Радиационная безопасность и дозиметрия внешнего гамма-излучения методические указания к выполнению лабораторной работы №1 по курсу «Защита от излучений» Иваново 2009

Федеральное агентство по образованию

Государственное образовательное учреждение

высшего профессионального образования

«Ивановский государственный энергетический университет

имени В.И.Ленина»

Кафедра атомных электрических станций

РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ И ДОЗИМЕТРИЯ ВНЕШНЕГО ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ

Методические указания к выполнению лабораторной работы №1

по курсу «Защита от излучений»

Иваново 2009

Составители: А.Ю. ТОКОВ, В.А. КРЫЛОВ, А.Н. СТРАХОВ

Редактор В.К. СЕМЕНОВ

Методические указания предназначены для студентов, обучающихся по специальности «Атомные электрические станции и установки», проходящих лабораторный практикум по физике ионизирующих излучений. Теоретический материал, приведенный в 1 разделе, дополняет и частично дублирует читаемый на лекциях.

Рекомендуются также студентам специальности «Безопасность жизнедеятельности» при изучении курса «Радиационная безопасность».

Утверждены цикловой методической комиссией ИФФ

Рецензент:

кафедра атомных электрических станций ГОУВПО «Ивановский государственный энергетический университет имени В. И. Ленина»

РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ И ДОЗИМЕТРИЯ

ВНЕШНЕГО ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ

Методические указания к лабораторной работе №1

по курсу «Защита от излучений»

Составители: Токов Александр Юрьевич,

Крылов Вячеслав Андреевич,

Страхов Анатолий Николаевич

Редактор Н.С.Работаева

Подписано в печать 7.12.09. Формат 60х84 1/16.

Печать плоская. Усл. печ. л. 1,62. Тираж 100 экз. Заказ №

ГОУВПО «Ивановский государственный энергетический университет имени В. И. Ленина»

153003, г. Иваново, ул. Рабфаковская, 34.

Отпечатано в УИУНЛ ИГЭУ

1. ОСНОВЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

1.1. Биологическое действие ионизирующих излучений

Ионизирующее излучение, воздействуя на живой организм, вызывает в нем цепочку обратимых и необратимых изменений, «спусковым механизмом» которой является ионизация и возбуждение

атомов и молекул вещества. Ионизация (т.е. превращение нейтрального атома в положительный ион) происходит в том случае, если ионизирующая частица (α, β – частица, рентгеновский или γ – фотон) передает электронной оболочке атома энергию, достаточную для отрыва орбитального электрона (т.е. превышающую энергию связи). Если передаваемая часть энергии меньше энергии связи, то происходит лишь возбуждение электронной оболочки атома.

В простых веществах, молекулы которых состоят из атомов одного элемента, процессу ионизации сопутствует процесс рекомбинации.

Ионизированный атом присоединяет к себе один из свободных электронов, которые всегда имеются в среде, и вновь становится нейтральным. Возбужденный атом возвращается в нормальное состояние путем перехода электрона с верхнего энергетического уровня на более низкий, при этом испускается фотон характеристического излучения. Таким образом, ионизация и возбуждение атомов простых веществ не приводят к каким-либо изменениям физико-химической структуры облучаемой среды.

Иначе обстоит дело при облучении сложных молекул, состоящих из большого числа различных атомов (молекулы белка и других тканевых структур).
Прямое действие излучения на макромолекулы приводит к их диссоциации, т.е. к разрывам химических связей вследствие ионизации и возбуждения атомов. Косвенное действие излучения на сложные молекулы проявляется через продукты радиолиза воды, составляющей основную часть массы тела (до 75 %). За счет поглощения энергии молекула воды теряет электрон, который быстро пере­дает свою энергию окружающим молекулам воды:

Н2
О =>
Н2
О+
+ е
–
.

В результате образуются ионы, свободные ра­дикалы, ион-радикалы, имеющие неспаренный электрон (Н•
, ОН•
, гидроперекись HО2
•
), перекись водорода H2
O2
, атомарный кислород:

Н2
О+
+ Н2
О =>
Н3
О+
+ ОН
–
+ Н
•
;

Н
•
+ О2
=>
НО2

•
; НО2

•
+ НО2

•
=>
Н2
О2
+ 2О .

Свободные радикалы, содержащие неспаренные электроны, обладают чрезвы­чайно высокой реакционной способностью. Время жизни свободного радикала не превышает 10-5
с. За это время продукты радиолиза воды либо рекомбинируют друг с другом, либо вступают в цепные каталитические реакции с молекулами белка, ферментов, ДНК и других клеточных структур. Индуцированные свободными радикалами химические реакции развиваются с большим выходом и вовлекают в этот процесс многие сотни и тысячи молекул, не затронутых излучением.

Действие ионизирующего излучения на биологические объекты можно разделить на три этапа, происходящие на разных уровнях:

1) на атомном уровне

– ионизация и возбуждение атомов, происходящие за время порядка 10-16
– 10-14
с;

2) на молекулярном уровне

– физико-химические изменения макромолекул, обусловленные прямым и радиолитическим действием излучения, приводящие к нарушениям внутриклеточных структур, за время порядка 10-10
– 10-6
с;

3) на биологическом уровне

– нарушения функций тканей и органов, развивающиеся за время от нескольких секунд до нескольких суток или недель (при острых поражениях) либо за годы или десятилетия (отдаленные последствия облучения).

Основной ячейкой жи­вого организма является клетка, ядро которой у человека содержит 23 пары хромосом (молекул ДНК), несущих закодированную генетическую информацию, которая обеспечивает вос­произведение клетки и внутриклеточный синтез белков. Отдельные участки ДНК (гены), ответственные за фор­мирование какого-либо элементарного признака организма, располагаются в хромосо­ме в строго определенном порядке. Сама клетка и ее отношения с внекле­точным окружением поддерживаются с помощью сложной системы полупроницаемых мембран. Эти мембраны регулируют поступление воды, питательных веществ и элек­тролитов в клетку и вывод из нее. Любое повреждение может угрожать жизнеспособности клет­ки или ее способности к воспроизведению.

Среди разнообразных форм нарушений наиболее важным является повреждение ДНК. Однако клетка обладает сложной системой процессов восстановления, особенно в пределах ДНК. Если восстановление не является полным, то может появиться жизнеспособная, но измененная клетка (мутант). На появление и размножение измененных клет­ок могут повлиять, помимо облучения, и другие факторы, возникающие как до воздействия излу­чения, так и после него.

У высших организмов клетки организованы в ткани и органы, выполняющие разнообразные функции, например: производство и хранение энергии, мышечная активность для дви­жения, переваривание пищи и выделение отходов, снабжение кислородом, поиск и уничтожение клеток-мутантов и др. Ко­ординацию этих видов активности тела осуществляют нервная, эндокринная, кроветворная, иммунная и другие сис­темы, которые в свою очередь также состоят из специфических клеток, органов и тканей.

Случайное распределение актов поглощения энергии, создаваемых излучением, может различными путями повредить жизненно важные части двойной спирали ДНК и других макромолекул клетки. Если значительное число клеток органа или тка­ни погибло или неспособно к воспроизведению либо к нормальному функционированию, то может быть потеряна функция органа. В облученном органе или ткани нарушаются обменные процессы, подавляется активность ферментных систем, замедляется и прекращается рост тканей, возникают новые химические соединения, не свойственные организму, – токсины. Конечные нежелательные радиационные эффекты делятся на соматические и генетиче­ские.

Соматические эффекты
проявляются непосредственно у самого облученного либо как ранние выявляемые эффекты
облучения (острая или хроническая лучевая бо­лезнь
и локальные лучевые поражения), либо как отдаленные последствия
(сокращение продолжительности жизни, возникновение опухолей или других заболеваний), прояв­ляющиеся через несколько месяцев или десятков лет после облучения. Генетические, или наследственные, эффекты
– это последствия облучения генома зародышевых клеток, передающиеся по наслед­ству и вызывающие врожденные уродства и другие нарушения у потомков. Эти последствия облучения могут быть очень отдаленными и распространяться на несколько поколений людей.

Выраженность эффекта вредного воздействия зависит от конкретной облученной ткани, а также от способности организма компенсировать или восстановить повреждение.

Способность к восстановлению клеток зависит от возраста человека
в момент облучения, от пола, состояния здоровья и генетической предрасположенности организма, а также от величины поглощенной дозы
(энергии излучения, поглощенной в единице массы биоткани) и, наконец, от вида первичного излучения
, воздействовавшего на организм.

1.2. Пороговые и беспороговые эффекты при облучении человека

В соответствии с современными представлениями, изложенными в публикации 60 МКРЗ[1]
и положенными в основу российских Норм радиационной безопасности НРБ-99, возможные вредные для здоровья последствия облучения подразделяются на два вида: пороговые (детерминированные) и беспороговые (стохастические) эффекты.

1. Детерминированные (пороговые) эффекты

– непосредственные ранние, клинически выявляемые лучевые заболевания, имеющие дозовые пороги, ниже которых они не возникают, а выше – тяжесть эффектов зависит от дозы.
К ним относятся острая или хроническая лучевая болезнь, лучевая катаракта, нарушение воспроиз­водительной функции, косметическое повреждение кожи, дистрофические поврежде­ния разных тканей и т.п.

Острая
лучевая болезнь возникает после превышения некоторой пороговой дозы разового облучения и характеризуется симптомами, зависящими от уровня полученной дозы (табл.1.1). Хроническая
лу­чевая болезнь развивается при систематически повторяющемся облучении, если разо­вые дозы ниже тех, которые вызывают острые лучевые поражения, но значи­тельно выше допустимых пределов. Признаками хронической лучевой болез­ни являются изменения состава крови (уменьшение числа лейкоцитов, малокровие) и ряд симптомов со стороны нервной системы. Аналогичные симптомы имеют место и при других заболеваниях, связанных с ослаблением иммунитета, поэтому идентифицировать хроническую лучевую болезнь весьма сложно, если факт облучения доподлинно не установлен.

Во многих органах и тканях идет непрерывный процесс потери и замены кле­ток. Возрастание потерь может компенсироваться повышением скорости заме­ны, но может возникнуть и временное, а иногда постоянное снижение числа клеток, способных поддерживать функцию органа или ткани.

Произошедшая потеря клеток может вызвать тяжелое нарушение, которое может быть обнаружено клинически. Следовательно, степень тяжести наблюдаемого эффекта зависит от дозы облучения и существует порог
, ниже которого потеря клеток слишком мала, чтобы заметно нарушить функцию ткани или органа. Кроме гибели клеток, излучение может привести к повреждению тканей и другими способами: влияя на многочисленные функции ткани, включая регулирование клеточных процессов, воспалительные реакции, подавление иммунной системы, кроветворной системы (красный костный мозг). Все эти механизмы в конечном счете определяют степень тяжести детерминированных эффектов.

Значение пороговой дозы определяется радиочувствительностью клеток пораженного органа или ткани и способностью организма компенсировать или восстанавливать такое поражение. Как правило, детерминированные эффекты излучения специфичны и не возникают под действием других физических факторов, а связь между эффектом и облучением однозначна (детерминирована). Пороговые дозы возникновения детерминированных эффектов, приводящих к скорой гибели взрослых людей, приведены в табл.1.2. В случае длительного хронического облучения эти же эффекты возникают при больших суммарных дозах, чем в случае однократного облучения.

Средние дозовые пороги возникновения детерминированных эффектов приведены в табл. 1.1 – 1.3. Тяжесть эффекта (степень его выраженности)

возрастает у лиц, обладающих более высокой радиочувствительностью (дети, лица с ослабленным здоровьем лица с медицинскими противопоказаниями к работе с источниками излучений). Для таких лиц значения дозовых порогов облучения, указанных в табл.1.1, могут оказаться ниже в 10 и более раз.

Таблица 1.1. Воздействие различных доз радиации на здоровье взрослого человека

при однократном облучении

Эквивалентная доза	Виды соматических эффектов в организме человека
0,1 – 0,2 бэр (1 – 2 мЗв)	Среднегодовая доза от природного излучения для жителя Земли на уровне моря (эффекты отсутствуют до 5 – 10 мЗв)
2 – 5 бэр (20 – 50мЗв)	Установленные Нормами безопасные пределы годовой дозы облучения для персонала, работающего с источниками излучений (см. табл. 1.4)
До 10 – 20 бэр (100 – 200 мЗв)	Временные, быстро нормализующиеся изменения в со­ставе крови; чувство усталости. При систематическом облучении – угнетение иммунной системы, развитие хронической лучевой болезни
До 50 бэр (500 мЗв)	Умеренные изменения в составе крови, значительная потеря трудоспособности, в 10 % случаев – рвота. При однократном облучении состояние здоровья нормализуется
До 100 бэр (1 Зв)	Начало острой лучевой болезни (ЛБ). Резкое снижение иммунитета
До 200 бэр (2 Зв)	Легкая форма острой ЛБ. Длительная, выраженная лимфопения; в 30 – 50 % случаев – рвота в первые сутки после облучения
250 – 400 бэр (2,5 – 4 Зв)	ЛБ средней тяжести. Тошнота и рвота в первые сутки. Резкое уменьшение лейкоцитов в крови. В 20 % случаев смертельный исход через 2 – 6 недель после облучения
400 – 600 бэр (4 – 6 Зв)	Тяжелая форма ЛБ. Подкожные кровоизлияния. В 50 % случаев смертельный исход в течение месяца
Свыше 600 бэр (6 Зв)	Крайне тяжелая форма ЛБ. Через 2 – 4 часа после облучения – рвота, множественные подкожные кровотечения, кровавый понос. Полностью исчезают лейкоциты. В 100 % случаев – смертельный исход от инфекционных заболеваний и внутренних кровоизлияний

Примечание
. В настоящее время имеется ряд противолучевых средств и накоплен успешный опыт лечения лучевой болезни, позволяющий предотвратить смертельный исход при дозах до 10 Зв (1000 бэр).

Таблица 1.2. Диапазон острого воздействия, приводящего к смерти человека

Поглощенная доза D50/60 на все тело	Основной эффект, приводящий к смерти	Наступление смерти поле облучения, сут
3–5 Гр (300–500 рад)	Повреждение костного мозга	30 – 60
5–15 Гр (500–1500 рад)	Повреждение желудочно-кишечного тракта и легких	10 – 20
>15 Гр (1500 рад)	Повреждение нервной системы	1 – 5

Зависимость выживаемости от дозы облучения характеризуется средней поглощенной дозой D50/60
, при которой погибнет половина людей через 60 дней. Для здорового взрос­лого человека такая доза (усредненная по всему телу) составляет 3 – 5 Гр (грэй) при остром облучении (табл. 1.2).

В производственных условиях возникновение детерминированных эффектов возможно только при радиационной аварии, когда источник излучения находится в неуправляемом состоянии.

В этом случае ограничение облучения людей осуществляется путем принятия срочных мер – вмешательства. Принятые в НРБ-99 дозовые критерии срочного вмешательства в случае радиационной аварии основаны на данных о пороговых дозах возникновения опасных для жизни детерминированных эффектов (табл.1.3).

Таблица 1.3. Пороговые дозы возникновения детерминированных эффектов

и критерии срочного вмешательства при радиационной аварии

Облучаемый орган	Детерминированный эффект	Пороговая доза, Гр	Критерий срочного вмешательства при аварии – прогнозируемая доза за 2 суток, Гр
Все тело	Рвота	0,5	1
	Смерть	4
Легкие	Пневмония	5	6
	Смерть	10
Кожа	Эритема	3	3
Щитовидная железа	Деструкция железы	10	5
Хрусталик глаза	Помутнение	0,5 – 2	2
	Катаракта	5
Гонады (семенники, яичники)	Стерильность	4	3

Установленные пределы доз профессионального облучения в десятки и сотни раз ниже значений пороговых доз возникновения детерминированных эффектов, поэтому главной задачей современной радиационной безопасности является ограничение возможности возникновения стохастических эффектов у человека вследствие его облучения в нормальных условиях.

2. Стохастические, или беспороговые, эффекты

– отдаленные последствия облучения, не имеющие дозового порога, вероятность которых прямо пропорциональна дозе облучения, а тяжесть не зависит от дозы.
К ним относятся раковые и наследственные заболевания, спонтанно возникающие с годами у людей по множеству естественных причин.

Достоверность связи определенной части этих эффектов с облучением была доказана международной медико-эпидемиологической статистикой лишь в начале 1990-х годов. Стохастические эффекты обычно обнаружива­ются через длительное время после облучения и лишь при длительном наблюдении за большими группами населения в десятки и сотни тысяч человек. Средний латентный период составляет около 8 лет для лейкоза и в 2–3 раза больше для остальных видов онкозаболеваний. Риск умереть от рака вследствие облучения неодинаков у мужчин и женщин и меняется в зависимости от времени после облучения (рис.1.1).

Рис.1.1. Динамика возникновения радиогенных раков после облучения. ΔТЛАТ – латентный период развития рака, ΔТПОТ –потерянная продолжительность жизни

На вероятность злокачественного перерождения клетки влияет величина дозы облучения, в то время как степень тяжести определенного вида рака зависит лишь от его вида и локализации. Нужно отметить, что если облученная клетка не погибла, то она обладает определенной способностью к самовосстановлению поврежденного кода ДНК. Если же этого не произошло, то в здоровом организме ее жизнедеятельность блокируется иммунной системой: перерожденная клетка либо уничтожается, либо не размножается до ее естественной гибели. Таким образом, вероятность онкозаболевания мала и зависит от «здоровья» иммунной и нервной систем организма.

Процесс размножения раковых клеток имеет случайный характер, хотя вследствие генетиче­ских и физиологических особенностей люди могут сильно различаться по чувстви­тельности к вызываемому облучением раку. Некоторые люди с редкими генетически­ми болезнями могут быть значительно чувствительнее, чем средний человек.

При небольших добавках дозы к природному (фоновому) облучению вероятность вызвать дополнительные случаи возникновения рака, естественно, мала, и ожидаемое число случаев, которые можно приписать дополнительной дозе у облучаемой группы людей, может быть меньше 1 даже у очень большой группы лиц.
Поскольку природный радиационный фон всегда существует, как существует и спонтанный уровень стохастических эффектов, то любая практическая деятельность, приводящая к дополнительному облучению, приводит и к увеличению вероятности стохастических эффектов. Вероятность их возникновения предполагается прямо пропорциональной дозе, а тяжесть проявления – не зависящей от дозы облучения.

Рис.1.2 иллюстрирует связь между облучением и частотой возникновения раковых заболеваний у населения. Она ха­рак­те­ри­зуется значительным уровнем спонтанных раков в популяции и относительно небольшой вероятностью возникновения дополнительных заболеваний под действием излучения. К тому же по данным НКДАР ООН[2]
спонтанный уровень заболеваемости и смертности от раковых заболеваний значительно варьирует и от стра­ны к стране и от года к году в одной отдельно взятой стране. Это означает, что, анализируя последствия воздействия излучения на большую группу людей, облученных с одинаковой дозой, можно установить вероятностную связь между дозой облучения и числом дополнительных раков, возникших вследствие облучения, однако невозможно указать, какое заболевание является следствием облучения, а какое возникло спонтанно.

На рис.1.3 приведена оценка численности группы одинаково облученных взрослых людей, необходимой для достоверного подтверждения связи между увеличением общего числа раковых заболеваний в группе и дозой облучения. Линия А-В на рисунке определяет теоретическую оценку численности группы, необходимой для выявления дополнительных стохастических эффектов излучения с доверительным интервалом 90 %. Выше этой линии расположена область, в которой теоретически возможно доказательство связи между увеличением числа стохастических эффектов в группе и облучением. Ниже этой линии доказать эту связь теоретически невозможно. Пунктир показывает, что для достоверного выявления дополнительных эффектов от равномерного облучения тела взрослых людей фотонами с дозой 20 мГр, равной пределу дозы профессионального облучения, необходимо обследовать не менее 1 млн человек с такой дозой.

Рис.1.2. Соотношение между дополнительным облучением, обусловленным практической деятельностью, и увеличением вероятности раковых заболеваний (так называемая зависимость «Доза-эффект»).

Рис.1.3. Численность группы одинаково облученных взрослых людей, необходимая для достоверного подтверждения связи между дозой облучения и увеличением общего числа раковых заболеваний в группе

Таким образом, задача обеспечения радиационной безопасности сводится: 1) к предотвращению у работающих детерминированных эффектов путем контроля над источниками излучений; 2) к снижению дополнительного риска стохастических эффектов путем ограничения доз облучения и числа облучаемых лиц.

1.3. Основные дозиметрические величины и единицы их измерения

Активность (А)

–
мера количества радионуклида в источнике или в любом веществе, включая организм человека. Активность равна скорости радиоактивного распада ядер атомов радионуклида. Величина суммарной активности характеризует потенциальную радиационную опасность помещений, в которых ведутся работы с радиоактивными веществами.

Единица измерения СИ – Бк
(беккерель), равный 1 распаду в секунду (с–1

).

Внесистемная единица – Ки
(кюри); 1 Ки = 37 ГБк = 3,7×1010
с –1
.

Поток частиц (

F)

– число элементарных частиц (альфа, бета, фотонов, нейтронов), излучаемых источником или воздействующих на мишень в единицу времени. Единица измерения – част/с, фотон/с или просто с – 1

.

Вид и количество излучаемых при ядерных превращениях частиц (фотонов) определяются типом распада ядер радионуклида. Так как направление вылета частицы случайно, поток распространяется по всем направлениям от источника. Полный поток излучения источника связан с его активностью соотношением

,

где v
, % – коэффициент выхода частиц на 100 распадов (приводится в справочниках по радионуклидам; для разных радионуклидов выход значительно различается, v
= 0,01% - 200% и более).

Флюенс частиц (Ф)

– отношение числа элементарных частиц (альфа, бета, фотонов, нейтронов), проникающих в элементарную сферу, к площади центрального сечения этой сферы. Флюенс, так же как и доза, есть величина аддитивная и неубывающая – ее значение всегда накапливается со временем. Единица измерения – част/ см2
, фотон/ см2
или просто см
–2

.

Плотность потока частиц (

j )

– флюенс за единицу времени. Единица плотности потока частиц или квантов – см–2
·с–1
.
Плотность потока характеризует уровень (интенсивность) радиации в данной точке пространства (или радиационную обстановку в данной точке помещения).

Энергия (Е

R

)

– является важнейшей характеристикой ионизирующего излучения. В ядерной физике используется внесистемная единица энергии – электронвольт (эВ). 1 эВ = 1,6020×10-19
Дж.

Экспозиционная доза (Х)

– мера количества ионизационных разрушений атомов и молекул тела за время облучения. Равна отношению суммарного заряда всех ионов одного знака, созданных фотонным излучением в воздухе, к массе облученного объема воздуха. Экспозиционная доза используется только для фотонного излучения с энергией до 3 МэВ. В сфере радиационной безопасности она выведена из употребления с 1996 г.

Единица измерения СИ – Кл/кг
(кулон на килограмм).

Внесистемная единица – Р
(рентген); 1 Р = 2,58×10-4
Кл/г; 1 Кл/кг = 3872 Р.

Поглощенная доза, или просто доза (

D)

– мера физического воздействия ионизирующего излучения на вещество (на молекулярном уровне). Равна отношению энергии излучения, поглощенной в веществе на образование ионов, к массе облученного вещества.

Единица измерения СИ – Гр
(грей); 1 Гр = 1 Дж/кг.

Внесистемная единица – рад
(rad – radiation absorbed dose);

1 рад = 0,01 Гр = 10 мГр.

Экспозиционной дозе фотонного излучения X = 1Р соответствует поглощенная доза в воздухе D = 0,87 рад (8,7 мГр), а в биоткани D = 0,96 рад (9,6 мГр) из-за разной работы ионизации молекул. Для практических целей радиационной безопасности можно считать, что 1 Р соответствует 1 рад или 10 мГр.

Эквивалентная доза (Н)

– мера биологического воздействия излучения на орган или ткань (на уровне живых клеток, органов и тканей). Равна произведению поглощенной дозы на взвешивающий коэффициент радиации

W

R

, который учитывает качество излучения (линейную ионизирующую способность). Для смешанного излучения эквивалентная доза определяется как сумма по видам радиации «
R

»
:

Н =
å
D
R
×
W
R

Значения взвешивающих коэффициентов радиации W
R

приняты в НРБ-99. Для альфа-, бета-, фотонного и нейтронного излучений они равны:

W
a
= 20;
W
b
=
W
g
= 1;
W
n
= 5 – 20
(Wn
зависит от энергии нейтронов).

Единица измерения СИ – Зв
(зиверт); для гамма-излучения 1 Зв = 1 Гр.

Внесистемная единица – бэр
(биологический эквивалент рада);

1 бэр = 0,01 Зв = 10 мЗв.

Связь с другими дозовыми единицами:

- для рентгеновского, бета- и гамма-излучения 1 Зв = 1 Гр = 100 бэр »100 Р;

- для альфа-излучения (WR
=20) 1 Гр = 20 Зв или 100 рад = 2000 бэр;

- для нейтронного излучения поглощенная доза 1 рад (10 мГр) будет соответствовать эквивалентной дозе 5–20 бэр (50–200 мЗв), в зависимости от энергии нейтронов.

Эффективная доза (Е)

– мера риска возникновения отдаленных стохастических эффектов (при малых дозах облучения) с учетом неодинаковой радиочувствительности органов и тканей. При равномерном облучении всего тела эффективная доза совпадает с эквивалентной: Е = Н,
где Н
– одинаковая эквивалентная доза на все органы и ткани.

В случае неравномерного облучения эффективная доза определяется как сумма по органам и тканям «Т»
:

Е =
å Н
T
×
WT

( T = 1 … 13 ),

где НT
– эквивалентная доза на орган или ткань «Т»;
W

T

– взвешивающий коэффициент радиочувствительности органа (ткани)
. Значения WT
приняты в НРБ-99 для 13 органов (тканей), в сумме они составляют единицу (см. табл.2.1). Единица измерения эффективной дозы– мЗв
(миллизиверт).

Коллективная доза (

S)

– мера потенциального ущерба обществу от возможной потери человеко-лет полноценной жизни населения вследствие реализации отдаленных последствий облучения. Равна сумме годовых индивидуальных эффективных доз Ei
, полученных коллективом из N человек:

S =
å
E
i

( i = 1 … N ).

Единица измерения – чел.-Зв
(человеко-зиверт).

Для обоснования расходов на радиационную защиту в НРБ-99 принято, что облучение в коллективной дозе S = 1 чел.–Зв приводит к потенциальному ущербу, равному потере 1 чел.-года трудоспособной жизни населения.

Мощность дозы

(
,
,
или
)
– производная по времени от соответствующей дозовой величины (т.е. скорость накопления дозы). Прямо пропорциональна величине плотности потока частиц j
,
действующих на тело. Так же как и плотность потока, мощность дозы характеризует радиационную обстановку (уровень радиации) в точке помещения или на территории.

Часто употребляются следующие сокращения термина:

МД
(МПД)
–мощность дозы (поглощенной дозы)
(1 мкГр/ч = 100 мкрад/ч
);

МЭД
– мощность эквивалентной дозы
(1 мкЗв/ч = 100 мкбэр/ч
).

Природный фон

– это уровень естественного гамма-излучения, которое в среднем на уровне моря обусловлено на 1/3 космическими лучами и на 2/3 – излучением природных радионуклидов, содержащихся в земной коре и материалах. Природный радиационный фон можно измерять в единицах плотности потока фотонов (j) или в единицах мощности дозы.

Уровень природного (фонового) гамма-излучения на открытой местности в единицах мощности экспозиционной дозы находится в пределах
= (8–12) мкР/ч
. Это соответствует плотности потока
j около 10 фотонов / (см2
·с), а также:

• в единицах МПД
=(8–12) мкрад/ч =(0,08–0,12) мкГр/ч
=(80–120) нГр/ч,

• в единицах МЭД
=
=(0,08–0,12) мкЗв /ч =(80–120) нЗв /ч .

В некоторых зданиях вследствие повышенной концентрации природных радионуклидов в строительных материалах допускается превышение МЭД природного гамма-излучения над уровнем фона на открытой местности на величину до 0,2 мкЗв/ч, т.е. до (0,25–0,35) мкЗв/ч.

В некоторых местах земного шара природный фон может достигать (0,5–0,6) мкЗв/ч, что следует считать нормальным явлением.

Годовая доза природного облучения (получаемая за 8760 ч) может таким образом составлять от 0,8–1 мЗв до 2–6 мЗв для разных жителей Земли.

1.4. Основные положения Норм радиационной безопасности НРБ-99

Нормы радиационной безопасности НРБ-99 применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения.

По возможностям управления источниками и контроля облучения в Нормах различаются четыре вида воздействия радиации
на человека
:

· от техногенных источников в условиях их нормальной эксплуатации (источник и радиационная защита находятся под контролем и управляются);

· то же, в условиях радиационной аварии (неконтролируемое облучение);

· от природных источников излучения (неуправляемое облучение);

· от медицинских источников в целях диагностики и терапии заболеваний.

Требования по ограничению радиационного воздействия сформулированы в НРБ-99 раздельно для каждого вида облучения. Суммарная доза от всех четырех видов облучения не рассматривается.

Техногенными

называются искусственные источники
, специально созданные человеком для полезного применения излучения
(приборы, аппараты, установки, в том числе специально сконцентрированные природные радионуклиды), либо источники, являющиеся побочными продуктами деятельности человека (например, радиоактивные отходы).

Требования Норм распространяются

на источники, облучением от которых можно управлять. От контроля
освобождаются источники излучений, не способные создать
индивидуальную годовую эффективную дозу более 10 мкЗв
и коллективную дозу более 1 чел.-Зв в год при любых условиях обращения с ними (риск увеличения стохастических эффектов при таких дозах является тривиальным и не превышает 10– 6
1/чел.-год).

Главной целью радиационной безопасности
является охрана здоровья населения, включая персонал, от вредного воздействия радиации, без необоснованных ограничений

полезной деятельности

при использовании излучения в различных областях хозяйства, в науке и медицине.

Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников применяются три основных принципа РБ:

· принцип обоснования

– запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением;

· принцип нормирования

– непревышение допустимых пределов
индивидуальных доз облучения граждан от всех источников облучения;

· принцип оптимизации

– поддержание на возможно низком и достижимом уровне
с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц
(в международной практике этот принцип известен как ALARA – As Low As Reasonably Achievable – Так низко, как разумно достижимо).

Требования НРБ-99 по ограничению техногенного облучения в контролируемых условиях (при нормальной эксплуатации источников излучений).

1. Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

· персонал группы А
(лица, непосредственно работающие с техногенными источниками);

· персонал группы Б
(лица, находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия);

· население

(все лица, включая персонал вне сферы и условий производст-венной деятельности).

К персоналу группы А относятся лица не моложе 20 лет, не имеющие медицинских противопоказаний для работы с ионизирующими излучениями, прошедшие специальное обучение и в дальнейшем проходящие ежегодный медосмотр. Персонал группы Б – лица не моложе 18 лет (в том числе студенты, проходящие лабораторный практикум
с источниками). В категории «Население» выделяются, как правило, дети в возрасте от 0 лет. Многие понятия в НРБ-99 стандартизованы, например, средняя продолжительность жизни при рассмотрении риска беспороговых эффектов принята равной 70 годам.

2.
Для категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса
нормативов:

· основные пределы доз (ПД)
– такие значения индивидуальной годовой эффективной дозы, непревышение которых
гарантирует полное исключение пороговых детерминированных эффектов, а вероятность стохастических беспороговых эффектов не превышает приемлемого для общества риска;

· допустимые уровни (ДУ)

– производные от основных пределов доз для оценки радиационной обстановки. При однофакторном
облучении от внешних источников – это среднегодовая допустимая мощность дозы в рабочих помещениях (ДМД

);

· контрольные уровни (КУ)

– фактически достигнутые в организации уровни доз облучения, активностей, плотностей потоков и др., обеспечивающие снижение облучаемости персонала так низко, как разумно достижимо путем мероприятий по радиационной защите.

3. Основные пределы доз (ПД) не включают в себя
дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения. Значения ПД для категорий облучаемых лиц приведены в табл.1.4, а в табл.1.5 показаны значения ДМД при стандартном годовом времени облучения.

4.
Эффективная доза облучения персонала за 50 лет периода трудовой деятельности не должна превышать 1000 мЗв, а для населения за период жизни 70 лет – 70 мЗв.

5.
При одновременном воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения (многофакторное облучение
)
основные пределы доз, указанные в табл.1.4, относятся к суммарной годовой дозе,
обусловленной всеми факторами. Поэтому значения ДУ (ДМД) для каждого фактора облучения в отдельности должны приниматься меньше, чем в табл.1.5.

6. Для женщин
в возрасте до 45 лет, отнесенных к персоналу группы А, введены дополнительные ограничения: эквивалентная доза на нижнюю часть области живота не должна превышать 1 мЗв в месяц. В этих условиях эффективная доза облучения плода за 2 мес. невыявленной беременности не превысит 1 мЗв. После установления факта беременности администрация предприятия обязана перевести женщину на работу, не связанную с излучением.

7. Планируемое повышенное облучение
выше установленных пределов доз (ПД = 50 мЗв по эффективной дозе) разрешается при ликвидации или предотвращении аварии только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения. Такое облучение допускается только для мужчин старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах и риске для здоровья. Облучение в дозах до 2 ПД (100 мЗв) или до 4 ПД (200 мЗв) допускается только с разрешения соответственно территориальных или федеральных органов Госсанэпиднадзора и только для лиц, отнесенных к персоналу группы А.

8. Облучение в дозах свыше 4 ПД (200 мЗв)
рассматривается как потенциально опасное. Лицам, подвергшимся облучению в таких дозах, последующая работа с источниками излучения разрешается только в индивидуальном порядке по решению компетентной медицинской комиссии.

Случаи незапланированного повышенного облучения
людей в дозах свыше ПД подлежат расследованию.

Таблица 1.4. Основные пределы доз

Нормируемые величины	Пределы доз (ПД )
	Персонал (группа А)**	Население
Эффективная доза	20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год	1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год: · в коже · в кистях и стопах · в хрусталике глаза	500 мЗв 500 мЗв 150 мЗв	50 мЗв 50 мЗв 15 мЗв

**Все значения ПД и ДУ для персонала группы Б равны
1
/
4
от соответствующих значений для персонала группы А.

Таблица 1.5. Допустимые уровни при однофакторном внешнем облучении

Параметры	Персонал (группа А)	Персонал (группа Б)	Население
Предел дозы	ПДА = 20 мЗв	ПДБ = 5 мЗв	ПДнас=1 мЗв
Время облучения	ТА = 1700 ч /год	ТБ = 2000 ч /год	Тнас= 8760 ч/год
ДМД (округл.)	10 мкЗв /ч	2,5 мкЗв /ч	0,1 мкЗв /ч

2. СОДЕРЖАНИЕ ЛАБОРАТОРНОЙ РАБОТЫ

2.1. Подготовка к работе

Цель работы

1. Оценка радиационной безопасности студентов и персонала лаборатории при работе с закрытым радионуклидным источником гамма-излучения.

2. Изучение закона ослабления гамма-излучения с расстоянием от источника.

3. Сверка показаний различных дозиметров с расчетом мощности дозы.

Применяемое оборудование и материалы

1. Закрытый радионуклидный источник гамма-излучения с изотопом 27
Со60
(кобальт-60), размещенный в защитном контейнере из свинца с толщиной стенки 10 см. Контейнер снабжен коллиматором
(открывающийся канал, позволяющий получить ограниченный пучок g-излучения).

2. Передвижная каретка и линейка с делениями для измерения расстояния от источника до измерительного датчика (детектора).

3. Дозиметры с детекторами, регистрирующими гамма-излучение.

Основные характеристики установки с источником гамма-излучения

Термин «закрытый радионуклидный источник»

означает техническое изделие, конструкция которого исключает распространение радиоактивных веществ
в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан. Гамма-источник кобальтовый ГИК-2-9 представляет собой герметичную капсулу из нержавеющей стали (цилиндр 10 х 10 мм), внутри которой находится радиоактивный изотоп Со-60. Полезный поток гамма-квантов свободно проникает через тонкие стенки капсулы (с незначительной фильтрацией). Для целей настоящей работы источник можно считать точечным, изотропным и моноэнергетическим.

Для защиты от гамма-излучения источник ГИК-2-9 помещен в свинцовый контейнер с толщиной стенки х =10,5 см, в котором имеется сквозной коллимирующий канал, закрываемый свинцовой заглушкой. При удалении заглушки получают слегка расширяющийся рабочий пучок гамма-излучения, направленный в сторону от людей. В этом пучке производятся измерения мощности дозы на различных расстояниях от источника.

В отчет по работе с лабораторного плаката необходимо выписать:

· эскиз защитного контейнера с источником (в разрезе);

· энергию фотонов гамма-излучения кобальта ( Еg = 1,25 МэВ);

· период полураспада изотопа Со-60 ( Т1/2
= 5,27 лет);

· начальную активность источника Ао
(Бк) и дату аттестации источника;

· паспортную мощность экспозиционной дозы на расстоянии 1 м
(мкР/ч);

· значение гамма – постоянной кобальта-60 Г ( нГр ×
м2
/ (с ×
ГБк) )

2.2.
Оценка радиационной безопасности при работе с источником

Лица, пребывающие в лаборатории дозиметрии, приказом по вузу отнесены к категориям «персонал группы А» (преподаватели и сотрудники) и «персонал группы Б» (студенты). Допустимые пределы годовой эффективной дозы по НРБ-99 для них равны соответственно ПДА
= 20 мЗв и ПДБ
= 5 мЗв.

Для оценки радиационной безопасности следует оценить годовую эффективную дозу работника, отделив при этом техногенную составляющую от природной. Для таких измерений более всего подходит переносной цифровой дозиметр МКС–08, включенный в режим измерения мощности эквивалентной дозы
(мкЗв/ч). Внимание:
для получения правильных показаний прибор следует направлять детектором (тыльной стороной корпуса) к источнику излучения.

1. Обойдя с дозиметром помещение лаборатории, выполнить радиационную разведку, т.е. отыскать места с повышенным уровнем гамма-излучения. Рекомендуется измерить МЭД на поверхности всех устройств, отмеченных знаками радиационной опасности
(контейнеры, сейфы, комплекты источников на других рабочих столах). Записать в отчет значения МЭД для 3 – 4 характерных точек с указанием их на плане помещения.

2. Определить среднее значение природного фона (мощность эквивалентной дозы
ф
) по точкам, находящимся на максимальном удалении от техногенных источников, а также, при возможности, за окном (в этом случае обратить внимание на разницу показаний за окном и внутри помещения).

3. Измерить среднее значение мощности эквивалентной дозы
р.м
на рабочем месте, находящемся в максимальной близости к источнику, т.е. с наибольшим уровнем излучения. Коллимирующий канал источника должен быть открыт, т.е. создана наихудшая радиационная обстановка. Вычитанием найти техногенную составляющую мощности эквивалентной дозы:

=
р.м
–
ф

4. В тех же условиях рассчитать мощность эффективной дозы
на рабочем месте. Для этого нужно учесть неравномерность облучения органов и тканей тела вблизи от источника, т.е. измерить МЭД
Т
для 13 органов и тканей, а затем помножить их на взвешивающие коэффициенты радиочувствительности WТ
. В наших условиях достаточно ограничиться измерениями для четырех контрольных точек тела: 1– голова, 2– грудь, 3– гонады, 4– стопы, и принять для них укрупненные взвешивающие коэффициенты WК
(см. табл.2.1).

Для принятого положен

ия тела на рабочем месте («сидя» или «стоя» по указанию преподавателя) выполнить измерения мощности эквивалентной дозы
К
в четырех контрольных точках. Вычесть из всех показаний средний природный фон


ф
, определенный в п.2.

5. Рассчитать мощность эффективной дозы по формуле

= Σ (
К
·

WК
), (2.1)

где к = 1…4 – номер контрольной точки тела,
К
– техногенная составляющая МЭД и WК
– взвешивающий коэффициент органов и тканей для каждой точки (табл.2.1).

Таблица 2.1. К определению мощности эффективной дозы на рабочем месте

Точка контроля К	Органы (ткани) Т	Взвешивающие коэф-ты		МЭД К
		WТ (НРБ-99)	WК =Σ WТ
1. Голова	1.Щитовидная железа	0,05	0,10
	2. «Остальное»	0,05
2. Грудь	3.Красн. кост. мозг	0,12	0,51
	4.Легкие	0,12
	5.Желудок	0,12
	6.Грудная железа	0,05
	7.Печень	0,05
	8.Пищевод	0,05
3. Гонады	9.Гонады	0,20	0,37
	10.Толстый кишечник	0,12
	11.Мочевой пузырь	0,05
4. Стопы	12.Кожа	0,01	0,02
	13.Клетки костных поверхностей	0,01
Контрольная сумма		1,0	1,0	–

Итого:
=Σ
(
К ·
Wк
) =
___________ мкЗв/ч

Найти коэффициент неравномерности облучения, равный отношению эффективной дозы к показаниям одного дозиметра:

α =

/

и сделать вывод о том, целесообразно ли в данных условиях учитывать неравномерность облучения при определении эффективной дозы.

6. Считая, что студент находится на данном рабочем месте все 16 часов лабораторного практикума, определить максимально возможную эффективную дозу техногенного облучения студента за текущий год:

Естуд
=
·
16.

7. Из тех же соображений оценить максимально возможную годовую дозу персонала группы А, приняв стандартное время работы сотрудников 1700 ч:

Еперс
=
·
1700.

7. Определить эффективную дозу от природного облучения за этот же календарный год (8760 ч), считая, что природное облучение воздействует на органы и ткани человека равномерно:

Еест
=
ф
·
8760.

Оценить возможный разброс дозы природного облучения, грубо приняв доверительный интервал по максимальному и минимальному значениям фона, измеренным в п.2.:

Δ = (
мах
–
мин
) ·
8760,

где
мах,
мин
– значения фона. Представить значение годовой дозы природного облучения с учетом возможного разброса в форме Еест
± Δ/2 мЗв.

8. Через эффективную дозу оценить дополнительный индивидуальный пожизненный риск возникновения беспороговых эффектов у студентов и сотрудников, 1/(чел·
·
год) , связанный с принятыми условиями работы:

r = Eстуд, перс
·
rE
,

где рисковый коэффициент принять равным rE
= 5,6 ·
10– 2
1/ (чел·
·
Зв).

9. Сделать выводы о радиационной безопасности в лаборатории, для чего сопоставить годовые дозы техногенного облучения сотрудников и студентов с соответствующими пределами доз ПДА
и ПДБ
. Вычислить кратность запаса до дозовых пределов.

Сопоставить дозы техногенного облучения сотрудников и студентов с ожидаемой годовой дозой от природного облучения и с ее разбросом.

2.3. Снятие зависимости мощности дозы от расстояния

В этой части работы необходимо снять зависимость мощности дозы от расстояния до источника поочередно тремя различными дозиметрами в условиях открытого и закрытого коллиматора на контейнере с источником.

При открытом коллиматоре

детектор, находящийся в пучке гамма-излучения, «видит» непосредственно точечный источник и регистрирует его прямое излучение. Поглощением и рассеянием в воздухе на малых расстояниях можно пренебречь, поэтому в данном случае выполняется закон обратных квадратов
: интенсивность излучения в вакууме обратно пропорциональна квадрату расстояния от точечного изотропного источника, например:

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

При закрытом коллиматоре

детектор регистрирует излучение, значительно ослабленное (в 300 и более раз) и рассеянное в свинцовой защите. Источником рассеянного излучения является вся поверхность контейнера, следовательно, источник уже нельзя считать точечным и закон обратных квадратов может выполняться лишь на больших расстояниях от него.

Для проведения измерений

детектор выбранного дозиметра устанавливается на каретку, которая перемещается вдоль линейки с сантиметровыми делениями. Рекомендуется начать с дальнего расстояния (r =150 см), а затем, постепенно приближая детектор к источнику, найти границу, в которой прибор не «зашкаливает». В выбранном диапазоне снять 4–5 показаний мощности дозы на различных расстояниях и вычесть из них фон

. Значения расстояний и мощностей доз записать в журнал наблюдений (табл.2.2). В журнале следует выполнить перевод показаний дозиметров в единицы МЭД (мкЗв/ч), если прибор отградуирован в других единицах.

Измерения следует повторить несколькими приборами при открытом и закрытом коллиматоре. При этом учесть, что из-за различной чувствительности дозиметров одни из них могут «зашкаливать» в открытом пучке, а другие ничего не показывать при закрытом. Прибор УИМ-2-2, отградуированный в единицах с–1
, измеряет поток фотонов через детектор (F) и называется радиометром
. Для перевода его показаний в единицы мощности дозы следует использовать градуировочные зависимости, находящиеся на рабочем столе.

Результаты измерений зависимости МЭД от расстояния следует представить на двух графиках (один для открытого, другой для закрытого коллиматора). На каждый их них наносятся по 3 кривых, сглаживающих опытные точки.

Таблица 2.2. Журнал измерений мощности эквивалентной дозы

Тип прибора	Единица измерения	Расстояние r, см
		30	50	100	150
Коллиматор открыт
МКС–01–Р	мкЗв/ч *
МКС–08–П	мкЗв/ч *
УИМ-2-2	с–1
	Р/ч
	мкЗв/ч *
Коллиматор закрыт
МКС–01–Р	мкЗв/ч *
МКС–08–П	мкЗв/ч *
СРП–68	мкР/ч
	мкЗв/ч *

Примечание:
из показаний, отмеченных *, следует вычесть природный фон.

2.4. Расчет мощности дозы по активности источника

Расчеты мощности дозы удобно выполнять по форме табл. 2.3.

Таблица 2.3. Журнал для расчетов мощности дозы

1	Расстояние r, м	0,3	0,5	1,0	1,5
1	Коллиматор открыт. Изотоп:______ Г=________ Активность А=_______ на дату работы
2	Незащищенный источник, без учета ослабления в воздухе Мощность эквивалентной дозы о , мкЗв/ч
Линейный коэффициент ослабления воздуха μВ = ________ см -1
3	Произведение μВ хВ (хВ = r)
4	Фактор накопления воздуха В∞ (μВ хВ )
5	Кратность ослабления воздуха К= ехр (μВ хВ ) / В∞
6	Незащищенный источник, с учетом ослабления в воздухе: мощность эквивалентной дозы 1 = о / К
7	Коллиматор закрыт. Толщина свинцовой защиты хPb = 10,5 см
Линейный коэффициент ослабления свинца μ Pb = ______ см - 1
Поправка к фактору накопления на барьерную геометрию d =_______
Фактор накопления свинцовой защиты ВР b (μх)Р b = _______________
Кратность ослабления свинца КPb = ехр(μх)Р b / (ВР b · d) = _________ раз
8	МЭД с учетом ослабления в свинце: 2 = 1 · ехр(-μх)Р b · ВР b · d = 1 / КPb

1. Пересчитать активность источника на дату эксперимента t по формуле

А
= Ao
/ 2n
, (2.2)

где n – число периодов полураспада, прошедших с даты метрологической аттестации источника до даты проведения эксперимента: n = (t – То) / Т1/2

t – текущая дата эксперимента, То – дата аттестации, Т1/2
– период полураспада (n должно быть безразмерно); Ао
– начальная активность источника по паспорту (данные взять с лабораторного плаката).

2. Пересчитать таким же образом на дату эксперимента паспортную мощность экспозиционной дозы
на расстоянии 1 м от источника, которая указана на лабораторном плакате на дату его аттестации. Перевести ее в единицы мощности эквивалентной дозы
(мкЗв/ч).

3. Рассчитать значения МЭД на различных расстояниях от источника, находящегося вне защитного контейнера –
о
(r), мкЗв/ч. Для расчетов используется закон обратных квадратов: мощность дозы от точечного изотропного источника прямо пропорциональна его активности и обратно пропорциональна квадрату расстояния до него:

= Г · А
/ r2
, нГр /с, (2.3)

где
– мощность поглощенной дозы, нГр/с; Г – гамма-постоянная радионуклида, нГр×
м2
/(с×
ГБк); А
– активность источника, ГБк; r – расстояние, м.

Для определения мощности эквивалентной дозы (мкЗв/ч) в формулу вводится взвешивающий коэффициент радиации WR
, равный для гамма-излучения единице, и пересчетный коэффициент 3,6 = 3600/1000:

о
(r) = Г · А
/ r2
· 3,6 · WR
, мкЗв/ч . (2.4)

Расчеты по формуле (2.4) записать в строчку с номером 2 табл.2.3.

Для расстояния r =1 м сравнить значение МЭД с паспортным значением, которое получено в п.2.

4. Сделать поправку на ослабление гамма-излучения в воздухе. Толщину слоя воздуха принять равной расстоянию от источника до детектора, х = r.

Кратность ослабления слоя воздуха толщиной хВ
см составляет

К = ехр (μВ
хВ
) / В∞
,

где μВ
– линейный коэффициент ослабления воздуха, зависящий от энергии гамма-квантов, см–1
; В∞
– фактор накопления в бесконечной геометрии, учитывающий вклад рассеянного воздухом излучения (зависит от энергии гамма-квантов и от произведения μх ). Эти величины принять по таблицам П.1 и П.2 для энергии гамма-излучения источника.

МЭД на разных расстояниях с учетом ослабления в воздухе
1
=
о
/ К следует записать в 6-ю строчку табл.2.3.

5. Рассчитать значения МЭД на тех же расстояниях для случая, когда источник находится в закрытом свинцовом контейнере (геометрию свинцовой защиты можно считать барьерной). Кратность ослабления свинцовой защиты толщиной хР
b
= 10,5 см составляет

КР
b
= ехр (μР
b
хР
b
) / (ВР
b
· d) ,

где μР
b
– линейный коэффициент ослабления свинца, берется по энергии гамма-квантов (табл.П.1); ВР
b
– фактор накопления свинца для бесконечной геометрии, принимаемый по табл.П.2, и d – поправка на барьерную геометрию (зависит только от энергии гамма-квантов), принимаемая по табл.П.3. МЭД с учетом ослабления в свинце
2
=
1
/ КР
b
следует записать в 8-ю строчку табл.2.3.

6. Результаты расчетов по табл.2.3 следует нанести на два соответствующих графика, полученных в результате измерения МЭД от расстояния: один график для случая незащищенного источника –
1
(r), другой для источника, помещенного в контейнер –
2
(r). Для удобства сверки показаний дозиметров с расчетами на графиках следует показать опытные точки из табл.2.2.

7. В выводах по данной части работы следует:

- сформулировать закон ослабления излучения с увеличением расстояния от источника;

- продумать возможные причины отклонений показаний приборов от расчетных значений;

- оценить поглощающую способность воздуха;

- рекомендовать способы снижения годовой эффективной дозы при работе с техногенными источниками излучений.

Контрольные вопросы

1. Эффекты действия ионизирующего излучения на организм человека.

2. Детерминированные эффекты радиации, механизм развития.

3. Стохастические эффекты радиации, механизм развития.

4. Прямое и косвенное воздействие излучения на биоткань.

5. Поглощенная и эквивалентная доза – определение, единицы измерения.

6. Эффективная доза, область применения.

7. Коллективная доза и коллективный ущерб.

8. Мощность дозы. Природный радиационный фон.

9. Цели радиационной безопасности и пути их достижения.

10. Принципы обеспечения радиационной безопасности.

11. Принцип обоснования.

12. Принцип нормирования.

13. Принцип оптимизации.

14 Виды облучения человека, рассматриваемые в НРБ-99.

15. Виды источников излучений, освобождаемых от контроля и учета.

16. Основные пределы доз – определение и содержание понятия.

17. Допустимые уровни при внешнем техногенном облучении – связь с основными пределами доз.

18. Гамма-постоянная источника. Связь мощности дозы, создаваемой точечным изотропным источником γ-излучения, с активностью и расстоянием.

19. Закон ослабления излучения с расстоянием.

20. Закон ослабления излучения в веществе.

21. Назначение, принцип действия и основные характеристики применяемых в настоящей работе приборов. Возможные области применения данных приборов.

22. Принципы защиты от облучения временем, расстоянием и экранами.

23. Расчетное время облучения и допустимая мощность дозы.

24. Допустимое время работы с источником излучения (в каких случаях нужно его оценивать и как).

Библиографический список

1. Радиационная
безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 г. В 2-х ч./ Публ. 60 МКРЗ. Пер. с англ. - М.: Энергоатомиздат, 1994. – 399 с.

2. Федеральный
закон «О радиационной безопасности населения». № 3-ФЗ от 09.01.1996.

3. Нормы
радиационной безопасности / НРБ-99. – М.: ЦСЭН Минздрава РФ, 1999. – 116 с.

4. Основные
санитарные правила обеспечения радиационной безопасности / ОСПОРБ-99. – М.: ЦСЭН Минздрава РФ, 2000. – 132 с.

5. Кутьков, В.А.
Основные положения и требования нормативных документов в практике обеспечения радиационной безопасности атомных станций: учеб.пособие / В.А.Кутьков [и др.] – М: Изд. ОИАТЭ, 2002. – 292 с.

6. Козлов, В.Ф
. Справочник по радиационной безопасности / В.Ф.Козлов. – М.: Энергоатомиздат, 1999. – 520 с.

7. Нормы
радиационной безопасности НРБ-76/87 и Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источникми ионизирующих излучений ОСП-72/87 / Минздрав СССР. – М.: Энергоатомиздат, 1988. – 160 с.

8. Голубев, Б.П.
Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений / Б.П.Голубев. – М.: Энергоатомиздат, 1986. – 464 с.

Приложение

Таблица П.1. Линейные коэффициенты ослабления
μ
, см –1
, для некоторых веществ в зависимости от энергии фотонного излучения

Еg , МэВ	Материал
	Воздух	Вода	Алюминий	Бетон	Железо	Свинец
0,01	6,22 ×10-3	4,99	69,9	60,3	1330	1390
0,015	1,87 ×10-3	1,50	20,2	18,4	440	1210
0,02	0,876 ×10-3	0,707	8,61	7,87	196	939
0,03	0,393 ×10-3	0,325	2,70	2,48	61,3	323
0,05	0,243 ×10-3	0,207	0,861	0,784	14,2	82,1
0,08	0,204 ×10-3	0,175	0,489	0,442	4,22	60,3
0,1	0,193 ×10-3	0,165	0,424	0,382	2,60	50,8
0,145	0,174 ×10-3	0,150	0,362	0,320	1,51	24,6
0,279	0,141 ×10-3	0,121	0,286	0,253	0,865	4,65
0,412	0,122 ×10-3	0,105	0,245	0,216	0,707	2,32
0,5	0,112 ×10-3	0,0966	0,226	0,200	0,646	1,70
0,662	0,0995 ×10-3	0,0857	0,201	0,177	0,570	1,18
0,8	0,0914 ×10-3	0,0786	0,184	0,163	0,520	0,952
1,0	0,0821 ×10-3	0,0706	0,165	0,146	0,467	0,771
1,25	0,0734 ×10-3	0,0631	0,148	0,131	0,422	0,658
1,5	0,0668 ×10-3	0,0572	0,135	0,119	0,381	0,577
2,0	0,0574 ×10-3	0,0494	0,116	0,103	0,333	0,508
2,75	0,0472 ×10-3	0,0410	0,0994	0,0874	0,291	0,476
4,0	0,0398 ×10-3	0,0340	0,0837	0,0734	0,260	0,472
6,0	0,0252 ×10-3	0,0277	0,0718	0,0619	0,240	0,494
ρ,г/см3	0,0013	1,00	2,70	2,80	7,86	11,34

Таблица П.2. Дозовые факторы накопления в бесконечной геометрии В
∞

для точечного изотропного источника

Е g , МэВ	Произведение μх (показатель ослабления среды)
	0	1	2	4	7	10	15	20	40
Воздух
0,5	1,0	2,44	4,84	12,6	31,6	60,6	134	241	1050
1,0	1,0	2,08	3,60	7,6	15,6	25,8	47,0	72,8	212
1,25	1,0	2,00	3,34	7,22	13,2	21,2	37,4	56,5	156
2,0	1,0	1,83	2,81	4,96	8,61	12,6	20,0	27,9	63,2
6,0	1,0	1,52	1,97	2,85	4,14	5,42	7,51	9,58	16,9
Бетон
0,5	1,0	2,27	4,03	8,97	20,2	36,4	75,6	131	523
1,0	1,0	1,98	3,24	6,42	12,7	20,7	37,2	57,1	164
1,25	1,0	1,92	3,05	5,83	11,1	17,6	30,7	46,0	122
2,0	1,0	1,77	2,65	4,61	7,97	11,7	18,6	26,0	59,8
6,0	1,0	1,49	1,93	2,80	4,14	5,52	7,86	10,2	20,5
Свинец
0,5	1,0	1,24	1,42	1,69	2,00	2,27	2,65	2,73	-
1,0	1,0	1,37	1,69	2,26	3,02	3,74	4,81	5,86	-
1,25	1,0	1,38	1,72	2,42	3,27	4,08	5,40	7,40	-
2,0	1,0	1,39	1,76	2,51	3,66	4,84	6,87	9,00	-
6,0	1,0	1,18	1,40	1,97	3,34	5,69	13,8	32,7	-
Свинец (в случае плоского мононаправленного источника)
0,5	1,00	1,34	1,51	1,77	2,06	2,31	2,74	-	-
1,0	1,00	1,56	1,88	2,43	3,14	3,80	4,96	-	-
1,25	1,00	1,57	1,90	2,50	3,32	4,13	5,66	-	-
2,0	1,00	1,58	1,96	2,70	3,85	5,14	7,77	-	-
6,0	1,00	1,34	1,61	2,30	3,90	6,61	15,9	-	-

Таблица П.3. Поправка к таблице П.2 для расчета фактора накопления
В
б

точечного изотропного источника в барьерной геометрии (
d = В
б
/ В
∞

)

Е g , МэВ	Материал
	Вода	Алюминий	Железо	Свинец
0,5	0,750	0,799	0,869	0,983
1,0	0,830	0,845	0,903	0,986
1,25	0,845	0,860	0,909	0,987
2,0	0,892	0,905	0,929	0,989
3,0	0,924	0,930	0,943	0,990
4,0	0,941	0,946	0,956	0,993
6,0	0,961	0,965	0,973	0,994

СОДЕРЖАНИЕ

1. ОСНОВЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ……………….…………....3

1.1. Биологическое действие ионизирующих излучений………………….……..3

1.2. Пороговые и беспороговые эффекты при облучении человека…….…….…5

1.3. Основные дозиметрические величины и единицы их измерения…………………………………………………………………………..12

1.4. Основные положения Норм радиационной безопасности НРБ-99……..…15

2. СОДЕРЖАНИЕ ЛАБОРАТОРНОЙ РАБОТЫ………………………………..18

2.1. Подготовка к работе……………………………………………………….….18

2.2. Оценка радиационной безопасности при работе с источником……….….19

2.3. Снятие зависимости мощности дозы от расстояния………………………..21

2.4. Расчет мощности дозы по активности источника…………………………..23

Контрольные вопросы……………………………………………………………..25

Библиографический список…………………………………………………….…26

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

[1]
Международная комиссия по радиологической защите, создана в 1928г. на 2-м Международном радиологическом конгрессе. Вместе с Международной комиссией по радиационным единицам и измерениям (МКРЕ, 1925г.), объединяет экспертов в области радиационных измерений, биологического действия излучения, дозиметрии и радиационной безопасности.

[2]
Научный комитет ООН по действию атомной радиации. Учрежден ООН в 1955 г. для оценки последствий для здоровья людей от воздействия ионизирующего излучения.