Comment calculer la protection contre les rayonnements bêta. Protection pratique contre les rayonnements ionisants

Calcul de la protection contre les rayonnements alpha et bêta

Méthode de protection du temps.

Méthode de protection à distance ;

Méthode de protection barrière (matérielle) ;

La dose de rayonnement externe provenant des sources de rayonnement gamma est proportionnelle à la durée d'exposition. Dans le même temps, pour les sources qui peuvent être considérées comme ponctuelles, la dose est inversement proportionnelle au carré de la distance qui les sépare. Par conséquent, la réduction de la dose de rayonnement reçue par le personnel provenant de ces sources peut être obtenue non seulement en utilisant la méthode de protection barrière (matérielle), mais également en limitant la durée de fonctionnement (protection temporelle) ou en augmentant la distance entre la source de rayonnement et le travailleur (distance protection). Ces trois méthodes sont utilisées pour organiser la radioprotection dans les centrales nucléaires.

Pour calculer la protection contre les rayonnements alpha et bêta, il suffit généralement de déterminer la longueur maximale du trajet, qui dépend de leur énergie initiale, ainsi que du numéro atomique, masse atomique et la densité de la substance absorbante.

La protection contre les rayonnements alpha dans les centrales nucléaires (par exemple, lors de la réception de combustible « frais ») en raison des courtes distances de trajet dans la substance n'est pas difficile. Les nucléides alpha-actifs ne représentent le principal danger que lors de l'irradiation interne du corps.

Le libre parcours maximal des particules bêta peut être déterminé à l'aide des formules approximatives suivantes, voir :

pour l'air - R β =450 E β, où E β est l'énergie limite des particules bêta, MeV ;

pour les matériaux légers (aluminium) - R β = 0,1E β (à E β< 0,5 МэВ)

R β = 0,2E β (à E β > 0,5 MeV)

Dans la pratique, dans les centrales nucléaires, il existe des sources de rayonnement gamma de différentes configurations et tailles. Leur débit de dose peut être mesuré avec des instruments appropriés ou calculé mathématiquement. En général, le débit de dose provenant d'une source est déterminé par l'activité totale ou spécifique, le spectre émis et les conditions géométriques - la taille de la source et la distance qui la sépare.

Le type d'émetteur gamma le plus simple est une source ponctuelle . Il s'agit d'un émetteur gamma pour lequel, sans perte significative de précision de calcul, ses dimensions et l'auto-absorption du rayonnement qu'il contient peuvent être négligées. En pratique, tout équipement émetteur gamma à des distances supérieures à 10 fois sa taille peut être considéré comme une source ponctuelle.

Pour calculer la protection contre le rayonnement photonique, il convient d'utiliser des tables universelles de calcul de l'épaisseur de protection en fonction du facteur d'atténuation K du rayonnement et de l'énergie des rayons gamma. De tels tableaux sont donnés dans des ouvrages de référence sur la radioprotection et sont calculés sur la base de la formule d'atténuation dans la matière d'un large faisceau de photons provenant d'une source ponctuelle, en tenant compte du facteur d'accumulation.

Méthode de protection par barrière (géométrie du faisceau étroit et large). En dosimétrie, il existe des concepts de faisceaux de rayonnement photonique « larges » et « étroits » (collimatés). Un collimateur, comme un diaphragme, limite l'entrée du rayonnement diffusé dans le détecteur (Fig. 6.1). Un faisceau étroit est utilisé, par exemple, dans certaines installations pour calibrer des instruments dosimétriques.

Riz. 6.1. Schéma d'un faisceau de photons étroit

1 - récipient; 2 - source de rayonnement ; 3 - diaphragme; 4 - faisceau étroit de photons

Riz. 6.2. Atténuation d'un faisceau étroit de photons

L'affaiblissement d'un faisceau étroit de rayonnement photonique dans le bouclier en raison de son interaction avec la matière se produit selon une loi exponentielle :

je = je 0 e - m x (6.1)

où I® est une caractéristique arbitraire (densité de flux, dose, débit de dose, etc.) du faisceau étroit initial de photons ; I - caractéristique arbitraire d'une poutre étroite après passage à travers une protection d'épaisseur x , cm;

m - coefficient d'atténuation linéaire, qui détermine la fraction de photons monoénergétiques (ayant la même énergie) qui ont subi une interaction dans la substance de protection par trajet unitaire, cm -1.

L'expression (7.1) est également valable lors de l'utilisation du coefficient d'atténuation de masse m m au lieu du coefficient linéaire. Dans ce cas, l'épaisseur de la protection doit être exprimée en grammes par centimètre carré (g/cm 2), le produit m m x restera alors sans dimension.

Dans la plupart des cas, lors du calcul de l'atténuation du rayonnement photonique, on utilise un faisceau large, c'est-à-dire un faisceau de photons où un rayonnement diffusé est présent, ce qui ne peut être négligé.

La différence entre les résultats de mesure des faisceaux étroits et larges est caractérisée par le facteur d'accumulation B :

B = Ilarge/Inarrow, (6.2)

qui dépend de la géométrie de la source, de l'énergie du rayonnement photonique primaire, du matériau avec lequel le rayonnement photonique interagit et de son épaisseur, exprimée en unités sans dimension mx .

La loi d'atténuation pour un large faisceau de rayonnement photonique est exprimée par la formule :

I largeur = I 0 B e - m x = I 0 e - m largeur x ; (6.3),

où m, m shir est le coefficient d'atténuation linéaire pour les faisceaux de photons étroits et larges, respectivement. Valeurs de m et DANS pour diverses énergies et matériaux sont donnés dans les ouvrages de référence sur la radioprotection. Si les ouvrages de référence indiquent m pour un large faisceau de photons, alors le facteur d'accumulation ne doit pas être pris en compte.

Les matériaux suivants sont le plus souvent utilisés pour la protection contre le rayonnement photonique : plomb, acier, béton, verre au plomb, eau, etc.

Méthode de protection barrière (calcul de protection par couches de demi-atténuation). Le facteur d'atténuation du rayonnement K est le rapport entre le débit de dose efficace (équivalent) P mesuré ou calculé sans protection et le niveau admissible du débit de dose efficace (équivalent) annuel moyen P moy au même point derrière un écran de protection d'épaisseur x. :

P av = PD A /1 700 heures = 20 mSv / 1 700 heures = 12 μSv/heure ;

où P av – niveau admissible du débit de dose efficace (équivalent) annuel moyen ;

PD A - limite de dose efficace (équivalente) pour le personnel du groupe A.

1700 heures – fonds de temps de travail pour le personnel du groupe A pour l'année.

K = P mes / P moy ;

où Rmeas est le débit de dose efficace (équivalent) mesuré sans protection.

Lors de la détermination de l'épaisseur extrêmement importante de la couche protectrice d'un matériau donné x (cm) à l'aide de tableaux universels, il convient de connaître l'énergie photonique e (MeV) et le facteur d'atténuation du rayonnement K. .

En l'absence de tableaux universels, une détermination rapide de l'épaisseur approximative de la protection peut être effectuée à l'aide de valeurs approximatives de la demi-atténuation des photons dans la géométrie du faisceau large. La couche de demi-atténuation Δ 1/2 est une épaisseur de protection qui atténue la dose de rayonnement de 2 fois. Avec un facteur d'atténuation K connu, il est possible de déterminer le nombre requis de demi-couches d'atténuation n et, par conséquent, l'épaisseur de la protection. Par définition K = 2 n En plus de la formule, nous présentons une relation tabulaire approximative entre le facteur d'atténuation et le nombre de couches de demi-atténuation :

Avec un nombre connu de couches de demi-atténuation n, l'épaisseur de la protection est x = Δ 1/2 n.

Par exemple, la couche de demi-atténuation Δ 1/2 pour le plomb est de 1,3 cm, pour le verre au plomb - 2,1 cm.

Méthode de protection à distance. Le débit de dose du rayonnement photonique provenant d’une source ponctuelle dans un vide varie inversement au carré de la distance. Pour cette raison, si le débit de dose Pi est déterminé à une distance connue Ri , alors le débit de dose Px à toute autre distance Rx est calculé par la formule :

P x = P 1 R 1 2 / R 2 x (6,4)

Méthode de protection du temps. La méthode de protection du temps (limiter le temps qu'un travailleur passe sous l'influence de rayonnements ionisants) est la plus largement utilisée lors de l'exécution de travaux à risque radiologique dans une zone d'accès contrôlé (CAZ). Ces travaux sont documentés dans un ordre de travaux de dosimétrie, qui indique la durée autorisée pour les travaux.

Chapitre 7 MÉTHODES D'ENREGISTREMENT DES RAYONNEMENTS IONISANTS

Au numéro moyens techniques la protection comprend l'installation de divers écrans constitués de matériaux réfléchissants et absorbants rayonnement radioactif. Les écrans sont installés à la fois fixes et mobiles (Fig. 58).

Lors du calcul des écrans de protection, leur matériau et leur épaisseur sont déterminés, qui dépendent du type de rayonnement, de l'énergie des particules et des quanta et du facteur d'atténuation requis. Les caractéristiques des matériaux de protection et l'expérience avec les sources de rayonnement permettent de définir les domaines d'utilisation préférentiels d'un matériau de protection particulier.

Le métal est le plus souvent utilisé pour la construction d'appareils mobiles et les matériaux de construction (béton, brique, etc.) pour la construction d'appareils de protection fixes.

Les matériaux transparents sont le plus souvent utilisés pour les systèmes de visualisation et doivent donc avoir non seulement de bonnes propriétés de protection, mais également des propriétés optiques élevées. Les matériaux suivants répondent bien à ces exigences : verre au plomb, verre à la chaux, verre avec charge liquide (bromure de zinc, chlorure de zinc) ;

Le caoutchouc au plomb est utilisé comme matériau de protection contre les rayons gamma.

Riz. 58. Écran mobile

Le calcul des écrans de protection repose sur les lois d'interaction divers types rayonnement avec la matière. La protection contre les rayonnements alpha n'est pas une tâche difficile, puisque les particules alpha d'énergies normales sont absorbées par une couche de tissu vivant de 60 microns, tandis que l'épaisseur de l'épiderme (peau morte) est de 70 microns. Une couche d'air de quelques centimètres ou une feuille de papier constitue une protection suffisante contre les particules alpha.

Lorsque le rayonnement bêta traverse une substance, un rayonnement secondaire se produit, il est donc nécessaire d'utiliser des matériaux légers (aluminium, plexiglas, polystyrène) comme matériaux de protection, car l'énergie de bremsstrahlung augmente avec l'augmentation du numéro atomique du matériau.

Pour se protéger des particules bêta (électrons) hautes énergies des écrans en plomb sont utilisés, mais le revêtement intérieur des écrans doit être constitué d'un matériau de faible numéro atomique afin de réduire l'énergie initiale des électrons, et donc l'énergie du rayonnement émis dans le plomb.

L'épaisseur de l'écran de protection en aluminium (g/cm2) est déterminée à partir de l'expression

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

où Emax est l'énergie maximale du spectre bêta d'un isotope radioactif donné, MeV.

Lors du calcul des dispositifs de protection, il faut d'abord prendre en compte la composition spectrale du rayonnement, son intensité, ainsi que la distance de la source où se trouve le personnel d'exploitation, et le temps passé dans la zone d'exposition aux radiation.

Actuellement, sur la base des données calculées et expérimentales disponibles, des tableaux de facteurs d'atténuation sont connus, ainsi que différents types de nomogrammes permettant de déterminer l'épaisseur de protection contre les rayonnements gamma de différentes énergies. A titre d'exemple sur la Fig. 59 montre un nomogramme pour calculer l'épaisseur de la protection en plomb à partir d'une source ponctuelle pour un large faisceau de rayonnement gamma Co60, qui assure une réduction de la dose de rayonnement au maximum admissible. L'axe des abscisses représente l'épaisseur de protection d, l'axe des ordonnées représente le coefficient K1 égal à

(24)

où M est l’équivalent gamma du médicament, mg*eq. Râ ;

t est la durée de fonctionnement dans la zone d'exposition aux rayonnements, h ; R est la distance à la source, en cm. Par exemple, il faut calculer la protection contre la source de Co60, à M = 5000 mEq Ra, si le personnel d'exploitation est à une distance de 200 cm pendant la journée de travail, soit t = 6 heures.

En substituant les valeurs de M, R et t dans l'expression (24), on détermine

D'après le nomogramme (voir Fig. 59) on constate que pour K1 = 2,5-10-1 l'épaisseur de la protection en plomb est d = 7 cm.

Un autre type de nomogramme est présenté sur la Fig. 60. Ici sur l'axe des ordonnées se trouve le facteur d'atténuation K, égal à

K=D0/D

En utilisant l’expression (23), on obtient

où D0 est la dose créée par la source de rayonnement en un point donné en l'absence de protection ; D est la dose qui doit être créée en un point donné après le dispositif de protection.

Riz. 59. Nomogramme pour calculer l'épaisseur de la protection en plomb à partir d'une source ponctuelle pour un large faisceau de rayonnement gamma Co60

Supposons qu'il soit nécessaire de calculer l'épaisseur des murs de la pièce dans laquelle se trouve une unité gamma-thérapeutique, chargée d'un médicament Cs137 de 400 g-eq Ra (M = 400 000 mg-eq Ra). La distance la plus proche à laquelle se trouve le personnel de service dans la pièce adjacente est R = 600 cm. Selon les normes sanitaires, dans les pièces adjacentes dans lesquelles se trouvent des personnes non liées au travail avec substances radioactives, la dose de rayonnement ne doit pas dépasser 0,03 rem/semaine ou pour le rayonnement gamma environ 0,005 rad par jour ouvrable, soit D = 0,005 rad pour t = 6 heures d'atténuation, on utilise la formule (23). Pour estimer la multiplicité

D'après la fig. 60 on détermine que pour K = 1,1. 104, l'épaisseur de la protection en béton est d'environ 70 cm.

Lors du choix d'un matériau de protection, vous devez être guidé par ses propriétés structurelles, ainsi que par les exigences relatives à la taille et au poids de la protection. Pour housses de protection divers types(gamma thérapeutique, détection des défauts gamma), lorsque la masse joue un rôle important, les matériaux de protection les plus avantageux sont ceux qui atténuent le mieux le rayonnement gamma. Plus la densité et le numéro de série de la substance sont élevés, plus le degré d'atténuation du rayonnement gamma est élevé.

Par conséquent, aux fins ci-dessus, le plomb et parfois même l'uranium sont le plus souvent utilisés. Dans ce cas, l'épaisseur de la protection est moindre qu'en cas d'utilisation d'un autre matériau, et donc le poids du boîtier de protection est moindre.

Riz. 60. Nomogramme pour calculer l'épaisseur de la protection contre les rayonnements gamma en fonction du facteur d'atténuation

Lors de la création d'une protection stationnaire (c'est-à-dire la protection des pièces dans lesquelles des travaux sont effectués avec des sources gamma), assurant le séjour des personnes dans les pièces adjacentes, il est plus économique et plus pratique d'utiliser du béton. S'il s'agit de rayonnements doux, dans lesquels l'effet photoélectrique joue un rôle important, des substances à numéro d'ordre élevé, notamment de la barytine, sont ajoutées au béton, ce qui permet de réduire l'épaisseur de la protection.

L'eau est souvent utilisée comme matériau de protection pour le stockage, c'est-à-dire que les médicaments sont immergés dans une piscine d'eau dont l'épaisseur de la couche assure la réduction nécessaire de la dose de rayonnement à des niveaux sûrs. S'il existe une protection contre l'eau, il est plus pratique de charger et de recharger l'appareil, ainsi que d'effectuer des travaux de réparation.

Dans certains cas, les conditions de travail avec des sources de rayonnement gamma peuvent être telles qu'il est impossible de créer une protection stationnaire (lors du rechargement d'installations, du retrait d'un médicament radioactif d'un conteneur, du calibrage d'un appareil, etc.). Ce que l'on entend ici, c'est que l'activité des sources est faible. Pour protéger le personnel de service contre l'exposition aux radiations, il est nécessaire d'utiliser, comme on dit, une « protection temporelle » ou une « protection à distance ». Cela signifie que toutes les manipulations avec des sources ouvertes de rayonnement gamma doivent être effectuées à l'aide de longues poignées ou supports. De plus, telle ou telle opération ne doit être effectuée que pendant la période pendant laquelle la dose reçue par le travailleur ne dépasse pas la norme établie par les règles sanitaires. Ces travaux doivent être effectués sous la supervision d'un dosimétriste. Dans le même temps, aucune personne non autorisée ne doit se trouver dans la pièce et la zone dans laquelle la dose dépasse le maximum autorisé pendant le travail doit être clôturée.

Il est nécessaire de surveiller périodiquement la protection à l'aide d'instruments dosimétriques, car avec le temps, elle peut perdre partiellement ses propriétés protectrices en raison de l'apparition de certaines violations imperceptibles de son intégrité, par exemple des fissures dans le béton et les clôtures en béton baryté, des bosses et des ruptures de feuilles de plomb, etc.

Le calcul de la protection contre les neutrons est effectué à l'aide de formules ou de nomogrammes appropriés. Dans ce cas, les substances avec un faible numéro atomique doivent être considérées comme des matériaux de protection, car à chaque collision avec un noyau, le neutron perd la plupart son énergie, plus la masse du noyau est proche de la masse du neutron. Pour la protection contre les neutrons, on utilise généralement de l'eau et du polyéthylène. Il n’existe pratiquement pas de flux de neutrons purs. Dans toutes les sources, en plus des neutrons, il existe de puissants flux de rayonnement gamma, qui se forment lors du processus de fission, ainsi que lors de la désintégration des produits de fission. Par conséquent, lors de la conception d’une protection contre les neutrons, il est toujours nécessaire de prévoir simultanément une protection contre les rayonnements gamma.

Information utile:

Où L 0 - distance d'une source ponctuelle de rayonnement au sommet d'une surface conique avec un angle de 2 q 0 au sommet, m ;

P.- nombre de couches de protection.

Où je = 1, ..., 26;

E je -1 ( n ) - limite supérieure du groupe d'énergie du rayonnement neutronique, MeV ;

E je ( n ) - limite inférieure du groupe d'énergie pour le rayonnement neutronique, MeV ;

E 0 = 10,5 MeV.

EJ-1(g) - limite supérieure du groupe d'énergie du rayonnement gamma, MeV ;

EJ(g) - limite inférieure du groupe d'énergie du rayonnement gamma, MeV ;

Où D n - débit de dose de rayonnement neutronique ;

D g - débit de dose de rayonnement gamma.

Où qi- conformément à la demande, un vecteur colonne dont les éléments constitutifsjeème colonne de la matriceQ.

Où Z ( k ) - critère de recherche calculé en fonction de la candidature ;

T je ( k ) - fonctionnelle quadratique, calculée conformément à l'application.

Si pour tout le monde je = 1, 2, ..., n+ 1 G je ( k ¢ ) supérieur à zéro, alors optimisation de la fonction T terminées et procéder aux calculs étape par étape avec la valeur du compteur des étapes d'optimisation complètement terminéesk. Si au moins une valeurG je ( k ¢ ) est inférieur à zéro, alors procédez aux calculs selon l'élément .

remplacer X ( k ¢ ) H sur X ( k ¢ ) m+ 5 et répétez l'algorithme, en commençant par le point d'une nouvelle valeur de compteurk¢ = k¢ + 1.

k¢ = k¢ + 1.

remplacer X ( k ) H sur X ( k ) m+ 5 et répétez l'exécution de l'algorithme, en commençant par le point d'une nouvelle valeur de compteurk = k+ 1.

et procéder aux calculs selon l'articlek = k+ 1.

ANNEXE 1

Constantes nécessaires au calcul des doses à l'aide de méthodes d'ingénierie

*Note. Indice je avec le coefficient m désigne le matériau de la couche dans laquelle se forme le rayonnement gamma secondaire, indice j désigne le matériau de la couche pour laquelle le calcul est effectué.

ANNEXE 2

E je, MeV

µrem/s

1/cm 2 × s

Numéro de groupe énergétique je

E je, MeV

µrem/s

1/cm 2 × s

E je, MeV

À g je,

µrem/s

1/cm 2 × s

S g je,

Numéro de groupe énergétique je

E je, MeV

À g je,

µrem/s

1/cm 2 × s

S g je,

Où k = 0 , ..., À.

Densité de courant de groupeJK V je-ème groupe à chaque pointrkégalement représenté comme la somme de deux composants

Où k = 0 , ..., À.

Section efficace de groupe pour l'interaction du rayonnement avec le matériaujème couche ;

Le deuxième moment d'expansion dans la section efficace de diffusion de groupe pour le matériaujème couche ;

rk, ( j ) - coordonnée de la surface intérieurejème couche.

où un ok je,b ok je, g ok je- les coefficients d'équation ;

d ok je- le côté droit des équations.

Où UN 1 = 1 - D r 1 /3r 1 ; B1 = 1 - D r 1 /3r 0 ;

Agence fédérale de l'éducation

Établissement d'enseignement public

plus haut enseignement professionnel

"Université d'État de l'énergie d'Ivanovo

nommé d'après V.I. Lénine"

Département des centrales nucléaires

SÉCURITÉ RADIOLOGIQUE
ET DOSIMÉTRIE DES RAYONNEMENTS GAMMA EXTERNES

Lignes directrices pour effectuer les travaux de laboratoire n°1

Ivanovo 2009

Compilé par : A.Yu. TOKOV, V.A. KRYLOV, A.N. CRAINTES

Editeur V.K. SÉMÉNOV

Les lignes directrices sont destinées aux étudiants de la spécialité « Centrales et installations nucléaires » qui suivent un atelier en laboratoire sur la physique des rayonnements ionisants. Le matériel théorique présenté dans la section 1 complète et duplique partiellement ce qui est lu en cours.

Approuvé cycliquement commission méthodologique FIF

Critique:

Département des centrales nucléaires, établissement d'enseignement public d'enseignement professionnel supérieur « Université d'État de l'énergie d'Ivanovo du nom de V. I. Lénine »

SÉCURITÉ RADIOLOGIQUE ET DOSIMÉTRIE

RAYONNEMENT GAMMA EXTERNE

Lignes directrices pour les travaux de laboratoire n°1

sur le parcours « Radioprotection »

Compilé par : Tokov Alexander Yurievich,

Krylov Viatcheslav Andreïevitch,

Strakhov Anatoly Nikolaïevitch

Editeur N.S. Rabotaeva

Signé pour publication le 7.12.09. Format 60x84 1/16.

L'impression est plate. Conditionnel four l. 1.62. Tirage 100 exemplaires. N ° de commande.

GOUVPO "Université d'État de l'énergie d'Ivanovo nommée d'après V. I. Lénine"

153003, Ivanovo, st. Rabfakovskaïa, 34 ans.

Imprimé dans UIUNL ISUE

1. FONDAMENTAUX DE LA SÉCURITÉ RADIOLOGIQUE

1.1. Effets biologiques des rayonnements ionisants

Les rayonnements ionisants, affectant un organisme vivant, provoquent en lui une chaîne de changements réversibles et irréversibles, dont le « mécanisme déclencheur » est ionisation et excitation atomes et molécules de matière. L'ionisation (c'est-à-dire la transformation d'un atome neutre en un ion positif) se produit si une particule ionisante (α, β - particule, rayon X ou γ - photon) transfère à la couche électronique de l'énergie atomique une énergie suffisante pour éliminer un électron orbital. (c'est-à-dire dépasser l'énergie de liaison). Si la partie transférée de l'énergie est inférieure à l'énergie de liaison, alors seule la couche électronique de l'atome est excitée.

DANS substances simples ah, dont les molécules sont constituées d'atomes d'un élément, Le processus d'ionisation s'accompagne d'un processus de recombinaison. Un atome ionisé s'attache à lui-même à l'un des électrons libres toujours présents dans le milieu et redevient neutre. L'atome excité revient à son état normal en transférant un électron d'un niveau d'énergie supérieur à un niveau inférieur, et un photon de rayonnement caractéristique est émis. Ainsi, l'ionisation et l'excitation des atomes de substances simples n'entraînent aucune modification de la structure physico-chimique du milieu irradié.

La situation est différente lors de l'irradiation de molécules complexes constituées d'un grand nombre d'atomes différents. (molécules protéiques et autres structures tissulaires). L'effet direct du rayonnement sur les macromolécules conduit à leur dissociation, c'est-à-dire à la rupture des liaisons chimiques due à l'ionisation et à l'excitation des atomes. L'effet indirect du rayonnement sur des molécules complexes se manifeste à travers les produits de radiolyse de l'eau, qui constitue l'essentiel de la masse corporelle (jusqu'à 75 %). En absorbant de l'énergie, une molécule d'eau perd un électron, qui transfère rapidement son énergie aux molécules d'eau environnantes :

H 2 O = > H 2 O + + e – .

En conséquence, des ions se forment, des radicaux libres, des ions radicaux ayant un électron non apparié (H, OH, hydroperoxyde HO 2), du peroxyde d'hydrogène H 2 O 2, de l'oxygène atomique :

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

N + O 2 = > MAIS 2 ; MAIS 2 + MAIS 2 => H 2 O 2 + 2 O.

Les radicaux libres contenant des électrons non appariés sont extrêmement réactifs. La durée de vie d'un radical libre ne dépasse pas 10 -5 s. Pendant ce temps, les produits de la radiolyse de l'eau se recombinent entre eux ou entrent dans des réactions catalytiques en chaîne avec des molécules de protéines, des enzymes, de l'ADN et d'autres structures cellulaires. Radicaux libres induits réactions chimiques se développent avec un grand rendement et impliquent dans ce processus plusieurs centaines et milliers de molécules non affectées par les radiations.

L'effet des rayonnements ionisants sur les objets biologiques peut être divisé en trois étapes, se produisant à différents niveaux :

1) au niveau atomique – l'ionisation et l'excitation des atomes, se produisant en un temps de l'ordre de 10 -16 – 10 -14 s ;

2) au niveau moléculaire – les modifications physico-chimiques des macromolécules provoquées par les effets directs et radiolytiques des rayonnements, conduisant à une perturbation des structures intracellulaires, sur une période d'environ 10 -10 – 10 -6 s ;

3) au niveau biologique – un dysfonctionnement des tissus et des organes, évoluant sur une période allant de quelques secondes à plusieurs jours ou semaines (en cas de lésions aiguës) ou sur des années ou des décennies (effets à long terme des radiations).

La cellule principale d'un organisme vivant est une cellule dont le noyau chez l'homme contient 23 paires de chromosomes (molécules d'ADN) portant des informations génétiques codées qui assurent la reproduction cellulaire et la synthèse protéique intracellulaire. Des sections individuelles d'ADN (gènes) responsables de la formation de toute caractéristique élémentaire d'un organisme sont situées sur le chromosome dans un ordre strictement défini. La cellule elle-même et ses relations avec l'environnement extracellulaire sont entretenues par un système complexe de membranes semi-perméables. Ces membranes régulent le débit de l'eau, nutriments et les électrolytes dans et hors de la cellule. Tout dommage peut menacer la viabilité ou la capacité de reproduction de la cellule.

Parmi les différentes formes de dommages, la plus importante est celle de l’ADN. Cependant, la cellule possède un système complexe de processus de réparation, notamment au sein de l’ADN. Si la récupération n’est pas complète, une cellule viable mais altérée (mutante) peut apparaître. Outre l’irradiation, l’apparence et la reproduction des cellules altérées peuvent être affectées par d’autres facteurs survenant avant et après l’exposition aux rayonnements.

Dans les organismes supérieurs, les cellules sont organisées en tissus et organes qui remplissent diverses fonctions, par exemple : production et stockage d'énergie, activité musculaire pour le mouvement, digestion des aliments et excrétion des déchets, apport d'oxygène, recherche et destruction de cellules mutantes, etc. La coordination de ces types d'activités corporelles est assurée par les systèmes nerveux, endocrinien, hématopoïétique, immunitaire et autres, qui à leur tour sont également constitués de cellules, d'organes et de tissus spécifiques.

Distribution aléatoire Les actes d'absorption de l'énergie créée par les rayonnements peuvent endommager les parties vitales de la double hélice de l'ADN et d'autres macromolécules cellulaires de diverses manières. Si un nombre important de cellules d’un organe ou d’un tissu sont mortes ou sont incapables de se reproduire ou de fonctionner normalement, la fonction de l’organe peut être perdue. Dans un organe ou un tissu irradié, les processus métaboliques sont perturbés, l'activité des systèmes enzymatiques est supprimée, la croissance des tissus ralentit et s'arrête, de nouveaux composés chimiques apparaissent qui ne sont pas caractéristiques du corps - les toxines. Les effets finaux des rayonnements indésirables sont divisés en somatique et génétique.

Effets somatiques se manifestent directement chez la personne irradiée elle-même ou sous forme effets détectables précocement exposition (aiguë ou chronique) maladie des radiations et radiolésions locales), ou comme conséquences à long terme(espérance de vie réduite, apparition de tumeurs ou d'autres maladies) qui apparaissent plusieurs mois ou décennies après l'irradiation . Effets génétiques ou héréditaires– ce sont les conséquences de l’irradiation du génome des cellules germinales, qui sont héréditaires et provoquent des malformations congénitales et d’autres troubles chez la descendance. Ces effets des radiations peuvent durer à très long terme et s’étendre sur plusieurs générations de personnes.

Gravité de l'effet effets nuisibles dépend du tissu spécifique irradié et de la capacité de l’organisme à compenser ou réparer les dommages.

La capacité à restaurer les cellules dépend selon l'âge de la personne au moment de l'irradiation, sur le sexe, l'état de santé et la prédisposition génétique de l'organisme, ainsi que sur la taille dose absorbée(énergie du rayonnement absorbée par unité de masse de tissu biologique) et, enfin, de type de rayonnement primaire affectant le corps.

1.2. Effets avec et sans seuil lors de l'irradiation humaine

Conformément aux concepts modernes, énoncés dans la publication 60 de la CIPR et constituant la base des normes russes de radioprotection NRB-99, les effets nocifs possibles des rayonnements sur la santé sont divisés en deux types : seuil (déterministe) et sans seuil ( effets stochastiques).

1.Effets déterministes (seuils) – les maladies radiologiques immédiates et précoces, cliniquement détectables, ayant des seuils de dose en dessous desquels elles ne surviennent pas, et au-dessus desquels la gravité des effets dépend de la dose. Il s'agit notamment du mal des rayons aigu ou chronique, des cataractes radiologiques, des dysfonctionnements de la reproduction, des dommages esthétiques à la peau, des dommages dégénératifs de divers tissus, etc.

Aigu Le mal des rayons survient après le dépassement d'une certaine dose seuil d'une exposition unique et se caractérise par des symptômes dépendant du niveau de dose reçue (tableau 1.1). Chronique Le mal des rayons se développe avec une exposition répétée systématiquement si les doses uniques sont inférieures à celles qui provoquent des lésions radiologiques aiguës, mais nettement supérieures aux limites admissibles. Les signes du mal des rayons chronique sont des modifications de la composition sanguine (diminution du nombre de leucocytes, anémie) et un certain nombre de symptômes liés à systèmes nerveux s. Des symptômes similaires surviennent dans d'autres maladies associées à une immunité affaiblie, il est donc très difficile d'identifier le mal des rayons chronique si le fait de l'exposition n'a pas été établi avec certitude.

Dans de nombreux organes et tissus, il existe un processus continu de perte et de remplacement des cellules. Des pertes accrues peuvent être compensées par une augmentation du taux de remplacement, mais il peut également y avoir une diminution temporaire et parfois permanente du nombre de cellules capables de soutenir la fonction de l'organe ou du tissu.

La perte cellulaire qui en résulte peut entraîner de graves déficiences détectables cliniquement. Par conséquent, la gravité de l’effet observé dépend de la dose de rayonnement et il y a un seuil, en dessous duquel la perte de cellules est trop faible pour altérer sensiblement la fonction des tissus ou des organes. En plus de la mort cellulaire, les radiations peuvent causer des lésions tissulaires d'autres manières : en affectant de nombreuses fonctions tissulaires, notamment la régulation processus cellulaires, réactions inflammatoires, suppression du système immunitaire, système hématopoïétique (moelle osseuse rouge). Tous ces mécanismes déterminent en fin de compte la gravité des effets déterministes.

La valeur de la dose seuil est déterminée par la radiosensibilité des cellules de l’organe ou du tissu affecté et par la capacité de l’organisme à compenser ou à restaurer ces dommages. En règle générale, les effets déterministes du rayonnement sont spécifiques et ne surviennent pas sous l'influence d'autres facteurs physiques, et le lien entre l'effet et le rayonnement est sans ambiguïté (déterministe). Les doses seuils d'apparition d'effets déterministes conduisant à la mort rapide des adultes sont indiquées dans le tableau 1.2. Dans le cas d’une irradiation chronique à long terme, ces mêmes effets se produisent à des doses totales plus élevées que dans le cas d’une irradiation unique.

Les seuils de dose moyens pour l'apparition d'effets déterministes sont indiqués dans le tableau. 1.1 – 1.3. Gravité de l'effet (degré de sa gravité)

augmente chez les personnes présentant une radiosensibilité plus élevée (enfants, personnes en mauvaise santé, personnes ayant des contre-indications médicales au travail avec des sources de rayonnement). Pour ces personnes, les valeurs des seuils de dose de rayonnement indiquées dans le tableau 1.1 peuvent être 10 fois ou plus inférieures.

Tableau 1.1. Impact de différentes doses de rayonnement sur la santé des adultes

avec une seule irradiation

Note. Il existe actuellement un certain nombre d'agents anti-rayonnement et une expérience réussie a été accumulée dans le traitement du mal des rayons, qui permet d'éviter la mort à des doses allant jusqu'à 10 Sv (1 000 rem).

Tableau 1.2. Gamme d'effets aigus entraînant la mort humaine

La dépendance de la survie à la dose de rayonnement est caractérisée par la dose moyenne absorbée D 50/60, à laquelle la moitié des personnes mourront en 60 jours. Pour un adulte en bonne santé, cette dose (moyenne sur l'ensemble du corps) est de 3 à 5 Gy (Gy) pour une exposition aiguë (tableau 1.2).

Dans des conditions industrielles, l'apparition d'effets déterministes n'est possible qu'en cas d'accident radiologique, lorsque la source de rayonnement est dans un état incontrôlable. Dans ce cas, limiter l'exposition des personnes s'effectue en prenant des mesures urgentes - intervention. Les critères de dose adoptés dans le NRB-99 pour une intervention urgente en cas d'accident radiologique sont basés sur des données sur les doses seuils pour l'apparition d'effets déterministes potentiellement mortels (tableau 1.3).

Tableau 1.3. Doses seuils pour les effets déterministes

et critères d'intervention urgente en cas d'accident radiologique

Les limites de dose de rayonnement professionnelle établies sont des dizaines et des centaines de fois inférieures aux doses seuils d'apparition d'effets déterministes. Par conséquent, la tâche principale de la radioprotection moderne est de limiter la possibilité d'effets stochastiques survenant chez l'homme en raison de son exposition aux rayonnements sous conditions normales.

2. Effets stochastiques ou sans seuil – les conséquences à long terme des rayonnements qui n'ont pas de seuil de dose, dont la probabilité est directement proportionnelle à la dose de rayonnement, et dont la gravité ne dépend pas de la dose. Il s'agit notamment du cancer et des maladies héréditaires qui surviennent spontanément au fil des années chez l'homme pour diverses raisons naturelles.

La fiabilité du lien entre une certaine partie de ces effets et les rayonnements n’a été prouvée par les statistiques médicales et épidémiologiques internationales qu’au début des années 1990. Les effets stochastiques sont généralement détectés par longue durée après irradiation et uniquement avec une observation à long terme de grands groupes de population de dizaines et de centaines de milliers de personnes. La période de latence moyenne est d’environ 8 ans pour la leucémie et 2 à 3 fois plus longue pour les autres types de cancer. Le risque de mourir d’un cancer dû aux radiations varie entre les hommes et les femmes et varie en fonction du temps écoulé après l’exposition (Figure 1.1).

La probabilité de dégénérescence maligne d'une cellule est influencée par l'importance de la dose de rayonnement, tandis que la gravité d'un certain type de cancer dépend uniquement de son type et de sa localisation. Il convient de noter que si la cellule irradiée ne meurt pas, elle possède alors une certaine capacité à s'auto-réparer le code ADN endommagé. Si cela ne se produit pas, alors dans un corps sain, son activité vitale est bloquée par le système immunitaire : la cellule dégénérée est soit détruite, soit ne se reproduit qu'à sa mort naturelle. Ainsi, le risque de cancer est faible et dépend de la « santé » des systèmes immunitaire et nerveux de l’organisme.

Le processus de prolifération des cellules cancéreuses est aléatoire, même si, en raison de caractéristiques génétiques et physiologiques, la sensibilité des personnes au cancer radio-induit peut varier considérablement. Certaines personnes atteintes de maladies génétiques rares peuvent être nettement plus sensibles que la moyenne.

Avec de faibles ajouts de dose au rayonnement naturel (de fond), la probabilité de provoquer des cas supplémentaires de cancer est naturellement faible, et le nombre attendu de cas pouvant être attribués à la dose supplémentaire dans un groupe de personnes exposé peut être inférieur à 1, même dans un très grand groupe de personnes. Étant donné que le fond de rayonnement naturel existe toujours, ainsi qu'un niveau spontané d'effets stochastiques, toute activité pratique conduisant à une exposition supplémentaire entraîne une augmentation de la probabilité d'effets stochastiques. La probabilité de leur apparition est supposée directement proportionnelle à la dose et la gravité de la manifestation est supposée indépendante de la dose de rayonnement.

La figure 1.2 illustre la relation entre l'exposition et l'incidence maladies cancéreuses parmi la population. Elle se caractérise par un niveau important de cancers spontanés dans la population et une probabilité relativement faible d'apparition de maladies supplémentaires sous l'influence des rayonnements. En outre, selon les données de l'UNSCEAR, le taux spontané d'incidence et de mortalité par cancer varie considérablement d'un pays à l'autre et d'une année à l'autre dans un pays donné. Cela signifie qu'en analysant les effets des rayonnements sur un grand groupe de personnes exposées à la même dose, il est possible d'établir une relation probabiliste entre la dose de rayonnement et le nombre de cancers supplémentaires résultant des rayonnements. cependant, il est impossible d'indiquer quelle maladie est une conséquence des radiations et laquelle est apparue spontanément.

La figure 1.3 montre une estimation de la taille d'un groupe d'adultes également exposés, nécessaire pour confirmer de manière fiable la relation entre l'augmentation du nombre total de cancers dans le groupe et la dose de rayonnement. La ligne A-B de la figure définit une estimation théorique de la taille du groupe requise pour détecter des effets stochastiques supplémentaires du rayonnement avec un intervalle de confiance de 90 %. Au-dessus de cette ligne se trouve une région dans laquelle il est théoriquement possible de prouver un lien entre une augmentation du nombre d'effets stochastiques dans un groupe et l'exposition aux rayonnements. En dessous de cette ligne, il est théoriquement impossible de prouver ce lien. La ligne pointillée montre que pour identifier de manière fiable les effets supplémentaires d'une irradiation uniforme du corps d'adultes avec des photons avec une dose de 20 mGy, égale à la limite de dose de rayonnement professionnelle, il est nécessaire d'examiner au moins 1 million de personnes avec une telle dose.

Ainsi, la tâche d'assurer la sûreté radiologique se résume à : 1) prévenir les effets déterministes chez les travailleurs en contrôlant les sources de rayonnement ; 2) réduire le risque supplémentaire d'effets stochastiques en limitant les doses de rayonnement et le nombre de personnes exposées.

1.3. Grandeurs dosimétriques de base et unités de mesure

Activité (A) – une mesure de la quantité de radionucléide dans une source ou dans toute substance, y compris le corps humain. L'activité est égale au taux de désintégration radioactive des noyaux des atomes de radionucléides. La valeur de l'activité totale caractérise le risque potentiel de rayonnement des locaux dans lesquels sont effectués des travaux avec des substances radioactives.

Unité de mesure SI – BK(becquerel), égal à 1 désintégration par seconde ( s-1).

Unité non systémique – Ki(curie); 1 Ci = 37 GBq = 3,7×10 10 s –1.

Flux de particules ( F) - nombre particules élémentaires(alpha, bêta, photons, neutrons) émis par une source ou affectant une cible par unité de temps. Unité de mesure – partie/s, photon/s ou simplement s – 1 .

Le type et la quantité de particules (photons) émises lors des transformations nucléaires sont déterminés par le type de désintégration des noyaux de radionucléides. La direction d’émission des particules étant aléatoire, le flux se propage dans toutes les directions à partir de la source. Le flux de rayonnement total d'une source est lié à son activité par la relation

Où v, % – coefficient de rendement des particules pour 100 désintégrations (donné dans les ouvrages de référence sur les radionucléides ; pour différents radionucléides, le rendement varie considérablement, v= 0,01 % - 200 % ou plus).

Ffluence des particules (F) – le rapport du nombre de particules élémentaires (alpha, bêta, photons, neutrons) pénétrant dans une sphère élémentaire à l'aire de la section centrale de cette sphère. La fluence, comme la dose, est une quantité additive et non décroissante : sa valeur s'accumule toujours avec le temps. Unité de mesure - partie/cm 2, photon/cm 2 ou simplement cm –2 .

Densité de flux de particules ( j) – fluence par unité de temps. Unité de densité de flux de particules ou quanta – cm–2 s–1. La densité de flux caractérise le niveau (l'intensité) du rayonnement en un point donné de l'espace (ou la situation de rayonnement en un point donné de la pièce).

Énergie (E R. ) - est la caractéristique la plus importante rayonnement ionisant. En physique nucléaire, une unité d'énergie hors système est utilisée : l'électronvolt (eV). 1 eV = 1,6020 × 10 -19 J.

Dose d'exposition (X) – une mesure du degré de destruction par ionisation des atomes et des molécules d'un corps pendant l'irradiation. Égal au rapport de la charge totale de tous les ions du même signe créés par le rayonnement photonique dans l'air à la masse du volume d'air irradié. La dose d'exposition est utilisée uniquement pour le rayonnement photonique d'énergies allant jusqu'à 3 MeV. Dans le domaine de la radioprotection, elle est progressivement supprimée depuis 1996.

Unité de mesure SI – C/kg(pendentif par kilogramme).

Unité non systémique – R.(Radiographie); 1 P = 2,58.10 -4 C/g ; 1 C/kg = 3872 RUR.

Dose absorbée, ou simplement dose ( D) – une mesure de l'impact physique des rayonnements ionisants sur une substance (au niveau moléculaire). Égal au rapport entre l'énergie du rayonnement absorbée dans une substance pour former des ions et la masse de la substance irradiée.

Unité de mesure SI – Gr.(gris); 1 Gy = 1 J/kg.

Unité non systémique – content(rad – dose de rayonnement absorbée) ;

1 rad = 0,01 Gy = 10 mGy.

La dose d'exposition au rayonnement photonique X = 1P correspond à la dose absorbée dans l'air D = 0,87 rad (8,7 mGy) et dans les tissus biologiques D = 0,96 rad (9,6 mGy) en raison de Travaux divers ionisation des molécules. Pour des raisons pratiques de radioprotection, nous pouvons supposer que 1 R correspond à 1 rad ou 10 mGy.

Dose équivalente (N) – une mesure de l’impact biologique des rayonnements sur un organe ou un tissu (au niveau des cellules, organes et tissus vivants). Égal au produit de la dose absorbée par facteur de pondération du rayonnement W R. , qui prend en compte la qualité du rayonnement (capacité ionisante linéaire). Pour les rayonnements mixtes, la dose équivalente est déterminée comme la somme des types de rayonnements « R. » :

N = å D R. × W R.

Valeurs des coefficients de pondération des rayonnements W R. accepté dans le NRB-99. Pour les rayonnements alpha, bêta, photonique et neutronique, ils sont égaux :

W une = 20 ; W b = W g = 1 ; W n = 5 – 20(W n dépend de l'énergie des neutrons).

Unité de mesure SI – Sv(sievert); pour le rayonnement gamma 1 Sv = 1 Gy.

Unité non systémique – Rem(équivalent biologique du rad) ;

1 rem = 0,01 Sv = 10 mSv.

Relation avec d'autres unités de dose :

Pour les rayons X, bêta et gamma 1 Sv = 1 Gy = 100 rem » 100 R ;

Pour un rayonnement alpha (WR = 20) 1 Gy = 20 Sv ou 100 rad = 2000 rem ;

Pour le rayonnement neutronique, une dose absorbée de 1 rad (10 mGy) correspondra à une dose équivalente de 5 à 20 rem (50 à 200 mSv), selon l'énergie des neutrons.

Dose efficace (E) – une mesure du risque d'apparition d'effets stochastiques à long terme (à faibles doses de rayonnement) prenant en compte la radiosensibilité inégale des organes et tissus. Avec une irradiation uniforme de tout le corps, la dose efficace coïncide avec l'équivalent : E = H, Où N– la même dose équivalente à tous les organes et tissus .

En cas d'irradiation inégale, la dose efficace est déterminée comme la somme pour les organes et les tissus "T" :

E = un T × W.T.(T = 1 ... 13),

où H T est la dose équivalente à l’organe ou au tissu « T »; W T – facteur de pondération pour la radiosensibilité d'un organe (tissu) . Les valeurs W T sont acceptées dans le NRB-99 pour 13 organes (tissus), au total elles s'élèvent à un (voir tableau 2.1). Unité de mesure de la dose efficace – mSv(millisievert).

Dose collective ( S) – une mesure des dommages potentiels causés à la société par la perte possible d'années-homme de vie à part entière de la population en raison de la mise en œuvre des conséquences à long terme de l'exposition aux rayonnements. Égale à la somme des doses efficaces individuelles annuelles E i reçues par une équipe de N personnes :

S= å E je (je = 1...N).

Unité - homme-Sv(personne-sievert).

Pour justifier les coûts de radioprotection dans le NRB-99, il est admis que l'exposition à une dose collective de S = 1 personne-Sv entraîne des dommages potentiels égaux à la perte d'1 personne-année de vie professionnelle de la population.

Débit de dose ( , , ou ) est la dérivée temporelle de la valeur de dose correspondante (c'est-à-dire le taux d'accumulation de dose). Directement proportionnel à la densité de flux des particules j , agissant sur le corps. Tout comme la densité de flux, le débit de dose caractérise la situation de rayonnement (niveau de rayonnement) en un point d'une pièce ou d'une zone.

Les abréviations suivantes du terme sont souvent utilisées :

MARYLAND (MTD)–débit de dose (dose absorbée) ( 1 µGy/h = 100 µrad/h);

MOYEN– débit de dose équivalent ( 1 µSv/h = 100 µrem/h).

Fond naturel - c'est le niveau de rayonnement gamma naturel, qui est provoqué en moyenne au niveau de la mer par 1/3 de rayons cosmiques et 2/3 par le rayonnement des radionucléides naturels contenus dans la croûte et les matériaux terrestres. Le rayonnement de fond naturel peut être mesuré en unités de densité de flux photonique (j) ou en unités de débit de dose.

Le niveau de rayonnement gamma naturel (de fond) dans les zones ouvertes, en unités de débit de dose d'exposition, se situe dans la plage = (8–12) µR/h. Cela correspond à la densité de flux j environ 10 photons / (cm 2 s), et aussi :

En unités MTD = (8–12) μrad/h =(0,08–0,12) µGy/h=(80-120) nGy/h,

En unités DER = =(0,08-0,12) μSv/h =(80-120) nSv/h.

Dans certains bâtiments, en raison de concentrations accrues de radionucléides naturels dans matériaux de construction le DER du rayonnement gamma naturel peut dépasser le niveau de fond dans les zones ouvertes jusqu'à 0,2 μSv/h, c'est-à-dire jusqu'à (0,25-0,35) μSv/h.

Dans certaines régions du monde, le fond naturel peut atteindre
(0,5–0,6) μSv/h, ce qui doit être considéré comme normal.

La dose annuelle de rayonnement naturel (reçue en 8 760 heures) peut ainsi varier de 0,8 à 1 mSv à 2 à 6 mSv pour différents habitants de la Terre.

1.4. Dispositions fondamentales des normes de radioprotection NRB-99

Les normes de radioprotection NRB-99 sont appliquées pour garantir la sécurité humaine dans toutes les conditions d'exposition aux rayonnements ionisants d'origine artificielle ou naturelle.

Les normes varient dans leurs capacités en matière de contrôle de la source et de contrôle de l'exposition. quatre types d'exposition aux rayonnements par personne :

· issus de sources artificielles dans les conditions normales de leur fonctionnement (la source et la radioprotection sont contrôlées et gérées) ;

· de même, dans les conditions d'un accident radiologique (exposition incontrôlée) ;

· provenant de sources naturelles de rayonnement (irradiation non contrôlée) ;

· de sources médicales à des fins de diagnostic et de traitement de maladies.

Les exigences visant à limiter l'exposition aux rayonnements sont formulées dans le NRB-99 séparément pour chaque type d'exposition. La dose totale des quatre types de rayonnement n’est pas prise en compte.

Technogénique appelées sources artificielles spécialement créé par l'homme Pour application utile radiation(instruments, appareils, installations, y compris les radionucléides naturels spécialement concentrés) ou les sources qui sont des sous-produits de l'activité humaine (par exemple, les déchets radioactifs).

Les exigences des normes s'appliquent vers des sources à partir desquelles l’exposition peut être contrôlée. Du contrôle sources de rayonnement qui ne sont pas capables de créer dose efficace annuelle individuelle supérieure à 10 μSv et une dose collective supérieure à 1 personne-Sv par an, quelles que soient les conditions de manipulation (le risque d'augmentation des effets stochastiques à de telles doses est négligeable et ne dépasse pas 10 à 6 1/personne-année).

L'objectif principal de la radioprotection est de protéger la santé de la population, y compris le personnel, contre les effets nocifs des rayonnements, sans restrictions déraisonnables activité utile lors de l'utilisation des rayonnements dans divers domaines de l'économie, de la science et de la médecine.

Pour assurer la radioprotection lors du fonctionnement normal des sources, celles-ci sont utilisées trois grands principes de la République de Biélorussie :

· principe de justification – interdiction de tous types d’activités impliquant l’utilisation de sources de rayonnements, dans lesquelles le bénéfice obtenu pour les individus et la société n’excède pas le risque préjudice possible causée par une exposition supplémentaire ;

· principe de rationnement – ne dépassant pas les limites autorisées doses individuelles de rayonnement aux citoyens provenant de toutes les sources de rayonnement ;

· principe d'optimisation - entretien au niveau le plus bas possible et réalisable en tenant compte des facteurs économiques et sociaux doses de rayonnement individuelles et nombre de personnes exposées(V. pratique internationale Ce principe est connu sous le nom d'ALARA (As Low As Reasonably Achievable - Aussi bas que raisonnablement réalisable).

Exigences NRB-99 pour limiter l'exposition artificielle dans des conditions contrôlées (pendant le fonctionnement normal des sources de rayonnement).

1. Sont établies les catégories suivantes de personnes exposées :

· Personnel du groupe A(personnes travaillant directement avec des sources artificielles) ;

· Personnel du groupe B(personnes qui, en raison des conditions de travail, se trouvent dans leur sphère d'influence) ;

· population (toutes les personnes, y compris le personnel en dehors du cadre et des conditions des activités de production).

Le personnel du groupe A comprend les personnes âgées d'au moins 20 ans qui ne présentent aucune contre-indication médicale au travail avec des rayonnements ionisants, qui ont suivi une formation particulière et se soumettent ensuite à un examen médical annuel. Personnel du groupe B – personnes âgées d’au moins 18 ans (y compris étudiants effectuant des travaux pratiques en laboratoire avec sources). Dans la catégorie « Population », on distingue généralement les enfants âgés de 0 ans et plus. De nombreux concepts du NRB-99 sont standardisés, par exemple, l'espérance de vie moyenne, compte tenu du risque d'effets sans seuil, est estimée à 70 ans.

· limites de dose de base (DM) – de telles valeurs de la dose efficace annuelle individuelle, dont le non-dépassement garantit l'exclusion complète des effets déterministes à seuil, et la probabilité d'effets stochastiques sans seuil ne dépasse pas le risque acceptable pour la société ;

· niveaux admissibles (LA) – dérivées des limites de dose de base pour évaluer la situation radiologique. À un facteur l'exposition provenant de sources externes est le débit de dose annuel moyen admissible dans les locaux de travail ( DMD );

· niveaux de contrôle (CL) – les niveaux de doses de rayonnement, d'activités, de densités de flux, etc. effectivement atteints dans l'organisation, garantissant une réduction de l'exposition du personnel aussi faible que raisonnablement possible grâce à des mesures de radioprotection.

3. Limites de dose de base (DL) N'incluez pas les doses résultant d'une exposition naturelle et médicale, ainsi que les doses dues à des accidents radiologiques. Il existe des restrictions particulières sur ces types d'exposition. Les valeurs PD pour les catégories de personnes exposées sont données dans le tableau 1.4, et le tableau 1.5 présente les valeurs DMD pour la durée d'exposition annuelle standard.

4. Dose de rayonnement efficace reçue par le personnel sur une période de 50 ans activité de travail ne doit pas dépasser 1 000 mSv, et pour la population sur une durée de vie de 70 ans - 70 mSv.

5. Lorsqu'une personne est exposée simultanément à des sources de rayonnement externe et interne (irradiation multifactorielle) les principales limites de dose indiquées dans le tableau 1.4 se réfèrent dose annuelle totale, causée par tous les facteurs. Par conséquent, les valeurs de RL (DMD) pour chaque facteur d'irradiation séparément doivent être inférieures à celles du tableau 1.5.

6. Pour les femmes pour les personnes de moins de 45 ans classées dans le groupe A, des restrictions supplémentaires ont été introduites : la dose équivalente au bas de l'abdomen ne doit pas dépasser 1 mSv par mois. Dans ces conditions, la dose efficace de rayonnement pour le fœtus est de 2 mois. une grossesse non diagnostiquée ne dépassera pas 1 mSv. Après avoir établi le fait de la grossesse, l'administration de l'entreprise est obligée de transférer la femme à un travail qui n'implique pas de radiations.

7. Exposition accrue prévue au-dessus des limites de dose établies (PD = dose efficace de 50 mSv) n'est autorisé lors de la liquidation ou de la prévention d'un accident que s'il est nécessaire de sauver des personnes et (ou) d'éviter leur exposition. Une telle irradiation n'est autorisée que pour les hommes de plus de 30 ans, uniquement avec leur consentement écrit volontaire, après avoir été informés des doses possibles et des risques pour la santé. L'irradiation à des doses allant jusqu'à 2 PD (100 mSv) ou jusqu'à 4 PD (200 mSv) n'est autorisée qu'avec l'autorisation des organismes territoriaux ou fédéraux de surveillance sanitaire et épidémiologique de l'État, respectivement, et uniquement pour les personnes classées dans le groupe A. personnel.

8. Irradiation à des doses supérieures à 4 PD (200 mSv) est considéré comme potentiellement dangereux. Les personnes exposées à de telles doses de rayonnement ne sont autorisées à travailler ultérieurement avec des sources de rayonnement qu'à titre individuel, sur décision de la commission médicale compétente.

Cas exposition accrue imprévue les personnes recevant des doses supérieures à la PD font l’objet d’une enquête.

Tableau 1.4. Limites de dose de base

**Toutes les valeurs PD et PD pour le personnel du groupe B sont égales 1 / 4 à partir des valeurs correspondantes pour le personnel du groupe A.

Tableau 1.5. Niveaux admissibles pour l’irradiation externe monofactorielle

2.1. Préparation au travail

But du travail

1. Évaluation de la sécurité radiologique des étudiants et du personnel de laboratoire lorsqu'ils travaillent avec une source scellée de radionucléides de rayonnement gamma.

2. Etude de la loi d'atténuation du rayonnement gamma en fonction de la distance à la source.

3. Rapprochement des lectures de divers dosimètres avec les calculs de débit de dose.

Équipements et matériaux utilisés

1. Une source fermée de radionucléides de rayonnement gamma avec l'isotope 27 Co 60 (cobalt-60), placée dans un conteneur de protection en plomb d'une épaisseur de paroi de 10 cm. Le conteneur est équipé de collimateur(un canal d'ouverture qui permet d'obtenir un faisceau limité de rayonnement g).

2. Un chariot mobile et une règle avec divisions pour mesurer la distance entre la source et le capteur de mesure (détecteur).

3. Dosimètres avec détecteurs qui enregistrent le rayonnement gamma.

Principales caractéristiques d'une installation avec une source de rayonnement gamma

Terme "source de radionucléides fermée" moyens produit technique, dont la conception élimine la propagation de substances radioactives dans l'environnement dans les conditions d'utilisation et de port pour lesquelles il est conçu. La source gamma de cobalt GIK-2-9 est une capsule scellée en acier inoxydable (cylindre 10 x 10 mm), à l'intérieur de laquelle se trouve l'isotope radioactif Co-60. Un flux utile de rayons gamma pénètre librement à travers les fines parois de la capsule (avec une filtration mineure). Pour les besoins de ce travail, la source peut être considérée comme ponctuelle, isotrope et monoénergétique.

Pour se protéger du rayonnement gamma, la source GIK-2-9 est placée dans un récipient en plomb d'une épaisseur de paroi de x = 10,5 cm, doté d'un canal de collimation traversant fermé par un bouchon en plomb. Lorsque le bouchon est retiré, un faisceau de rayonnement gamma légèrement en expansion est obtenu, dirigé loin des personnes. Dans ce faisceau, les mesures de débit de dose sont effectuées à différentes distances de la source.

Dans le rapport de travail de l'affiche du laboratoire, vous devez écrire :

· croquis d'un conteneur de protection avec une source (vue en coupe) ;

· énergie des photons du rayonnement gamma du cobalt (Eg = 1,25 MeV) ;

· demi-vie de l'isotope Co-60 (T 1/2 = 5,27 ans) ;

activité initiale de la source Ao(Bq) et date de certification de la source ;

· débit de dose d'exposition indiqué sur la plaque signalétique à une distance de 1 m (μR/h);

· valeur du gamma – constante du cobalt - 60 G (nGy × m2/(s × GBk))

2.2. Évaluation de la radioprotection lors de travaux avec une source

Les personnes séjournant dans le laboratoire de dosimétrie sont classées par arrêté de l'université en « personnel du groupe A » (enseignants et personnels) et « personnel du groupe B » (étudiants). Les limites admissibles de la dose efficace annuelle selon NRB-99 pour eux sont respectivement égales à PD A = 20 mSv et PD B = 5 mSv.

Pour évaluer la radioprotection, il est nécessaire d'estimer la dose efficace annuelle d'un travailleur, en séparant la composante artificielle de la dose naturelle. Pour de telles mesures, le dosimètre numérique portable MKS-08, inclus dans le mode de mesure du débit de dose équivalent (μSv/h), est le plus approprié. Attention: Pour obtenir des lectures correctes, l'appareil doit être dirigé avec le détecteur (l'arrière du boîtier) vers la source de rayonnement.

1. Après avoir parcouru les locaux du laboratoire avec un dosimètre, effectuez une reconnaissance radiologique, c'est-à-dire trouvez des endroits avec des niveaux accrus de rayonnement gamma. Il est recommandé de mesurer le DER sur la surface de tous les appareils marqués de signes de risque de rayonnement.(conteneurs, coffres-forts, kits sources sur d'autres postes de travail). Notez les valeurs DER pour 3 à 4 points caractéristiques dans le rapport, en les indiquant sur le plan d'étage.

2. Déterminer la valeur moyenne du fond naturel (débit de dose équivalent f) en des points situés à la distance maximale des sources artificielles, et aussi, si possible, en dehors de la fenêtre (dans ce cas, faire attention à la différence de lecture à l'extérieur de la fenêtre et à l'intérieur de la pièce).

3. Mesurer le débit de dose équivalent moyen r.m sur le lieu de travail situé à proximité maximale de la source, c'est-à-dire avec le niveau de rayonnement le plus élevé. Le canal collimateur de la source doit être ouvert, c'est-à-dire La pire situation radiologique a été créée. Par soustraction, trouver la composante technogène du débit de dose équivalent :

R.m – f

4. Dans les mêmes conditions, calculez le débit de dose efficace sur le lieu de travail. Pour ce faire, il est nécessaire de prendre en compte l'irradiation inégale des organes et tissus du corps à proximité de la source, c'est-à-dire mesurer le DER T pour 13 organes et tissus, puis les multiplier par les coefficients de pondération de radiosensibilité W T. Dans nos conditions, il suffit de se limiter aux mesures de quatre points de contrôle du corps : 1 – tête, 2 – poitrine , 3 – gonades, 4 – pieds, et acceptons pour eux les coefficients de pondération élargis W K (voir tableau 2.1).

Pour la position corporelle acceptée sur le lieu de travail (« assis » ou « debout » selon les directives de l'enseignant), mesurer le débit de dose équivalent K en quatre points de contrôle. Soustrayez le fond naturel moyen de toutes les lectures f, défini à l'article 2.

= Σ ( K · WK), (2.1)

où k = 1...4 est le numéro du point de contrôle du corps, K est la composante technogénique de l'EDR et W K est le coefficient de pondération des organes et tissus pour chaque point (tableau 2.1).

Tableau 2.1. Pour déterminer le débit de dose efficace sur le lieu de travail

Total : =Σ (K Semaine) = ___________ μSv/h

Trouver le coefficient d'irradiation inégale, égal au rapport de la dose efficace aux lectures d'un dosimètre :

α = /

et conclure si, dans ces conditions, il est conseillé de prendre en compte l'irrégularité de l'exposition lors de la détermination de la dose efficace.

6. En supposant que l'étudiant soit sur ce lieu de travail pendant les 16 heures de travaux pratiques en laboratoire, déterminez la dose efficace maximale possible d'exposition d'origine humaine pour l'étudiant pour l'année en cours :

Goujon E = · 16.

7. Pour les mêmes raisons, estimer la dose annuelle maximale possible du personnel du groupe A, en prenant le temps de travail standard des salariés à 1700 heures :

E pers = · 1700.

7. Déterminez la dose efficace du rayonnement naturel pour la même année civile (8 760 heures), en supposant que le rayonnement naturel affecte les organes et les tissus humains de manière uniforme :

E mange = f · 8760.

Évaluez la propagation possible de la dose de rayonnement naturel en prenant approximativement l'intervalle de confiance basé sur les valeurs de fond maximales et minimales mesurées à l'étape 2 :

Δ = (max – min) 8760,

où max, min sont les valeurs de fond. Présenter la valeur de la dose annuelle de rayonnement naturel, en tenant compte d'une éventuelle diffusion sous la forme E eat ± Δ/2 mSv.

8. À l'aide d'une dose efficace, estimez le risque individuel supplémentaire au cours de la vie d'effets sans seuil chez les étudiants et les employés, 1/(personne · · an), associé aux conditions de travail acceptées :

r = E goujon, pers r E,

où le coefficient de risque est pris égal à r E = 5,6 · 10 – 2 1/ (personne · · Sv).

9. Tirer des conclusions sur la radioprotection en laboratoire, pour lesquelles nous comparons les doses annuelles de rayonnements artificiels des employés et des étudiants avec les limites de dose correspondantes PD A et PD B. Calculer le facteur de marge jusqu'aux limites de dose.

Comparez les doses de rayonnements artificiels reçues par les employés et les étudiants avec la dose annuelle attendue du rayonnement naturel et sa propagation.

2.3. Supprimer la dépendance du débit de dose à la distance

Dans cette partie du travail, il est nécessaire de supprimer la dépendance du débit de dose sur la distance à la source en utilisant tour à tour trois dosimètres différents dans des conditions de collimateur ouvert et fermé sur le conteneur avec la source.

Avec le collimateur ouvert le détecteur situé dans le faisceau de rayonnement gamma « voit » directement la source ponctuelle et enregistre son rayonnement direct. L'absorption et la diffusion dans l'air sur de courtes distances peuvent être négligées, donc dans ce cas, cela tient loi du carré inverse: l'intensité du rayonnement dans le vide est inversement proportionnelle au carré de la distance à une source ponctuelle isotrope, par exemple :

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

Avec le collimateur fermé le détecteur enregistre un rayonnement considérablement atténué (d'un facteur 300 ou plus) et diffusé dans le blindage en plomb. La source de rayonnement diffusé est toute la surface du conteneur, par conséquent, la source ne peut plus être considérée comme une source ponctuelle et la loi du carré inverse ne peut être satisfaite qu'à de grandes distances de celle-ci.

Pour prendre des mesures le détecteur du dosimètre sélectionné est installé sur un chariot qui se déplace le long d'une règle avec des divisions centimétriques. Il est recommandé de partir d'une distance lointaine (r = 150 cm), puis, en rapprochant progressivement le détecteur de la source, pour trouver la limite où l'appareil ne « sort pas d'échelle ». Dans la plage sélectionnée, effectuez 4 à 5 lectures de débit de dose à différentes distances et soustrayez-leur l'arrière-plan . Enregistrez les valeurs des distances et des débits de dose dans le journal d'observation (tableau 2.2). Dans le journal, vous devez convertir les lectures du dosimètre en unités DER (μSv/h), si l'appareil est calibré dans d'autres unités.

Les mesures doivent être répétées avec plusieurs instruments avec le collimateur ouvert et fermé. Il convient de garder à l'esprit qu'en raison de la sensibilité différente des dosimètres, certains d'entre eux peuvent sortir de l'échelle en faisceau ouvert, tandis que d'autres peuvent ne rien afficher en faisceau fermé. Le dispositif UIM-2-2, calibré en unités de s –1, mesure le flux de photons à travers le détecteur (F) et est appelé radiomètre. Pour convertir ses lectures en unités de débit de dose, vous devez utiliser les dépendances d'étalonnage situées sur le bureau.

Les résultats des mesures de la dépendance du DER à la distance doivent être présentés sous forme de deux graphiques (un pour un collimateur ouvert, l'autre pour un collimateur fermé). Sur chacun d'eux, 3 courbes sont appliquées, lissant les points expérimentaux.

Tableau 2.2. Journal des mesures de débit de dose équivalent

Note: Le fond naturel doit être soustrait des lectures marquées *.

2.4. Calcul du débit de dose en fonction de l'activité de la source

Les calculs du débit de dose sont facilement effectués sous la forme d'un tableau. 2.3.

Tableau 2.3. Journal de bord pour les calculs de débit de dose

UN = Ao/2n, (2.2)

où n est le nombre de demi-vies écoulées depuis la date de certification métrologique de la source jusqu'à la date de l'expérimentation : n = (t – To) / T 1/2

t est la date du jour de l'expérimentation, To est la date de certification, T 1/2 est la demi-vie (n doit être sans dimension) ; Ao– activité initiale de la source selon le passeport (données extraites de l'affiche du laboratoire).

2. Recalculer le débit de dose d'exposition nominal à la date de l'expérience de la même manière à une distance de 1 m de la source, qui est indiquée sur l'affiche du laboratoire à la date de sa certification. Convertissez-le en unités de débit de dose équivalentes (μSv/h).

3. Calculer les valeurs DER à différentes distances de la source située à l'extérieur du conteneur de protection – o (r), µSv/h. Pour les calculs, la loi du carré inverse est utilisée : le débit de dose d'une source ponctuelle isotrope est directement proportionnel à son activité et inversement proportionnel au carré de la distance à celle-ci :

G · UN/ r 2 , nGr /s, (2.3)

où est le débit de dose absorbée, nGy/s ; G – constante gamma du radionucléide, nGy × m 2 /(s × GBk); UN– activité source, GBq; r – distance, m.

Pour déterminer le débit de dose équivalent (μSv/h), on introduit dans la formule le facteur de pondération du rayonnement W R, égal à l'unité pour le rayonnement gamma, et le facteur de conversion 3,6 = 3600/1000 :

O(r) = Г UN/ r 2 · 3,6 · W R , µSv/h. (2.4)

Écrivez les calculs en utilisant la formule (2.4) à la ligne numéro 2 du tableau 2.3.

Pour une distance r =1 m, comparez la valeur DER avec la valeur passeport obtenue à l'étape 2.

4. Tenir compte de l'atténuation du rayonnement gamma dans l'air. Prendre l'épaisseur de la couche d'air égale à la distance de la source au détecteur, x = r.

Le facteur d'affaiblissement de l'épaisseur de la couche d'air x B cm est

K = exp (μ V x V) / V ∞,

où μ B est le coefficient d'atténuation linéaire de l'air, en fonction de l'énergie des quanta gamma, cm –1 ; B ∞ est le facteur d'accumulation en géométrie infinie, prenant en compte la contribution du rayonnement diffusé par l'air (en fonction de l'énergie des quanta gamma et du produit μх). Relevez ces valeurs selon les tableaux A.1 et A.2 pour l'énergie du rayonnement gamma de la source.

DER à différentes distances, tenant compte de l'atténuation dans l'air 1 = o / K doit être écrit sur la 6ème ligne du tableau 2.3.

5. Calculez les valeurs DER aux mêmes distances pour le cas où la source est dans un conteneur en plomb fermé (la géométrie de la protection en plomb peut être considérée comme une barrière). Le facteur de réduction pour une protection en plomb d'une épaisseur x P b = 10,5 cm est

К Р b = exp (μ Р b x Р b) / (В Р b d) ,

où μ Р b est le coefficient d'atténuation linéaire du plomb, pris en fonction de l'énergie des rayons gamma (Tableau A.1) ; In P b est le facteur d'accumulation de plomb pour la géométrie infinie, adopté selon le tableau A.2, et d est la correction pour la géométrie de la barrière (en fonction uniquement de l'énergie des quanta gamma), adoptée selon le tableau A.3. Le DER prenant en compte l'atténuation en plomb 2 = 1 / K P b doit être écrit en 8ème ligne du Tableau 2.3.

6. Les résultats des calculs selon le tableau 2.3 doivent être tracés sur deux graphiques correspondants obtenus à la suite de la mesure du DER en fonction de la distance : un graphique pour le cas d'une source non protégée - 1 (r), l'autre pour une source placée dans un conteneur - 2 (r). Pour faciliter la comparaison des lectures du dosimètre avec les calculs, les points expérimentaux du tableau 2.2 doivent être représentés sur les graphiques.

7. Les conclusions de cette partie du travail comprennent :

Formuler la loi d'atténuation du rayonnement avec une distance croissante à la source ;

Réfléchissez raisons possiblesécarts des lectures de l'instrument par rapport aux valeurs calculées ;

Évaluer la capacité d'absorption de l'air;

Questions de contrôle

1. Effets des rayonnements ionisants sur le corps humain.

2. Effets déterministes des rayonnements, mécanisme de développement.

3. Effets stochastiques du rayonnement, mécanisme de développement.

4. Effets directs et indirects des rayonnements sur les tissus biologiques.

5. Dose absorbée et équivalente - définition, unités de mesure.

6. Dose efficace, domaine d'application.

7. Dose collective et dommages collectifs.

8. Débit de dose. Fond de rayonnement naturel.

9. Objectifs de radioprotection et moyens de les atteindre.

10. Principes pour assurer la sûreté radiologique.

11. Principe de justification.

12. Le principe du rationnement.

13. Principe d'optimisation.

14 Types d'exposition humaine pris en compte dans le NRB-99.

15. Types de sources de rayonnements exemptées de contrôle et de comptabilité.

16. Limites de dose de base - définition et contenu du concept.

17. Niveaux admissibles pour l'irradiation technogénique externe - lien avec les principales limites de dose.

18. Constante gamma de la source. Relation entre le débit de dose généré par une source ponctuelle isotrope de rayonnement γ et l'activité et la distance.

19. Loi d'atténuation du rayonnement avec la distance.

20. Loi d'atténuation du rayonnement dans la matière.

21. Objet, principe de fonctionnement et principales caractéristiques des appareils utilisés dans ce travail. Domaines d'application possibles de ces appareils.

22. Principes de protection contre l'exposition au temps, à la distance et aux écrans.

23. Durée d'irradiation estimée et débit de dose admissible.

24. Temps autorisé pour travailler avec une source de rayonnement (dans quels cas doit-elle être évaluée et comment).

Bibliographie

2. Fédéral Loi « sur la sécurité radiologique de la population ». N° 3-FZ du 01/09/1996.

3. Normes radioprotection / NRB-99. – M. : TsSEN Ministère de la Santé de la Fédération de Russie, 1999. – 116 p.

4. Basique règles sanitaires pour assurer la sécurité radiologique / OSPORB-99. – M. : TsSEN Ministère de la Santé de la Fédération de Russie, 2000. – 132 p.

5. Kutkov, V.A. Dispositions et exigences de base documents réglementaires dans la pratique d'assurer la sûreté radiologique des centrales nucléaires : manuel / V.A. Kutkov [etc.] – M : Maison d'édition. OIATE, 2002. – 292 p.

6. Kozlov, V.F.. Manuel de radioprotection / V.F. Kozlov. – M. : Energoatomizdat, 1999. – 520 p.

7. Normes radioprotection NRB-76/87 et Règles sanitaires de base pour le travail avec des substances radioactives et d'autres sources de rayonnements ionisants OSP-72/87 / Ministère de la Santé de l'URSS. – M. : Energoatomizdat, 1988. – 160 p.

8. Golubev, B.P. Dosimétrie et protection contre les rayonnements ionisants / B.P. Golubev. – M. : Energoatomizdat, 1986. – 464 p.

Application

Tableau A.1. Coefficients d'atténuation linéaire μ , cm–1, pour certaines substances en fonction de l'énergie du rayonnement photonique

Tableau A.2. Facteurs d’accumulation de dose en géométrie infinie B ∞

pour une source ponctuelle isotrope

Tableau A.3. Modification du tableau A.2 pour le calcul du facteur de cumul DANS b source isotrope ponctuelle dans la géométrie de la barrière ( d = B p/v ∞ )

1. FONDAMENTAUX DE LA SÉCURITÉ RADIOLOGIQUE……………….…………....3

1.1. Effets biologiques des rayonnements ionisants………………….……..3

1.2. Effets avec et sans seuil lors de l'irradiation humaine…….…….…5

1.3. Grandeurs dosimétriques de base et unités de mesure…………………………………………………………………………………..12

1.4. Dispositions fondamentales des normes de radioprotection NRB-99……..…15

2.1. Préparation au travail……………………………………………………….….18

2.2. Évaluation de la radioprotection lors de travaux avec une source……….….19

2.3. Suppression de la dépendance du débit de dose à la distance………………………..21

2.4. Calcul du débit de dose en fonction de l'activité de la source…………………………..23

Questions du test………………………………………………………..25

Bibliographie…………………………………………………….…26

Annexe…………………………………………………………………………………..26

La Commission internationale de protection radiologique a été créée en 1928. au 2e Congrès radiologique international. En collaboration avec la Commission internationale des unités et mesures des rayonnements (ICRU, 1925), elle rassemble des experts dans le domaine des mesures des rayonnements, des effets biologiques des rayonnements, de la dosimétrie et de la sécurité radiologique.

Comité scientifique des Nations Unies sur les effets des rayonnements atomiques. Créé par l'ONU en 1955 pour évaluer les conséquences sur la santé de l'exposition aux rayonnements ionisants.

Il existe trois méthodes principales utilisées dans le monde pour réduire l’exposition aux rayonnements gamma externes :

Temps;
Distance;
Blindage (installation de protection).

Temps

DOSE = DÉBIT DE DOSE * TEMPS

L’un des facteurs influençant la dose de rayonnement est le temps.

La dépendance est simple : Moins de temps l'impact de l'IA sur le corps est une dose plus faible.

Un calcul approximatif peut aider à déterminer la dose qu'un travailleur recevra sur une période donnée, ou combien de temps un travailleur peut rester au travail sans réduire le débit de dose.

Par exemple:

Le travailleur s’apprête à effectuer un travail qui nécessite environ une heure et demie. Le débit de dose sur le lieu de travail est de 1,0 mSv/h (mSv/h). Déterminez la dose de rayonnement attendue.

DOSE = DÉBIT DE DOSE * TEMPS = 1,0 mSv/h (mSv/h) * 1,5 h (h) = 1,5 mSv (mSv).

Réponse : La dose attendue sera de 1,5 mSv (mSv).

Si le travailleur travaille plus rapidement et termine son travail en une heure, il réduira alors la dose à 1,0 mSv (mSv) : (1,0 mSv/h * 1,0 h = 1,0 mSv).

Si une pause du travail est nécessaire (pour se reposer, etc.), alors le salarié doit quitter la zone d'exposition à l'IA vers un endroit où le niveau de rayonnement est le plus bas possible.

Distance

Sur la base de la formule de calcul de la dose de rayonnement :

DOSE = DÉBIT DE DOSE * TEMPS

Faible débit de dose signifie une petite dose de rayonnement. Une propriété de toutes les sources IS est que le débit de dose diminue avec la distance.

La source de rayonnement peut avoir différentes configurations : source ponctuelle, volumique, surfacique ou linéaire.

Le rayonnement provenant d'une source ponctuelle diminue proportionnellement au carré de la distance. Par exemple:

Le débit de dose à un mètre de la source est de 9 mSv/h (mSv/h). Si le travailleur augmente la distance à trois mètres, le débit de dose sera réduit à 1 mSv/h (mSv/h).

Toutefois, la plupart des sources de rayonnement ne sont pas des sources ponctuelles. Il existe de nombreuses sources linéaires, mais également de grandes sources volumétriques telles que des conteneurs radioactifs et des échangeurs de chaleur.

Pour les sources linéaires et les grandes sources, le débit de dose diminue proportionnellement à la distance.

A une distance d'un mètre de la source, le débit de dose est de 9 mSv/h (mSv/h). À une distance de trois mètres, elle sera de 3 mSv/h (mSv/h).

À mesure que la distance par rapport à la source d'IA augmente, le débit de dose diminuera également.

Simple et mesure efficace protection contre l'IA - être aussi loin que possible de la source de rayonnements ionisants.

Protection (blindage)

Sur la base de la formule de calcul de la dose de rayonnement :

DOSE = DÉBIT DE DOSE * TEMPS

Comme indiqué ci-dessus, le débit de dose auquel un travailleur est exposé détermine la dose de rayonnement qu'il reçoit. Plus le débit de dose est faible, plus la dose de rayonnement est faible.

Le débit de dose peut être réduit en installant une protection (blindage), car toute matière absorbe l'énergie radiante lorsqu'elle est irradiée. C'est pourquoi un travailleur est moins exposé aux rayonnements s'il existe une protection entre lui et la source de rayonnement.

Faites attention aux rayonnements alpha, bêta et gamma qui affectent fine feuille de papier. Comme vous le savez, la portée du rayonnement alpha est assez courte. Il est arrêté par une fine couche de peau, encore moins par une feuille de papier. Une feuille de papier n’arrêtera pas les rayonnements bêta et gamma.

Plexiglas(voir Figure 7.8) arrêtera complètement le rayonnement bêta. Le rayonnement gamma sera quelque peu atténué, mais pénétrera généralement librement à travers le plexiglas.

Le prochain type de protection est un écran de protection en plomb. Ici, le rayonnement gamma sera réduit, mais il ne sera pas complètement arrêté.

Le rayonnement gamma, le type de rayonnement le plus courant dans une centrale nucléaire, ne peut pas être complètement protégé, il peut seulement être réduit. Les meilleurs matériaux de protection sont le béton et l'eau.

L'épaisseur optimale de l'écran de protection dépend de l'énergie du rayonnement et de l'activité de la source de rayonnement. Le calcul de l'épaisseur de la protection est assez complexe, mais vous pouvez utiliser la « règle empirique ».
1 centimètre de plomb réduira de moitié le débit de dose de rayonnement gamma (cobalt-60).
5 centimètres de béton réduiront de moitié le débit de dose de rayonnement gamma (cobalt-60).
10 centimètres d’eau réduiront de moitié le débit de dose de rayonnement gamma (cobalt-60).

La pose et le retrait des écrans de protection s'effectuent avec l'autorisation et sous la direction du service RB !