Розрахунок основних параметрів захисту

ВІД ЗОВНІШНЬОГО ОПРОМІНЕННЯ

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

Розрахунок параметрів захисту від зовнішнього бета-опромінення

 

Усі без винятку a-випромінюючі і переважна більшість b-випромінюючих радіонуклідів супроводжуються і гамма випромінюванням. Тому захист від зовнішнього гама-випромінювання повністю забезпечує і захист від a- та b-випромінювання.

Лише чисті b-випромінювачі, у яких відсутнє g-випромінювання (P³², S³⁵, C¹⁴, Ca⁴⁶, Sr⁸⁹, Sr⁹⁰, Ir⁹⁰), потребують захисту від зовнішнього опромінення, дещо відмінного від захисту від g-випромінювання. Такий захист досягається відстанню та екрануванням і оснований на довжині пробігу b-частинок у повітрі чи в екрануючих матеріалах. А довжина пробігу залежить від енергії цього випромінювання.

Розрахунок параметрів захисту від зовнішнього g-опромінення на підставі тижневих доз опромінення, виражених у рентгенах

 

Для оцінки умов праці при роботі з джерелами g-випромінювання і розрахунку захисту від зовнішнього опромінення користуються формулами (1), (2), які визначають залежність дози опромінення (Д) від кількості радіонукліду (активності джерела), часу опромінення і відстані між джерелом випромінювання та опромінюваним об¢єктом:

Д = - Рентген/тиждень (1)

Д = - Рентген/тиждень (2)

де: Q – активність джерела в мілікюрі;

M - активність джерела в мг/екв радію;

Кg - g-постійна радіонукліду (таблиця 1);

8,4 - g-постійна радію;

t – час опромінення за робочий тиждень – у годинах (30 годин у рентгенологів і радіологів при роботі з закритими джерелами; 27 годин – при роботі з відкритими джерелами);

R – відстань між джерелом і опромінюваним об¢єктом у сантиметрах;

Оцінка умов праці проводиться шляхом порівняння розрахункової дози з допустимим для категорії А рівнем – 20 мЗв/на 50 робочих тижнів = 0,4 мЗв/тиждень, що для g-випромінювання дорівнює 0,04 рентгена/тиждень.

Перетворивши вищезгадану формулу відносно Q чи М, t або R, можна визначити активність, час чи відстань, що забезпечують безпеку персоналу. У перетворених формулах доза опромінення позначається D_о і відповідає допустимій дозі за робочий тиждень - 0,04 рентген (0,4 мЗв).

У тому випадку, коли захист кількістю, відстанню або часом не забезпечують радіаційну безпеку, застосовують екранування.

Для визначення товщини захисного екрану знаходять перш за все кратність послаблення – число, що показує, у скільки разів за допомогою екрана необхідно послабити випромінювання, щоб створена доза опромінення не перевищувала допустимий ліміт дози. Кратність послаблення знаходять за формулою (3):

К = D / D_О , (3)

де: D – розрахована фактична доза опромінення для конкретних умов роботи;

D_о – допустима доза опромінення.

На підставі кратності послаблення та енергії g-випромінювання даного радіонукліда (яку знаходять в табл.1) у спеціальних таблицях (див. табл. 3, 4, 5) знаходять товщину захисного екрану з відповідного матеріалу - свинцю, заліза, бетону.

 

Розрахунок параметрів захисту від зовнішнього g-опромінення на підставі визначення потужності поглинутих у повітрі доз, виражених у мікрогреях на годину

 

Для оцінки ефективності протирадіаційного захисту при роботі з джерелами гамма-випромінювання та розрахунку, в разі потреби, його параметрів необхідно у цьому варіанті мати наступні вихідні дані про умови опромінення:

- активність джерела гамма-випромінювання в беккерелях (Бк);

- енергію гамма-випромінювання в мега-електронвольтах (Мев);

- відстань від джерела випромінювання до об’єкта опромінення в метрах (м);

- час опромінення в годинах (год.);

- керму радіонукліда;

- потужність поглинутої в повітрі дози в мікрогреях за годину, (мкГр/год.);

- матеріал захисту (його назву та щільність);

Оцінка відповідності параметрів протирадіаційного захисту вимогам чинного законодавства базується на порівнянні розрахункової потужності поглинутої у повітрі дози (ПД) з допустимою потужністю поглинутої в повітрі дози (ДПД).

Величину потужності поглинутої в повітрі дози зовнішнього опромінення розраховують за формулою:

 

Р =, (4)

 

де: Р – потужність поглинутої в повітрі дози Гр/год. (розрахована за цією формулою потужність поглинутої в повітрі дози виражена в Гр/год. Для перерахунку в мкГр/год. її множать на 10^-6);

А – активність джерела g–випромінювання в беккерелях (Бк);

G – керма радіонукліда – сумарна початкова кінетична енергія всіх заряджених частинок, створюваних в одиниці маси опроміненого середовища дією вторинно іонізуючого випромінювання. Системною одиницею керми являється Грей, позасистемною – рад. Значення керми знаходять або в спеціальній таблиці або розраховують множенням гамма постійної радіонукліда на коефіцієнт – 6,55, а g-постійну знаходять в табл. 1 (“Фізичні характеристики радіонуклідів”);

t – час опромінення в секундах (якщо цей час виражено в годинах, то для перерахунку на час, виражений в секундах його множать на 3600);

R – відстань від джерела випромінювання до об’єкта опромінення в метрах (м).

Аналогічно розрахункам за формулами (1) і (2), перетворивши формулу (4) відносно А, t або R, можна, при необхідності, визначити параметри захисту кількістю (активністю), відстанню або часом.

При цьому в перетворених формулах потужність дози позначається як Р₀ і повинна відповідати величині допустимої потужності поглинутої у повітрі дози (див. табл. 6).

Розрахунок захисту від зовнішнього g-опромінення за допомогою екранів проводиться аналогічно приведеному вище.

Перший етап розрахунку захисту з допомогою екранів – розрахунок потужності поглинутої у повітрі дози від конкретного джерела за приведеною вище формулою.

Другий етап розрахунку – визначення необхідної кратності ослаблення потужності поглинутої у повітрі дози. Для цього користуються формулою (5):

К = (5)

де: К – кратність (коефіцієнт ослаблення);

Р – розрахована фактична потужність поглинутої в повітрі дози;

Р₀ – допустима потужність поглинутої в повітрі дози (див.табл. 6).

Третій етап – знаходження товщини захисного екрану з відповідного матеріалу (свинцю, заліза, бетону) за величинами необхідної кратності ослаблення g-випромінювання та його енергії.

Розрахунок товщини захисних пристроїв від рентгенівського випромінювання

 

Розрахунок товщини стін, підлоги, стелі приміщень рентгенкабінету, захисних ширм і екранів складається з трьох дій:

- визначення необхідного коефіцієнта послаблення рентгенівського випромінювання (К), який показує, у скільки разів потрібно знизити потужність дози до допустимої;

 

- визначення товщини захисту із свинцю, необхідного для зниження потужності поглинутої в повітрі дози, створюваної джерелом рентгенівського випромінювання, до допустимої величини;

- перерахунку знайденої товщини захисту із свинцю на той матеріал, з якого проектуються або існують будівельні конструкції чи інші пристрої.

Для розрахунку коефіцієнта послаблення рентгенівського випромінювання при визначенні потужності дози в повітрі в рентгенах за годину користуються формулою (6):

К = × ДПД, (6)

де: Іст – стандартний анодний струм рентгенівської трубки (1-3 mA);

R – відстань від рентгенівської трубки до місця захисту, м;

ДПД – допустима потужність поглинутої у повітрі (експозиційної дози) випромінювання, Р/годину (див.табл. 7).

Таблиця 7

 

ЗАХИСТ ЗА ДОПОМОГОЮ ЕКРАНУВАННЯ заснований на здібності матеріалів поглинати радіоактивне випромінювання. В умовах зовнішнього опромінення α—частинками в екрануванні немає потреби, так як вони мають невеликий пробіг у повітрі та добре затримуються будь якими матеріалами, наприклад, листок паперу.

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

Для захисту від γ—випромінювання слід застосовувати екрани з важких металів: свинцю, чугуну, бетону та ін. важких метеріалів. Можна використовувати також грунт, воду та інше.

Товщину захисного екрану, котрий зменшить потужність гамма—випромінювання до гранично—лопустимих рівнів, можна розрахувати двома засобами:

1) по таблицям (з урахуванням енергії випромінювання);

2) по шару половинного послаблення (без врахування енергії випромінювння).

 

РОЗРАХУНОК ТОВЩИНИ ЕКРАНУ ПО ТАБЛИЦЯМ

В залежності від енергії гамма—випромінювання проникаюча здатність його буде різною. Тому для точного розрахунку товщини захисних екранів складені спеціальні таблтці, в яких враховується кратність послаблення та енергія випромінювання. Такі таблиці складені для різних матеріалів (додаток 1, 2, 3). Для визначення товщини екрану з того, чи іншого матеріалу необхідно у відповідній таблиці на перетині ліній кратності послаблення та енергії випромінювання знайти показник товшини екрану. При незбіжності даних кратності послаблення та енергії випромінювання з вказаними в таблиці результатах, товшину екрану знаходять засобом інтерполіровання або використовують подальші числа, забезпечуючі більш надійний захист. Величина коефіцієнта послаблення (кратність послаблення) визначається за форомулою:

Р

К = ——;

Ро

де:

К — кратність послаблення;

Р — одержана доза;

Ро — гранично допустима доза.

 

Приклад: лаборант, який проводить фасовку радіоактивного золота 198 Аи з енергією випромінювання 0,5 мг—екв.Ra, одержить без захисту через тиждень дозу опромінення 1,0 рад. Якої товщини свинцевий екран необхідно застосувати для створення безпечних умов праці лаборанта?

В 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.

При розрахунках для створення безпечних умов при постійній роботі використовують проектні потужності дози розраховані на підставі гранично—допустимих річних доз та передбачуваних умов роботи (додаток 4).

Приклад: Замірена на робочому місці потужність дози гамма—випромінювання Р = 20 мк Р/с. Джерелом гамма—випромінювання являється 60 Со з середньою енергією квантів Е = 1,25 Мев. Знайти товщину свинцевого екрану, необхідну для послаблення цього випромінювання до проектної потужності.

З додптку 4 знаходимо Ро = 1,4 мбер/г (проектна потужність).

Переводимо 20 мк Р/с в проектні одиниці.

 

20 мкР•3600 с

——————— = 72 м Бер/г

 

Величина коефіцієнту послаблення в данному прикладі дорівнює:

 

Р 72

К = ——— = 51 раз;

Ро 1,4

 

В додатку 2 на перетині ліній, відповідно кратності послаблення 50 і енергії 1,25 Мев, знаходимо, що необхідна товщина екрану складає 7,2 см (72 мм).

 

Постановою головного державного санітарного лікаря України № 62 від 01.12.97 р. Введені в дію з 01.01.98 р. Державні гігієнічні нормативи “Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97)”. Для забезпечення всіх санепідстанцій цим документом направлено замовлення до комітету з питань гігієнічного регламентування МОЗ України.

З метою своєчасного впровадження в дію вказаних норм повідомляю встановлені значення допустимих рівнів:

1 — ліміт ефективної дози за рік (мЗв/рік ^-1) для категорії А (особи, які постійно або тимчасово працюють безпосередньо з джерелами іонізуючих випромінювань ДІВ) — 20 (2 бер);

2 — для категорії Б (особи, які безпосередньо не зайняті роботою з ДІВ та на промислових майданчиках, можуть отримати додаткове опромінення) — 2 (0,2 бер);

3 — для категорії В (все населення) — 1 (0,1 бер);

4 — річна ефективна доза, яку людина може отримати при проведенні профілактичного рентгенівського обстеження не повинна перевищувати 1 мЗв

Постановою головного державного санітарного лікаря України № 62 від 01.12.97 р. Введені в дію з 01.01.98 р. Державні гігієнічні нормативи “Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97)”. Для забезпечення всіх санепідстанцій цим документом направлено замовлення до комітету з питань гігієнічного регламентування МОЗ України.

З метою своєчасного впровадження в дію вказаних норм повідомляю встановлені значення допустимих рівнів:

1 — ліміт ефективної дози за рік (мЗв/рік ^-1) для категорії А (особи, які постійно або тимчасово працюють безпосередньо з джерелами іонізуючих випромінювань ДІВ) — 20 (2 бер);

2 — для категорії Б (особи, які безпосередньо не зайняті роботою з ДІВ та на промислових майданчиках, можуть отримати додаткове опромінення) — 2 (0,2 бер);

3 — для категорії В (все населення) — 1 (0,1 бер);

4 — річна ефективна доза, яку людина може отримати при проведенні профілактичного рентгенівського обстеження не повинна перевищувати 1 мЗв

Постановою головного державного санітарного лікаря України № 62 від 01.12.97 р. Введені в дію з 01.01.98 р. Державні гігієнічні нормативи “Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97)”. Для забезпечення всіх санепідстанцій цим документом направлено замовлення до комітету з питань гігієнічного регламентування МОЗ України.

З метою своєчасного впровадження в дію вказаних норм повідомляю встановлені значення допустимих рівнів:

1 — ліміт ефективної дози за рік (мЗв/рік ^-1) для категорії А (особи, які постійно або тимчасово працюють безпосередньо з джерелами іонізуючих випромінювань ДІВ) — 20 (2 бер);

2 — для категорії Б (особи, які безпосередньо не зайняті роботою з ДІВ та на промислових майданчиках, можуть отримати додаткове опромінення) — 2 (0,2 бер);

3 — для категорії В (все населення) — 1 (0,1 бер);

4 — річна ефективна доза, яку людина може отримати при проведенні профілактичного рентгенівського обстеження не повинна перевищувати 1 мЗв

Постановою головного державного санітарного лікаря України № 62 від 01.12.97 р. Введені в дію з 01.01.98 р. Державні гігієнічні нормативи “Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97)”. Для забезпечення всіх санепідстанцій цим документом направлено замовлення до комітету з питань гігієнічного регламентування МОЗ України.

З метою своєчасного впровадження в дію вказаних норм повідомляю встановлені значення допустимих рівнів:

1 — ліміт ефективної дози за рік (мЗв/рік ^-1) для категорії А (особи, які постійно або тимчасово працюють безпосередньо з джерелами іонізуючих випромінювань ДІВ) — 20 (2 бер);

2 — для категорії Б (особи, які безпосередньо не зайняті роботою з ДІВ та на промислових майданчиках, можуть отримати додаткове опромінення) — 2 (0,2 бер);

3 — для категорії В (все населення) — 1 (0,1 бер);

4 — річна ефективна доза, яку людина може отримати при проведенні профілактичного рентгенівського обстеження не повинна перевищувати

247. Хронічна променева хвороба

Це загальне захворювання організму, розвивається а результаті довготривалої дії іонізуючого випромінювання у досить малих, але що перевищують допустимі рівнідозах.

Віддалені наслідки променевих уражень

Можуть виявитися через тривалий час: 10-20 років після опромінення. До них відносять захворювання, зв'язані зі змінами генетичного апарату, злоякісні пухлини, захворювання крові (лейкемії, лейкози), скорочення тривалості життя й ін.

Дослідженнями вчених останніх років підтверджено, що навіть невеликі дози опромінення в 1-10 бер викликають ушкодження або розриви ланцюжка ДНК, а виходить, викликають генетичні відхилення в клітках, і відповідно можуть відбитися на потомстві.

Тому в Україні прийнята норма радіаційної безпеки в 5 бер на рік. Це норма захищає організм від соматичних ушкоджень, але ле гарантує повної віддаленої безпеки від канцерогенного чи генетичного ефекту. Так що проблема ще не знята.

Хронічна променева хвороба (ХПХ) розвивається при тривалому опроміненні організму в малих дозах (0,1-0,5 Гр на добу) при сумарній дозі, що перевищує 0,7-1 Гр. Для хронічної променевої хвороби характерне повільне наростання тяжкості ураження і тривалі­шій відновний період.

Стохастичні (імовірні) променеві ураження (злоякісні новоутворення, лейкози, генетичні порушення) можуть виникати поза залежністю від величини опромінення через деякий час після нього. Латентний (прихований) період становить принаймні 2-5 років у випадку лейкозу, 10 років і більше - у випадку інших злоякісних пухлин. Генетичні променеві ураження можуть виявлятися в наступ­них поколіннях.