използват последователно три различни дозиметъра при условия на отворен и затворен колиматор върху контейнера с източника.

С отворен колиматор детектор, разположен в гама-лъч, "вижда" директно точков източник и регистрира директното му излъчване. Абсорбцията и разсейването във въздуха на къси разстояния могат да бъдат пренебрегнати, следователно в този случай, закон на обратните квадрати: интензитетът на излъчване във вакуум е обратно пропорционален на квадрата на разстоянието от точков изотропен източник, например:

1/2 = (r 2 / r 1) 2 .

Със затворен колиматор Детекторът регистрира радиация, значително отслабена (с коефициент 300 или повече) и разпръсната в оловния екран. Източникът на разсеяна радиация е цялата повърхност на контейнера, следователно източникът вече не може да се счита за точков източник и законът на обратните квадрати може да бъде валиден само на големи разстояния от него.

За измервания детекторът на избрания дозиметър е монтиран на каретка, която се движи по линийка със сантиметрови деления. Препоръчително е да започнете от далечно разстояние (r = 150 cm), а след това, постепенно приближавайки детектора към източника, намерете границата, където устройството не излиза от мащаба. Направете 4–5 отчитания на мощността на дозата на различни разстояния в избрания диапазон и извадете фона от тях . Запишете стойностите на разстоянията и мощността на дозата в дневника за наблюдение (Таблица 2.2). Показанията на дозиметъра трябва да се преобразуват в единици DER (µSv/h) в дневника, ако инструментът е калибриран в други единици.

Измерванията трябва да се повторят с няколко инструмента с отворен и затворен колиматор. В същото време трябва да се има предвид, че поради различната чувствителност на дозиметрите, някои от тях могат да „излязат от мащаба“ в отворения лъч, докато други не показват нищо, когато са затворени. Устройството UIM-2-2, калибрирано в единици s –1, измерва фотонния поток през детектора (F) и се нарича радиометър. За да преобразувате показанията му в единици за мощност на дозата, трябва да използвате зависимостите за калибриране, разположени на работния плот.

Резултатите от измерването на зависимостта на DER от разстоянието трябва да бъдат представени на две графики (една за отворен колиматор, друга за затворен колиматор). Върху всяка от тях са нанесени по 3 криви, изглаждащи експерименталните точки.

Таблица 2.2. Дневник на скоростта на еквивалент на дозата

Забележка:от обозначенията, маркирани с *, трябва да се извади естественият фон.

2.4. Изчисляване на мощността на дозата от активността на източника

Изчисленията на мощността на дозата се извършват удобно под формата на таблица. 2.3.

Таблица 2.3. Журнал за изчисляване на мощността на дозата

НО = ао/ 2n , (2.2)

където n е броят на периодите на полуразпад, които са преминали от датата на метрологично сертифициране на източника до датата на експеримента: n = (t - To) / T 1/2

t е текущата дата на експеримента, To е датата на сертифициране, T 1/2 е полуживотът (n трябва да е безразмерен); аое първоначалната активност на източника според паспорта (данните са взети от лабораторния плакат).

2. Преизчислете по същия начин към датата на експеримента мощността на паспортната експозиционна доза на разстояние 1 m от източника, което е посочено на плаката на лабораторията към датата на освидетелстването му. Преобразувайте го в еквивалентни единици за мощност на дозата (µSv/h).

3. Изчислете стойностите на DER на различни разстояния от източника извън защитния контейнер – o (r), µSv/h. За изчисления се използва законът на обратния квадрат: мощността на дозата от точков изотропен източник е право пропорционална на неговата активност и обратно пропорционална на квадрата на разстоянието до него:

G · НО/ r 2 , nGy /s, (2.3)

където е мощността на погълнатата доза, nGy/s; G е гама константата на радионуклида, nGy × m 2 / (s × GBq); НОе активността на източника, GBq; r – разстояние, m.

За да се определи мощността на еквивалентната доза (µSv/h), във формулата се въвежда радиационен тегловен коефициент W R, равен на единица за гама-лъчение, и коефициент на преобразуване 3,6 = 3600/1000:

O(r) = G НО/ r 2 3,6 W R , µSv/h. (2.4)

Изчисленията по формула (2.4) трябва да бъдат записани в реда с номер 2 на таблица 2.3.

За разстоянието r =1 m сравнете стойността на DER с паспортната стойност, получена в стъпка 2.

4. Направете корекция за отслабването на гама-лъчението във въздуха. Дебелината на въздушния слой се приема равна на разстоянието от източника до детектора, x = r.

Кратността на отслабването на въздушния слой с дебелина x V cm е

K = exp (μ B x B) / B ∞,

където μ V е линейният коефициент на затихване на въздуха, в зависимост от енергията на гама лъчите, cm–1; В ∞ е факторът на натрупване в безкрайна геометрия, който отчита приноса на радиацията, разсеяна от въздуха (зависи от енергията на гама лъчите и от произведението μх). Тези стойности са взети съгласно таблици А.1 и А.2 за енергията на източника на гама лъчение.

DER на различни разстояния, като се вземе предвид затихването във въздуха 1 = o / K, трябва да се запише в 6-ия ред на таблица 2.3.

5. Изчислете стойностите на DER на същите разстояния за случая, когато източникът е в затворен оловен контейнер (геометрията на оловния щит може да се счита за бариера). Кратността на отслабването на оловната защита с дебелина x P b = 10,5 cm е

K R b \u003d exp (μ R b x R b) / (B R b d),

където μ R b е линейният коефициент на затихване на оловото, взет от енергията на гама лъчите (таблица A.1); В Р b е коефициентът на натрупване на олово за безкрайна геометрия, взет съгласно Таблица П.2, а d е корекцията за геометрията на бариерата (зависи само от енергията на гама лъчите), взета съгласно Таблица П.3. DER, като се вземе предвид затихването в отвеждане 2 = 1 / К Р b трябва да се запише в 8-ия ред на таблица 2.3.

6. Резултатите от изчисленията съгласно таблица 2.3 се нанасят върху две съответни графики, получени в резултат на измерване на МЕД от разстояние: едната графика за случай на незащитен източник - 1 (r), другата за източник, поставен в контейнер - 2 (r). За удобство на съгласуването на показанията на дозиметъра с изчисленията, експерименталните точки от таблица 2.2 трябва да бъдат показани на графиките.

7. Заключенията по тази част от работата трябва да бъдат:

Формулирайте закона за отслабване на радиацията с увеличаване на разстоянието от източника;

обмислям възможни причиниотклонения на показанията на уреда от изчислените стойности;

Оценете абсорбционния капацитет на въздуха;

тестови въпроси

1. Ефекти на йонизиращото лъчение върху човешкия организъм.

2. Детерминистични ефекти на радиацията, механизъм на развитие.

3. Стохастични ефекти на радиацията, механизъм на развитие.

4. Пряко и косвено въздействие на радиацията върху биологичната тъкан.

5. Погълната и еквивалентна доза - определение, мерни единици.

6. Ефективна доза, обхват.

7. Колективна доза и колективни щети.

8. Мощност на дозата. Естествен радиационен фон.

9. Цели на радиационната безопасност и начини за постигането им.

10. Принципи за осигуряване на радиационна безопасност.

11. Принципът на оправданието.

12. Принципът на регулиране.

13. Принципът на оптимизацията.

14 Видове експозиция на хора, разгледани в NRB-99.

15. Видове източници на лъчение, освободени от контрол и отчет.

16. Основни дозови граници - определение и съдържание на понятието.

17. Допустими нива на външно техногенно облъчване - връзка с основните дозови граници.

18. Гама константа на източника. Връзка между мощността на дозата, генерирана от точков изотропен източник на γ-лъчение, активност и разстояние.

19. Законът за отслабване на радиацията с разстояние.

20. Законът за отслабване на радиацията в материята.

21. Цел, принцип на действие и основни характеристики на устройствата, използвани в тази работа. Възможни области на приложение на тези устройства.

22. Принципи на защита срещу излагане на време, разстояние и екрани.

23. Очаквано време на експозиция и допустима мощност на дозата.

24. Допустимо време на работа с източник на лъчение (кога и как да се оцени).

Библиографски списък

2. ФедераленЗакон „За радиационната безопасност на населението“. № 3-ФЗ от 01.09.1996 г.

3. Нормирадиационна безопасност / NRB-99. - М.: ЦСЕН на Министерството на здравеопазването на Руската федерация, 1999. - 116 с.

4. Основенсанитарни правила за осигуряване на радиационна безопасност / OSPORB-99. - М.: ЦСЕН на Министерството на здравеопазването на Руската федерация, 2000. - 132 с.

5. Кутков, В.А.Основни положения и изисквания нормативни документив практиката за осигуряване на радиационна безопасност на атомни електроцентрали: учебник / В. А. Кутков [и др.] - М: Изд. ОИАТЕ, 2002. - 292 с.

6. Козлов, В.Ф. Справочник по радиационна безопасност / V.F.Kozlov. – М.: Енергоатомиздат, 1999. – 520 с.

7. Нормирадиационна безопасност NRB-76/87 и Основните санитарни правила за работа с радиоактивни вещества и други източници на йонизиращи лъчения OSP-72/87 / Министерство на здравеопазването на СССР. – М.: Енергоатомиздат, 1988. – 160 с.

8. Голубев, Б.П.Дозиметрия и защита от йонизиращи лъчения / B.P. Golubev. – М.: Енергоатомиздат, 1986. – 464 с.

Приложение

Таблица А.1. Линейни коефициенти на затихване μ , cm–1, за някои вещества в зависимост от енергията на фотонното лъчение

Таблица A.2. Коефициенти на натрупване на доза в безкрайна геометрия B ∞

за точков изотропен източник

Таблица А.3. Изменение на таблица A.2 за изчисляване на коефициента на натрупване AT b точков изотропен източник в геометрията на бариерата ( d = B b/c ∞ )

1. ОСНОВИ НА РАДИАЦИОННАТА БЕЗОПАСНОСТ……………….…………....3

1.1. Биологично действие на йонизиращото лъчение………………….……..3

1.2. Прагови и непрагови ефекти при експозиция на хора…….…….…5

1.3. Основни дозиметрични величини и единици за тяхното измерване……………………………………………………………………………..12

1.4. Основни положения на Стандартите за радиационна безопасност NRB-99……..…15

2.1. Подготовка за работа………………………………………………………….….18

2.2. Оценка на радиационната безопасност при работа с източник……….….19

2.3. Премахване на зависимостта на мощността на дозата от разстоянието………………………..21

2.4. Изчисляване на мощността на дозата по активност на източника…………………………..23

Контролни въпроси………………………………………………………………..25

Библиографски списък……………………………………………………….…26

Приложение…………………………………………………………………………..26

Международната комисия по радиологична защита е създадена през 1928 г. на 2-рия международен радиологичен конгрес. Заедно с Международната комисия по радиационни единици и измервания (ICRU, 1925), обединява експерти в областта на радиационните измервания, биологичните ефекти на радиацията, дозиметрията и радиационната безопасност.

Научен комитет на ООН за ефектите от атомната радиация. Създадена от ООН през 1955 г. за оценка на ефектите върху здравето от излагането на йонизираща радиация.

За намаляване на въздействието на външното гама-лъчение в света се използват три основни метода:

време;
Разстояние;
Екраниране (монтиране на защита).

време

ДОЗА = МОЩНОСТ НА ДОЗАТА * ВРЕМЕ

Един от факторите, влияещи върху дозата на облъчване, е времето.

Зависимостта е проста: по-малко времеефекти на AI върху тялото - по-малка доза.

Една груба оценка може да помогне да се определи дозата, която работникът ще получи за определен период от време, или колко дълго може да остане на работа, без да намали мощността на дозата.

Например:

Работникът ще свърши работа, която отнема около час и половина. Мощността на дозата на работното място е 1,0 mSv/h (mSv/h). Определете очакваната доза радиация.

ДОЗА = МОЩНОСТ НА ДОЗАТА * ВРЕМЕ = 1,0 mSv/h (mSv/h) * 1,5 h (h) = 1,5 mSv (mSv).

Отговор: планираната доза ще бъде 1,5 mSv (mSv).

Ако работникът работи по-бързо и свърши работата за един час, тогава той ще намали дозата до 1,0 mSv (mSv): (1,0 mSv/h * 1,0 h = 1,0 mSv).

Ако е необходима почивка от работа (за почивка и т.н.), тогава работникът трябва да се премести от зоната на въздействие на AI на място, където нивото на радиация е възможно най-ниско.

Разстояние

Въз основа на формулата за изчисляване на дозата на радиация:

ДОЗА = МОЩНОСТ НА ДОЗАТА * ВРЕМЕ

Ниска мощност на дозатаозначава малка доза радиация. Свойство на всички източници на ИИ е, че мощността на дозата намалява с разстоянието.

Източникът на радиация може да има различна конфигурация: точков, обемен, повърхностен или линеен източник.

Радиацията от точков източник намалява с квадрата на разстоянието. Например:

Мощността на дозата на разстояние един метър от източника е - 9 mSv/h (mSv/h). Ако работникът увеличи разстоянието до три метра, мощността на дозата ще бъде намалена до 1 mSv/h (mSv/h).

Повечето източници на радиация обаче не са точкови. Има много линейни източници, има и големи обемни източници като радиоактивни резервоари и топлообменници.

За линейни източници и големи източници мощността на дозата намалява пропорционално на разстоянието.

На разстояние един метър от източника мощността на дозата е 9 mSv/h (mSv/h). На разстояние от три метра то ще бъде - 3 mSv/h (mSv/h).

С увеличаване на разстоянието от източника на IR, мощността на дозата също ще намалее.

Обикновено и ефективна мярказащита от ИИ - да е възможно най-далеч от източника на йонизиращо лъчение.

Защита (екраниране)

Въз основа на формулата за изчисляване на дозата на радиация:

ДОЗА = МОЩНОСТ НА ДОЗАТА * ВРЕМЕ

Както бе споменато по-горе, мощността на дозата, на която е изложен работникът, определя дозата радиация, която той получава. Колкото по-ниска е мощността на дозата, толкова по-ниска е дозата на облъчване.

Мощността на дозата може да бъде намалена чрез инсталиране на защита (екраниране), тъй като всяка материя поглъща лъчиста енергия при облъчване. Ето защо работникът е изложен на по-малко радиация, ако има защита между него и източника на радиация.

Обърнете внимание на въздействието на алфа, бета и гама радиация тънък лист хартия. Както знаете, обхватът на алфа радиацията е доста кратък. Спира се с тънък слой кожа, особено лист хартия. Бета и гама радиацията няма да спре лист хартия.

Плексиглас(вижте фигура 7.8) ще спре напълно бета излъчването. Гама лъчите ще бъдат донякъде отслабени, но обикновено преминават свободно през плексиглас.

Следващият вид защита е оловен защитен екран.Тук гама-лъчението ще бъде намалено, но няма да бъде напълно спряно.

Гама радиацията, най-разпространеният вид радиация в атомна електроцентрала, не може да бъде напълно екранирана, тя може само да бъде намалена. Най-добрите екраниращи материали са бетон и вода.

Оптималната дебелина на защитния екран зависи от енергията на лъчението и активността на източника на лъчение. Изчисляването на дебелината на защитата е доста сложно, но можете да използвате "правилото на палеца".
1 сантиметър олово ще намали мощността на дозата на гама лъчение (кобалт-60) наполовина.
5 сантиметра бетон ще намалят мощността на дозата гама-лъчение (кобалт-60) наполовина.
10 сантиметра вода ще намалят мощността на дозата гама-лъчение (кобалт-60) наполовина.

Поставянето и премахването на защитни екрани се извършва с разрешение и под ръководството на службата на Република Беларус!