Задача 13. Защита от гамма-облучения расстоянием.

Рассчитать безопасное расстояние R,см работы с источником кобальта-60 с активностью А, мКи?

Использовать соотношение: R² =

Для определения Rнеобходимо из правой части уравнения извлечь квадратный корень. В этой формуле: Г – гамма-постоянная для кобальта-60;

Г = 13,85 (Р · см²) / (ч · мКи); t – время работы, в часах, за 1 год.

Задача 14. Защита применением минимальной массы

Радионуклида.

Рассчитать количество радиоизотопа радия-226, обеспечивающего безопасную работу с ним в течении года на расстоянии R,см?

Использовать для расчета допустимой активности соотношение:

В этой формуле Г = 9,03 (Р · см²) / (ч · мКи).Для расчета допустимой массы использовать формулу: m = а₂ МАТ = 7,56 ּ 10^–17 М · А · Т.

1Ки = 3,7 ·10¹⁰Бк.

Период полураспада Т радия-226 – 1600 лет.

Приложения

Таблица 9.1

Исходные данные для решения задач

Номер варианта	Задача 1	Задача 2	Задача 3	Задача	Задача	Задача 6
m, г	А1, Ки	А2, Ки	А3, Ки	Аs, Ки/км^2	Аm, Ки/кг	К	А0s Ки/км^2	Аs, Ки/км^2
				0,5		1·10^–8	0,01
			0,5	0,2		1·10^–9	0,2
			2,3	1,5		2·10^–8	0,03
						3,2·10^–9	0,3
			4,5	0,05		5·10^–6	0,02
			1,5	0,9	3,5	6·10^–7	0,04
			0,7	1,2	2,25	3·10^–8	0,02
			0,9			2,7·10^–9	0,01
			1,2	0,7		4·10^–8	0,03
						3,5·10^–9	0,12
			8,5			2,7·10^–9	0,15
			7,5			5·10^–8	0,01
				7,5	7,5	6·10^–8	0,03
				5,5		1·10^–6	0,02
			5,5	9,3		3·10^–7	0,01
				7,8		9·10^–6	0,09
			8,7		5,5	8·10^–6	0,07
						2,5·10^–9	0,3
				3,5		7,5·10^–6	0,2
			9,5	8,9		6,5·10^–8	0,24
			1, 25			5·10^–7	0,01
			5,7	6,5		8,5·10^–6	0,12
			6,5			3,5·10^–6	0,08
			6,7			9·10^–7	0,07
						2,8·10^–9	0,1
			11,5	4,5		2,5·10^–6	0,2
				7,3		3,3·10^–9	0,25
			3,5	6,6		3,7·10^–7	0,1
				7,7		5,5·10^–8	0,15
			4,8	10,5		5,5·10^–9	0,2

 

Номер варианта	Задача 7	Задача 8	Задача 9
А0s, Ки/км^2	t, лет	х, см	μ, см^–1	х, см	μ, см^–1
	0,5		0,2	0,439		0,129
	0,3		0,2	0,348		0,129
	1,5		0,2	0,257		0,129
			0,2	0,194		0,129
			0,3	0,439		0,0825
	0,4		0,3	0,348		0,0825
	0,2		0,3	0,257		0,0825
	0,3		0,3	0,194		0,0825
	0,6		0,4	0,348		0,0825
	0,9		0,4	0,439		0,0738
	0,7		0,4	0,157		0,0738
	1,2		0,4	0,257		0,0738
	0,1		0,5	0,439		0,0738
			0,5	0,348		0,0738
			0,5	0,257		0,0543
			0,5	0,157		0,0543
	4,5		0,2	0,292		0,0543
	3,5		0,5	0,292		0,0543
	0,7		0,3	0,292		0,0543
	1,5		0,4	0,292		0,113
	0,9		0,2	0,427		0,113
	0,7		0,3	0,427		0,113
	3,5		0,4	0,427		0,113
	1,7		0,5	0,427		0,113
	0,5		0,7	0,348		0,0646
	0,6		0,6	0,348		0,0646
	2,5		0,6	0,439		0.0646
			0,6	0,439		0,0646
			0,6	0,257		0,0646
			0,6	0,257		0,0473

Продолжение таблицы 9.1

Номер варианта	Задача 10	Задача 11	Задача 12
Еβ, МэВ	ρс, г/см^3	Еβ, МэВ	ρс, г/см^3	Хдд, бэр	R, см	А, МКи
	0,18	6,4	0,18	2,05
	0,22	6,4	0,22	1,78
	0,5	6,6	0,5	1,90
	0,7	6,6	0,7	2,16
	0,523	6,4	0,523	2,05
	0,19	6,5	0,19	1,78
	0,2	6,4	0,2	1,90
	0,016	6,6	0,016	2,16
	0,1	6,2	0,1	2,05
	1,02	6,4	1,02	1,78
	0,54	6,3	0,54	2,16
	0,85	6,4	0,85	1,90
	0,3	6,4	0,3	2,05
	0,41	6,6	0,41	1,78
	0,32	6,6	0,32	1,90
	0,12	6,4	0,12	2,16
	0,43	6,2	0,43	2,05
	0,57	6,4	0,57	1,78
	1,2	6,2	1,2	1,90
	0,09	6,4	0,09	2,16
	0,27	6,2	0,27	2,05
	0,37	6,4	0,37	1,78
	0,19	6,6	0,19	1,90
	1,12	6,2	1,12	2,16
	0,08	6,2	0,08	2,05
	1,33	6,4	1,33	1,78
	0,61	6,6	0,61	1,90
	0,37	6,4	0,37	2,16
	0,25	6,4	0,25	2,05
	0,5	6,6	0,5	1,78

Окончание таблицы 9.1

Номер варианта	Задача 13	Задача 14
А, мКи	t, ч	Хдд, бэр	R, см	Хдд, бэр	t, ч

Таблица 9.2

ОТЧЕТ

О выполнении расчетной работы по теме

«Оценка радиационной опасности и основных способов

Противорадиационной защиты»

студента ____________________ ___________ учебной группы. Вариант N___

Фамилия, инициалы

Номер задачи	Определяемые параметры	Результат
	Активность, Ки
Активность, Бк
	Масса цезия-137 при 1Ки
Масса стронция-90 при 1 Ки
Масса плутония-239 при 1 Ки
Масса цезия-137 при А1, г
Масса стронция-90 при А2, г
Масса плутония-239 при А3, г
	Удельная активность, Бк/кг
Удельная активность, Ки/кг
	Поверхностная активность, Ки/км^2
	Удельная активность овощей, Бк/кг
Предложения по выбору способа дезактивации овощей
	Уменьшится через t лет
	Поверхностная активность, Ки/км^2
	Ослабляется Косл, раз
Надежно ли защищает стекло?
	Ослабляется Косл, раз
Надежно ли защищает кирпичная кладка?
	Длина пробега бета-частиц в стекле, см
Надежно ли защищает стекло?
	Длина пробега бета-частиц в кирпичной кладке, см
Надежно ли защищает кирпичная кладка?
	Безопасное время работы, ч
	Безопасное расстояние, см
	Допустимая активность, Ки
Допустимая масса, г

 

Литература

1. Нормы радиационной безопасности НРБ–2000.

2. Батырев, В. А., Бусел, А. В., Дорожко, С. В. Методическое пособие по радиационной безопасности и радиационной экологии для студентов технических и технологических вузов Республики Беларусь.– Мн., 1992.

3. Саечников, В.А., Зеленкевич, В.М. Основы радиационной безопасности. – Мн., 2002.

4. Дорожко, С.В., Бубнов, В.П., Пустовит, В.Т. Защита населения и хозяйственных объектов в чрезвычайных ситуациях. Радиационная безопасность. – Мн.: Технопринт, 2003.

Занятие 10. ОЦЕНКА ДОЗ ВНЕШНЕГО И ВНУТРЕННЕГО

РАДИАЦИОННОГО ОБЛУЧЕНИЯ ЧЕЛОВЕКА

(2 часа)

 

1. Цель работы – научить студентов рассчитывать дозы внешнего и внутреннего облучения человека и выбирать способы защиты при постоянном или временном проживании на радиоактивно загрязненной местности.

2. Порядок выполнения работы:

2.1. Переписать форму отчета на отдельный лист (табл. 10.2).

2.2. Изучить учебно-методические материалы.

2.2. Выбрать исходные данные своего варианта из табл. 10.1. Номер варианта соответствует порядковому номеру фамилии студента в журнале учета занятий.

2.3. Иметь конспект лекций или учебное пособие, рекомендованное преподавателем.

2.4. Приступить к выполнению работы согласно приведенной методике.

3. Материально-техническое обеспечение: микрокалькуляторы.

Сведения из теории

Ионизирующие излучения, распространяясь в воздухе, в различных веществах, в биологической ткани живых организмов вызывают возбуждение атомов и молекул, часто их ионизацию, а иногда и разрушение.

Для установления закономерностей распространения и поглощения ионизирующих излучений в среде, в том числе в биологической ткани, введены следующие характеристики: дозы и их мощности.

Дозой облучения называется часть энергии радиационного излучения, которая расходуется на ионизацию и возбуждение атомов и молекул любого облученного объекта.

В зависимости от места нахождения источника облучения различают внешнее и внутреннее облучение.

Внешнее облучение имеет место, если источник излучения находится вне облучаемого объекта.

Внутреннее облучение имеет место, если источник излучения находится внутри облучаемого объекта.

Источники излучения могут быть как точечными, так, и распределенными на поверхности, в объеме или в массе вещества.

Исторически сложилось так, что сначала было открыто фотонное излучение, которое имеет свойство ионизировать воздух. Поэтому для характеристики поля было введено понятие «экспозиционная доза».

Экспозиционная доза рентгеновского и гамма-излу­чения характеризует его способность создавать в веществе заряженные частицы. Выражается отношением суммарного электрического заряда ионов одного знака dQ, образованного излучением в некотором объеме воздуха к массе dm в этом объеме:

. (10.1)

Единица измерения в системе СИ – Кулон/кг, внесистемная единица – Рентген. На практике используются и дробные единицы – мкР, мР.

Доза в 1 Р накапливается за 1 час на расстоянии 1 м от источника ра­дия массой в 1 г, т.е. активностью в 1 Ки.

Учитывая, что экспозиционная доза накапливается во времени, на практике используется и понятие «мощность экспозиционной дозы», которая характеризует интенсивность излучения.

Мощность экспозиционной дозы – отношение приращения экспозиционной дозы dХ за интервал времени dt к этому интервалу:

. (10.2)

Единицы измерения: в системе СИ – А/кг (ампер на кг); внесистемная единица – Р/с, Р/ч, мР/ч, мкР/ч и т. д. Мощность дозы, измеренная на высоте 70–100 см от поверхности земли, часто называют уровнем радиации.

После открытия бета-излучения и альфа-излучения возникла необходимость в оценке этих излучений при взаимодействии с окружающей средой. Экспозиционная доза для такой оценки оказалась непригодной, так как степень ионизации от них оказалась различной в воздухе, разных облучаемых веществах и биологической ткани. Поэтому была предложена, казалось бы, универсальная характеристика – поглощенная доза.

Поглощенная доза – количество энергии Е, переданное веществу ионизирующим из­лучением любого вида в пересчете на единицу массы m любого вещества. Другими словами, поглощенная доза (D) – это отношение энергии dE, которая передана веществу ионизирующим излучением в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:

[D]= Дж/кг (10.3)

1 Дж/кг = 1 Грей. Внесистемная единица – рад (радиационная адсорбционная доза). 1 Грей = 100 рад. Можно использовать и дробные значения единиц, например: мГр, мкГр, мрад, мкрад и др.

Мощность поглощенной дозы ионизирующего излучения – отношение приращения поглощенной дозы излучения dD за интервал времени dt к этому интервалу:

= Р = . (10.4)

Единицы измерения мощности дозы: рад/с, Гр/с, рад/ч, Гр/ч и т.д.

Эквивалентная доза (Н_Т.R) – поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий коэффициент качества излучения W_R данного вида излучения R. Введена для оценки последствий облучения биологической ткани малыми дозами (дозами не превышающими 5 предельно допустимых доз при облу­чении всего тела человека), т. е. 250 мЗв/год. Ее нельзя использовать для оценки последствий облучения большими дозами. Доза эквивалентная равна:

Н_T.R = D_T.R·W_R, (10.5)

где D_T.R – поглощенная доза биологической тканью излучением R; W_R – весовой множитель (коэффициент качества) излучения R (альфа-частиц, бета-частиц, гамма-квантов и др.), учитывающий относительную эффективность различных видов излучения в индуцировании биологических эффектов.

Единица измерения эквивалентной дозы в системе СИ: Зиверт (Зв).

Зиверт – единица эквивалентной дозы излучения любой природы в биологической ткани, которая создает такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1 Гр образцового рентгеновского излу­чения с энергией фотонов 200 кэВ. Используются также дробные единицы – мкЗв, мЗв.

Существует и внесистемная единица – бэр (биологический экви­валент рада), которая постепенно изымается из пользования.1 Зв = 100 бэр. Используются также дробные единицы – мрад, мкрад.

В Республике Беларусь около 100 тыс. человек работают с источниками гамма- и рентгеновского излучения. Согласно НРБ-2000, каждый из них может получить до 20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв/год. Ниже приводится методика расчета и оценки доз внешнего облучения при работе с точечным источником.

Практическая часть