РефератыАстрономияРоРозрахункові методи оцінки радіаційної безпеки та параметрів захисту від зовнішнього опромінення

Розрахункові методи оцінки радіаційної безпеки та параметрів захисту від зовнішнього опромінення

ТЕМА:
РОЗРАХУНКОВІ МЕТОДИ ОЦІНКИ РАДІАЦІЙНОЇ БЕЗПЕКИ ТА ПАРАМЕТРІВ ЗАХИСТУ ВІД ЗОВНІШНЬОГО ОПРОМІНЕННЯ
.


МЕТА ЗАНЯТТЯ:
систематизувати і закріпити знання про принципи та заходи протирадіаційного захисту персоналу під час роботи з радіонуклідами та іншими джерелами іонізуючого випромінювання, оволодіти розрахунковими методами оцінки радіаційної небезпеки та параметрів захисту від зовнішнього опромінення в ході роботи з джерелами b—, g— та рентгенівського випромінювання.


ПИТАННЯ ТЕОРЕТИЧНОЇ ПІДГОТОВКИ:


1. Провідні засоби застосування радіонуклідів та особливості радіаційної небезпеки під час роботи з ними.


2. Умови та фактори, що визначають ступінь радіаційної безпеки та дозу зовнішнього опромінення.


3. Поняття про протирадіаційний захист.


4. Заходи протирадіаційного захисту, що засновані на фізичних законах послаблення впливу іонізуючого випромінювання (захист кількістью, часом, відстанью, екрануванням).


5. Параметри радіаційної небезпеки протирадіаційного захисту, що визначають за допомогою розрахунковихметодів.


6. Принципи, які знаходяться в основі вибору матеріалу та розрахунку товщини захисних екранів в умовах опроміненняb—, g— та рентгенівським випромінюванням.


8. Радіаційний контроль в радіологічному та рентгенологічному відділенняхлікарні.


ЗАВДАННЯ:


1. На підставі використання формул і таблицьдля розрахунку рівня зовнішнього опромінення та параметрів захисту від іонізуючого випромінювання, розв'язати ситуаційні задачі, що передбачають гігієнічнуоцінку умов праці персоналу, під час застосування радіонуклідів.


2. Скласти гігієнічнийвисновокта обгрунтувати необхідіні рекомендації за результатами проведених розрахунків.


ЛІТЕРАТУРА:


1. Загальна гігієна: пропедевтика гігієни // Є.Г.Гончарук, Ю.І.Кундієв, В.Г.Бардов та ін.; За ред Є.Г.Гончарука. — К., Вища школа, 1995. — С. 252 — 257.


2. Кирилов В.Ф.,Черкасов Е.Ф. Радиационная гигиена. — М.: Медицина, 1982. — С. 17—102, 141—148, 158—167, 241—243.


3. Радиационная гигиена // Под ред. Ф.Г.Кроткова. — М.: Медицина, 1968. — С. 5—26, 37—68, 72—76, 90—98, 116—130.


4. Минх А.А. Методы гигиенических исследований. — М.: Медицина, 1971. — С. 302—303, 307—310, 314—341.


5. Пивоваров Ю.П.,Гоева О.Э., Величко А.А. Руководство к лабораторным занятиям по гигиене. — М.: Медицина, 1983. — С. 114—135.


6. Сергета І.В. Практичні навички з загальної гігієни. — Вінниця, 1997. — С. 45 — 48.


7. Радиация. Дозы, эффекты, риск. — М, 1990. — 79 с.


8. Авсеенко В.Ф. Дозиметрические и радиометрические приборы и измерения — К.: Урожай, 1990 — 144 с.


9. Никберг И.И. Ионизирующая радиация и здоровье человека. — К.: Здоров'я, 1989. — 158 с.


МЕТОДИКА ВИКОНАННЯ САМОСТІЙНОЇ РОБОТИ


В ході практичного заняття після контролю рівня вихідних знань студенти на підставі використання розрахункових методів, щодо визначення рівня зовнішнього опромінення та параметрів противорадіаційного захисту, розв'язувати ситуаційні задачі, що передбачають гігієнічну оцінку умов праці персоналу, який працює з радіонуклідами і, у разі необхідності, визначити та обгрунтувати відповідні рекомендації.


РОЗРАХУНОК ДОЗИ ЗОВНІШНЬОГО
g
—ОПРОМІНЕННЯ


Розрахунок дози опромінювання (D), що отримана від точкового джерела іонізуючого випромінювання, проводиться за формулою (1):


8,4•А•t


D = ———; (1)


r2


де:


D — доза опромінення, що отримана, Р;


А — g—активність джерела опромінення, мг—екв. радію;


8,4 — потужність дози, яка створена 1 мг радія або іншим ізотопом з активністю 1 мг—екв. радію на відстані 1 см;


T — час опромінення, год;


r — відстань від джерела опромінення, см.


Отже, величина дози зовнішнього опромінення, що отримана, прямо пропорціональна активності джерела випромінювання та часу опромінення і обернено пропорціональна квадрату відстані від джерела випромінювання.


РОЗРАХУНОК ОСНОВНИХ ПАРАМЕТРІВ ЗАХИСТУ


ВІД ЗОВНІШНЬОГО ОПРОМІНЕННЯ


До основних параметрів захисту, що визначаються за допомогою розрахунковихметодів, відносяться: захист кількістью, захист часом,захист відстанню і захист екрануванням.


Тому для визначення умов безпеки в ході роботи з радіоактивними речовинами при відсутності екрану слід використовувати універсальні формули (2) та (3):


А•t


——— = 20 (за день); (2)


r2


А•t


або ——— =120 (за тиждень); (3)


r2


де:


А — g—активність джерела опромінення, мг—екв. радію;


t — час опромінення за год;


r — відстань від джерела випромінювання, м;


20 (120) — постійний коефіцієнт для розрахунків за тиждень (за робочий день).


Ураховуючи те, що ця формула відображає співвідношення між активністю джерела, відстаннюта часом опромінення в умовах застосування джерел іонізуючого випромінювання, її можна використовувати для розрахунку основних параметрів захисту.


Для розрахунку допустимої активності джерела випромінювання
формула в результаті перетворень набуває вигляду (4):


120•r2


А = ———; (4)


t


Приклад:
оператор впродовж робочого тижня, що складає 41 годину, працює з джерелом g—випромінювання, що розташоване на відстані 1 м від його робочого місця. Укажіть, з якою допустимою активністю джерела випромінювання він може працювати без захисту.


120•r2
120•1


А = ——— = ——— =3,0 мг—екв. радію


t 41


Для розрахунку допустимого часу роботи із джерелом іонізуючого випромінювання
— формула набуває такого вигляду (5):


120•r2


t = ——— ; (5)


A


Приклад:
В лабораторії радіоізотопної діагностики технологічний процес передбачає використання джерела g—випромінювання, що має активність 100 мг—екв радію та розташоване на відстані 0,5 м від оператора.


120•r2
120•0,52


t = ——— =———= 0,3 години на тиждень.


А 100


Для розрахунку допустимої відстані до джерела випромінювання
формула набуває такого вигляду (6):


А•t


r = Ö——; (6)


120


Приклад: Медична сестра радіологічного відділення протягом 36 годин працює з джерелом g—випромінювання, активність якого складає 5 мг—екв радію. Визначіть допустиму безпечну відстань, на якій може знаходитися сестра впродовж часу, що вказаний.


А • t 5 •36


r = Ö—— = Ö ——— = 1,25 м.


120 120


РОЗРАХУНОК ПАРАМЕТРІВ ЗАХИСТУ ПРИ ВИКОРИСТАННІ


ЗАХИСНИХ ЕКРАНІВ


ЗАХИСТ ЗА ДОПОМОГОЮ ЕКРАНУВАННЯ заснований на здібності матеріалів поглинати радіоактивне випромінювання. Інтенсивність поглинання g—випромінювання прямо пропорціональна питомій вазі матеріалів та їх товщині і обернено пропорціональна енергії випромінення.


В умовах зовнішнього опроміненняa—частинками в екрануванні немає потреби так як a—частинки мають невеликий пробіг у повітрі та добре затримуються будь якими матеріалами, наприклад, листок паперу.


Для захисту від b—випромінювання слід передусім застосувати легкі матеріали; наприклад: алюміній, скло, пластмаси тощо. Зокрема, шар алюмінію товщиною 0,5 см повністю затримує b—частинки.


Для захисту від g—випромінювання слід застосовувати екрани з важких металів: свинцю, чавуну, бетону тощо, або використовувати грунт або воду.


Товщину захисного екрану, що зменшує потужність g—випромінювання до гранично—допустимих рівнів, можна розрахувати двома способами:


1) за таблицями (з урахуванням енергії та кратності послаблення дози випромінювання);


2) за числом шарів половинного послаблення (без врахування енергії випромінювння).


РОЗРАХУНОК ТОВЩИНИ ЕКРАНУ ЗА ТАБЛИЦЯМ
И


Визначення товщини захисного екрана за кратністю послаблення дози випромінювання
передбачає розрахунок кратності послаблення в результаті зіставлення фактичної потужності джерела випромінювання із максимально допустимою та знаходження товщини екрана за допомогою спеціальних таблиць — шукана величина розташована на перехресті даних енергії випромінювання та кратності послаблення (див. додаток № 2,3,4).


При незбіжності даних кратності послаблення та енергії випромінювання з указаними в таблиці результатами, товшину екрану знаходять засобом інтерполяції або використовують свідомо більш значні числа, забезпечуючі тим самим більш надійний захист. Величина коефіцієнта послаблення (кратність послаблення) визначається за форомулою (7):


Р


К = —— ; (7)


Ро


де:


К — кратність послаблення;


Р — одержана доза;


Ро — гранично допустима доза (0,1).


Приклад:
лаборант, який проводить фасовку радіоактивного золота 198Аu
, енергія випромінювання якого 0,5 мг—екв.радію, одержить без захисту за тиждень дозу опромінення 1,0 рад. Якої товщини необхідно застосувати екрану з свинця для створення безпечних умов праці лаборанта?


У нашому прикладі:


1,0


К = ——— = 10 разів;


0,1


В додатку 2 на перетині ліній, що відповідають кратності послаблення 10 та енергії випромінювання 0,4 Мев знаходимо, що необхідна товщина свинцевого екрану повинна бути 13 мм.


З метою створення безпечних умов при постійній роботі використовують проектні потужності дози, які розраховані на підставі гранично—допустимих річних доз та умов роботи що передбачається (додаток 5).


РОЗРАХУНОК ТОВЩИНИ ЕКРАНУ


ЗА ЧИСЛОМ ШАРІВ ПОЛОВИННОГО ПОСЛАБЛЕННЯ


Шаром поливинного послаблення називають товщину матеріалу, що послаблює потужність g—випромінювання в 2 рази. Визначення товщини захисного екрана за цим методом передбачає розрахунок кількості шарів половинного послаблення, необхідної товщини одного шару та реальної товщини екрана шляхом помноження товщини одного шару половинного послаблення на кількість шарів.


Приклад:
Необхідно послабити інтенсивність g—випромінювання 60 Со з енергією 1,5 МеВ у 1000 разів з використанням екрану з заліза.


З додатку 6 знаходимо, що для послаблення у 1000 разів необхідно використати 10 шарів половинного послаблення. Товщину 1 шару половинного послаблення із заліза знаходимо у додатку 3; на перетині кратності послаблення, що дорівнює 2 та енергії 1,5 МеВ, що відповідає 3,6 см. Отже загальна товщина екрану із заліза дорівнює 3,6 х 10 = 36 см.


Додаток

1


Згідно з постановою головного Державного санітарного лікаря України № 62 від 01.12.97 р. з 01.01.98 р. Введені в дію нові Державні гігієнічні нормативи “Норми радіаційної безпеки України (НРБУ—97)”.


Зокрема встановлені наступні нормативи:


1 — ліміт ефективної дози за рік

для категорії А

(особи, які постійно або тимчасово працюють безпосередньо з джерелами іонізуючих випромінювань) — 20
мЗв/рік (2 бер)
;


2 — для категорії Б

(особи, які безпосередньо не зайняті роботою з джерелами іонізуючих випромінювань, проте можуть отримати додаткове опромінення) — 2
мЗв/рік (0,2
бер);


3 — для категорії В

( все населення) — 1
мЗв/рік(0,1
бер);


4 — річна ефективна доза

, яку людина може отримати під час проведення профілактичного рентгенівського обстеження не повинна перевищувати 1 мЗв
;


5 — питома активність природних радіонуклідов для будівельних матеріалів та мінеральної сировини

повинна становити не вище 370 Бк/кг (I клас);


від 370 до 740 Бк/кг (II клас);


від 720 до 1350 Бк/кг (III клас);


6 — потужність поглиненої в повітрі дози

повинна становити:


6.1 — для об’єктів, які проектуються, будуються або реконструюються для експлуатації з постійним перебуванням людей (житлові, дитячі заклади, санаторно—курортні та лікувально—оздоровчі заклади) — 30
мкР/год
;


6.2 — для об’єктів, які експлуатуються для постійного перебування людей — 50
мкР/год
;


6.3 — для дитячих закладів, санаторно—курортних та лікувально—оздоровчих закладів, незалежно від того, чи вони будуються (реконструюються), чи експлуатуються — 30
мкР/год
;


7 — питома активність природних радіонуклідів

у мінеральних добривах — 1,9 кБк/кг;


8 — активність природних радіонуклідів

(радій, торій, калій) у глиняному, порцелярно—фаянсовому та скляному посуді побутового призначеня — не більше 370 Бк/кг
;


9 — питома активність природних радіонуклідів у мінеральних барвниках — 1400

Бк/кг
.


Визначення доз згідно з пунктами 1, 2, 3, 4 може бути проведено шляхом індивідуальної дозиметрії або розрахунковими методами, відповідно до пункту 6 — дозиметричними приладами (типу ДРГ), за всіма іншими пунктами — за допомогою спектрального обладнання.


Додаток 2.


Товщина захисту з свинцю (в мм.)


в залежності від кратності послаблення та енергіі випромінювання












































































































































































































































































































































































Кратність Єнергія гамма-випромінювання
послаблення 0,1 0,2 0,3 0,5 0,7 0,8 1 1,25 1,5 1,75 2 3 4 6 8 10
1,5 0,5 1 1,5 2 4 6 8 9,5 11 12 12 13 12 10 9 9
2 1 2 3 5 8 10 13 15 17 18,5 20 21 20 16 15 13,5
5 2 4 6 11 19 22 28 34 38 41 43 45 45 28 33 30
8 2 5 8 15 23,5 28 35 42 48 52,5 55 59 58 50 43 38
10 3 5,5 9 16 26 30,5 38 45 51 56 59 65 64 55 49 42
20 3 6 11 20 32,5 38,5 49 58 66 72 76 83 82 71 63 56
30 3,5 7 11,5 23 36,5 43 55 65 73 80 85 93 92 80 2 63
50 4 8,5 14 26 39,5 46 60 72 82 90 96 106 105 92 83 73
60 4,5 9 14,5 27 42 49,5 63 75 85 95 101 110 109 97 87 77
80 4,5 10 15,5 28 45 53 67 80 92 101 107 117 116 104 94 82
100 5 10 16 30 47 55 70 84,5 96,5 106 113 122 121 109 99 87
200 6 12,5 19<
/td>
34 53 63 80 96,5 111 122 129 140 138 126 114 102
500 6,5 14 22 40 61 72 92 113 129 142 150 165 161 149 133 119
1000 7 15 24 44 69,5 81 102 123 141 155 165 180 178 165 151 133
5000 9 19 30 55 85 99 124 149 170 186 198 219 217 203 185 166
8000 10 20 31,5 57 90 104 130 158 180 196 208 230 229 215 196 175
104
10,5 21 33 59 91 106 133 161 183 201 213 235 234 220 201 180
5´104
11,5 23,5 37 69 105 123 156 188 214 233 247 273 272 258 237 315
1´105
11,5 24 38 72 111 130 165 201 227 247 262 289 289 275 253 229

Додаток 3


Товщина захисту з заліза (в см.)


в залежності від кратності послаблення та енергіі випромінювання.









































































































































































































































































































































Кратність Єнергія гамма-випромінювання
послаблення 0,25 1,5 1,75 2 2,2 3 4 6 8 10
1,5 2,15 2,2 2,3 2,4 2,5 2,7 2,8 2,9 4 2
2 3,45 3,6 3,8 3,9 4,1 4,4 4,5 4,6 4 3,4
5 6,9 7,4 7,8 4,1 8,3 8,9 9,4 9,6 9 8
8 8,5 9,1 9,6 10,1 10,3 11,2 11,6 12,1 11,2 10,4
10 9,3 10 10,6 11 11,4 12,2 12,6 13,2 12,4 11,4
20 11,3 12,2 13 13,6 14,1 15,3 15,9 16,6 17 15
30 12,6 13,6 14,4 15,1 15,6 17 17,7 18,8 18 17
40 13,3 14,4 15,3 16,1 16,6 18,2 19,1 20,4 19,4 18,4
50 13,9 15,1 16,1 16,9 17,5 19,1 20 21,5 20,6 19,6
60 14,5 15,7 16,7 17,6 18,2 19,9 21 22,4 21,4 26
80 15,5 16,3 17,8 18,7 19,4 21,2 22,2 24 23 22
100 16,1 17,3 18,5 19,5 20,2 22,1 23,3 25 24 23,1
2´102
18 19,6 20,8 22 22,8 25 26,6 28,4 27,4 26,6
5´102
20,6 22,3 23,7 25 25,9 28,8 30,6 32,7 32 31,2
103
22,6 24,4 26,1 27,5 28,6 31,7 33,7 36 35,4 34,6
2´103
24,5 26,5 28,3 30 31,2 34,6 36,8 39,2 38,7 37,9
5´103
27 29,4 31,4 33,3 34,3 38,2 20,7 43,2 43 42,2
104
28,8 31,3 33,6 35,5 36,9 20,9 43,7 46,5 46,3 45,2
2´104
30,6 33,2 35,8 37,8 39,2 43,4 46,5 50,8 49,6 48,6
5´104
33 35,9 38,4 40,8 42,3 47,2 50,4 55 54 53
105
34,9 38 40,7 43,2 44,7 50 53,4 58,3 57,2 56,1
2´105
36,8 40,1 43 45,4 47,1 52,6 56,4 61,8 60,8 59,8
5´105
47,1 51,3 54,8 57,9 60,1 67,5 73,1 79,4 78,8 78
106
41,1 44,7 47,8 50,6 52,3 58,8 63,3 69 68,3 67
2´106
42,9 46,6 49,9 52,8 54,7 61,4 66,2 72,3 71,2 70,3
5´106
45,5 49,4 52,7 55,7 57,7 64,9 70,3 76,5 75,5 74,8

Додаток 4


Товщина захисту з бетону (в см.)


в залежності від кратності послаблення та енергіі випромінювання.



















































































































































































































































Кратність Єнергія гамма-випромінювання
послаблення 0,1 0,3 0,5 0,7 1 1,5 2 3 4 6 8 10
2 4,7 9,9 12,3 12,4 12,9 13,6 14,2 15,3 16,4 18,8 18,8 18,8
8 7 11,8 24,6 26,4 28,8 32,2 35,2 39,4 43,4 48,1 48,7 49,3
10 8,2 19,7 26,8 27,6 29 34 37,6 43,4 47,5 51,6 52,8 54
20 8,2 21,4 29,8 33,6 37 42,5 47 54 58,7 64,6 65,7 69,3
50 9,9 25,1 35 39,4 44,6 52,1 58,1 66,9 72,8 81,6 83,9 89,8
80 11,5 27,7 38,7 43 48,1 56,4 63,4 74 81 90,4 93,9 100,4
100 11,5 28,9 39,9 45,3 50,5 58,3 65,7 77,5 84,5 95,1 98 105,1
2´102
12,7 32,4 44,6 50,5 56,4 65,3 74 88 95,7 108 112,1 120,9
1´103
15,5 39,2 55,2 62,5 70,4 81,7 92,7 110,9 120,9 137,9 143,2 155
2´103
17,6 42,3 59,9 67,4 75,7 88,5 100,4 120,9 132,1 150,3 156,1 168,5
2´104
21,1 51,9 72,8 83,1 94,5 110,8 126,2 152,6 167,3 190,8 201,9 216
5´104
23,3 56,4 78,1 88,7 102,1 120,4 136,2 164,9 181,4 206,6 218,4 233,6
1´105
30,5 64,6 82,8 93,5 106,8 126,6 144,4 173,8 191,4 218,4 231,3 248,9
2´105
38,3 69,8 86,9 97,7 112,7 126,6 144,4 173,8 191,4 218,4 231,3 248,9
2´106
67,6 84,5 101 113,6 131,5 157,8 179,6 213,7 237,1 272,4 287,6 308,8
1´107
64 95,7 110,3 123,6 142 170,8 194,9 236 259,4 299,4 314,6 340,5

Додаток 5


Ліміти дози опромінення







































Показник Категорії осіб, які зазнають опромінення
А Б В
Dle (ліміт мЗв / рік. 20 2 1
єфективної дози) мЗв (мБер) / год. 0,01 (1) 0,001 (0,1) 0,0001 (0,01)

ліміт


DL lens – для кришталика ока 150 15 15
еквівалентної DL skin – для шкіри 500 50 50
дози(мЗв / рік.) DL extrim – для кистей та стоп 500 50

Додаток 6


Співвідношення кратності послаблення та числа шарів


























Кратність послаблення 2 4 8 16 32 64 128 256 512 1024
Число шарів половинного послаблення 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10

СИТУАЦІЙНІ ЗАДАЧІ


Задача 1


Розрахувати дозу зовнішнього опромінення, що створюється радіоактивним 137
Cs, активність якого становить 20 мг—екв.радію На відстані 0,5 м при роботі протягом 24 годин на тиждень.


Задача 2


Розрахувати кількість радіоактивного 131
I, з яким можна працювати без захисного екрану і маніпуляторів протягом 20 годин на тиждень.


Задача 3


В лабораторії радіоізотопної діагностики під час перевірки та градуювання приладів передбачається використовувати джерело g—випромінювання — 60
Со, активність якого становить25 млКю. Визначіть віддаль, яка забезпечує безпеку роботи з джерелом на протязі 36 годин на тиждень.


Задача 4


Оператор працює з джерелом іонізуючого випромінювання, активність якого становить 10 мг—екв.радію на відстані 2 м. Визначіть допустимий час роботи з джерелом випромінювання під час робочого дня.


Задача 5


В радіологічній лабораторії необхідно захистити робоче місце екраном з свинцю, який знижує потужність дози з 1000 мР/год до 2 мР/год. Енергія g—випромінювання становить 1,5 МеВ. Визначіть необхідну товщину екрану за таблицями.


Задача 6


В радіологічній лабораторії необхідно захистити робоче місце екраном з бетону, який знижує потужність дози у 100 разів. Енергія g—випромінювання становить1,5 МеВ. Визначіть необхідну товшину екрану за таблицями.


Задача 7


В радіологічній лабораторії необхідно послабити інтенсивність g—випромінювання, енегрія якого становить 1,5 МеВ у 100 разів за допомогою екрану із заліза. Знайдіть необхідну товшину екрану за числом шарів половинного послаблення.


Задача 8


В лабораторії радіоізотопної діагностики лікар—радіолог працює з препаратом 60
Со енергія якого становить 2 Мев. Необхідно послабити енергію g—випромінювання екраном з свинцю в 500 разів. Укажіть якою повинна бути його товщина?


Задача 9


Під час виконання научного експерименту необхідно послабити потужність дози 90
Sr енергіяякого складає6 Мев екраном,що виготовлений із заліза з 2000 мР/год. Знайдіть, якою повинна бути товщина екрана?

Сохранить в соц. сетях:
Обсуждение:
comments powered by Disqus

Название реферата: Розрахункові методи оцінки радіаційної безпеки та параметрів захисту від зовнішнього опромінення

Слов:3214
Символов:38013
Размер:74.24 Кб.