D 5p1t1 5p2t2 это уравнение поглощенной дозы от t1 до t2

Определение возможных экспозиционных доз­­ излучения.

Определение возможных экспозиционных доз излучения при действиях на местности, заражённой радиоактивными веществами. Для расчётов нужны сведения об уровнях радиации, продолжительности нахождения людей на зараженной местности и степени защищённости. Степень защищенности характеризуется коэффициентом ослабления экспозиционной дозы радиации Косл., значение которого для зданий и транспортных средств приведены в таблице №3 и могут быть рассчитаны по формуле:

(2)

К –коэффициент ослабления одного защитного слоя;

Косл. общий коэффициент защиты, состоящий из n-го количества слоёв различных материалов;

h – толщина слоя материала, см.;

dпол. – толщина слоя материала, ослабляющего излучение в два раза, см.

Экспозиционная доза радиации Д за время от t1 до t2 определяется зависимостью:

учитывая, что

получим

подставив значения ,

Экспозиционная доза гамма-излучения Д¥, полученная за промежуток времени от t1 до полного распада радиоактивного вещества, когда P2®0, равна Д¥ = 5P1t1.

В штабах ГО имеются таблицы, по которым по уровню радиации, времени после взрыва и времени пребывания определяется экспозиционная доза излучения. В таблице № 4 приведены экспозиционные дозы излучения только для уровня радиации 100 Р/ч на 1 час после взрыва.

На практике для вычисления экспозиционных доз радиации часто используют упрощённые формулы:

(4)

Pн и Pк – уровни радиации в начале и конце излучения соответственно;

Т – время пребывания на заражённой местности.

Пример.

Рабочие прибыли в цех, расположенный в одноэтажном здании через 2 часа после взрыва. Уровень радиации на территории объекта через 1 час после взрыва составлял

P1 = 200 Р/ч. Определить экспозиционную дозу излучения которую получат рабочие в цехе, если работа продолжится 4 часа.

Решение.

1. По формуле (1) и таблице (1) определяем уровень радиации через 2 и 6 часов после взрыва (в начале и конце работы).

2. По формуле (3) вычисляем экспозиционную дозу излучения на открытой местности (Косл.= 1),полученную за время пребывания от 2 до 6 часов после взрыва.

3. Для определения экспозиционной дозы, которую получат рабочие за 4 часа пребывания в одноэтажном производственном здании, необходимо найденную экспозиционную дозу для открытой местности разделить на коэффициент ослабления

Решаем эту же задачу с помощью таблицы экспозиционных доз облучения для уровня радиации 100 Р/ч на 1 час после взрыва (таблица №4).

1. На пересечении вертикальной колонки “ Время начала облучения с момента взрыва, ч.” (2 ч.) и горизонтальной колонки ” Время пребывания “ (4 ч.) находим экспозиционную дозу для открытой местности.

2 При уровне радиации 200 Р/ч эта доза будет в 2 раза больше.

Д = 85,8×2 = 171,6 Р

3. Экспозиционная доза для одноэтажного производственного здания.

Д = 140,58/7 = 24,5 Р

где: 7 – коэффициент ослабления для одноэтажного производственного здания.

Решаем эту же задачу с помощью упрощённых формул.

;

Очевидно, результаты расчётов по формуле (4) могут давать существенную ошибку в сторону завышения экспозиционной дозы излучения.

Доза от внешнего источника g-излучения

При прохождении фотонного, например, g-излучения, через вещество одна часть его энергия расходуется на ионизацию атомов среды, другая преобразуется в энергию вторичных (преимущественно комптоновских) фотонов и не участвует в создании дозы. Поэтому полный коэффициент ослабления g–излучения m можно представить как сумму коэффициента передачи энергии (или электронного преобразования) mе и коэффициента mк, характеризующего вероятность преобразования первичного фотонного излучения во вторичное.

Пусть поток фотонов с энергией Eg (МэВ) и плотностью Fg (фотон/с·см 2 ) проходит в течение t (с) через слой воздуха протяженностью Dl (см), площадью поперечного сечения s (см 2 ) и плотностью ρ (г/см 3 ). Тогда, с учетом экспоненциального закона ослабления потока, энергия, преобразованная в кинетическую энергию электронов (позитронов) в объеме массой Dm = s·Dl·ρ, равна: DEg = Eg Fgst·[1-exp(–meD)].

Экспозиционная доза в воздухе, учитывая энергетический эквивалент рентгена

(1Р = 0,00873 Гр), равна: Dэ = 1,835·10 — 8 ·EgFgmet (Р). Значение поглощенной дозы в биологической ткани (в радах) будет близким к этому значению (примерно 0,95 Dэ).

Выражение (4.11) позволяет оценить мощность дозы Pп,g (или мощность кермы в воздухе) по скорости счета I (имп/с), если для используемого детектора площадью Sд (см 2 ) известна эффективность e регистрации фотонов данной энергии Eg.

(Гр/с) (4.12), где Fg — плотность потока фотонов, создающего в воздухе дозу (керму) мощностью 1 Гр/с.

Керма в воздухе К (как и поглощенная доза Dп,g), создаваемая точечным источником моноэнергетического излучения на расстоянии r (в м) за время t (в с), равна:

(аГр) (4.13),

где 1,602·10 -13 – коэффициент пересчета МэВ в Дж (Дж/МэВ), А- активность (Бк), Eg — энергия фотонов (МэВ), p- выход фотонов с энергией Eg на распад, me — коэффициент истинного поглощения (м 2 /кг), Gв— керма-постоянная радионуклида в [аГр·м 2 /(с·Бк)].

Параметр Gв (табл. П.7) характеризует мощность воздушной кермы g–излучения точечного источника активностью А = 1Бк на расстоянии до точки детектирования r=1м. Его обычно используемая размерность — [аГр·м 2 /(с·Бк)], где аГр (аттогрей) равен 10 -18 Гр.

Полная керма-постоянная (Gв) для радионуклида, испускающего фотоны различных энергий Eg,i (МэВ) с выходом на распад pi и коэффициентом истинного поглощения me,i (м 2 /кг), равна сумме парциальных (Gв,i)

(4.14), где — нормализованная (т.е. рассчитанная для pi=1) парциальная керма-постоянная.

Используя (4.14) и данные, приведенные в табл. П.1, П.6 (или П.8), можно рассчитать, обращая при этом внимание на размерность вводимых величин, значение Gв для любых источников с известным фотонным спектром, в т.ч. непрерывным. Для радионуклидов эти значения известны, часть из них приведена в табл. П.7. Определив Gв, вычисляют, согласно (4.13), значения K (или Dп, g) в точке детектирования.

Значения эквивалентной дозы в биологической ткани и поглощенной дозы в воздухе для фотонов с энергией 0,04÷15 МэВ связаны соотношение H = 1,09·Dп,g·W. Поэтому практически для всех g–излучающих нуклидов можно записать:

(4.15), где размерность H — аЗв, Dп,g и К — аГр, W=1аЗв/аГр; остальные указаны в (4.13).

При расчете мощности экспозиционной дозы Рэ точечного источника используется значение гамма-постоянной радионуклида (Gэ). Она равна мощности дозы в Р/ч, создаваемой g–излучением данного радионуклидного источника активностью в 1 мКи на расстоянии 1 см от источника. Ее размерность Р·см 2 /ч·мКи. Значения Gэ для некоторых изотопов приведены в табл. П.7. При необходимости гамма-постоянную источника со сложным g-спектром можно определить, воспользовавшись данными табл. П.6 и П.8.

(4.16), где для фотона с энергией Eg,i (МэВ) и выходом на распад pi значения me,i заданы в см 2 /г; — нормализованная (т.е. рассчитанная для pi=1) парциальная гамма-постоянная.

Доза, создаваемая источником активностью А на расстоянии r за время t:

и (4.17)

Следует отметить, что экспозиционную дозу в воздухе, измеренную с помощью дозиметра в рентгенах, считают, как правило, равной эквивалентной дозе (H, бэр).

Вставка 2011 г.

Керма- и гамма-постоянные не учитывают вклад в мощность дозы от тормозного излучения β-частиц или электронов внутренней конверсии в веществе источника и/или в оболочке закрытого фотонного источника. Для большинства радионуклидов выход тормозного излучения пренебрежимо мал по сравнению с основным g-излучением, но в некоторых случаях ( 140 Ba, 140 La, 170 Tm и др.) тормозное излучение может «дополнить» создаваемую источником дозу.
Доза внутреннего облучения

Повышенная опасность радионуклидов, попавших внутрь организма, обусловлена несколькими причинами. Первая – способность некоторых нуклидов избирательно накапливаться в отдельных органах, называемых критическими, и, таким образом, отдавать свою энергию относительно небольшому объему ткани. Например, до 30% радионуклидов иода накапливается в щитовидной железе, на которую приходится лишь 0,03% массы тела. Вторая – высокая эффективность воздействия на внутренние органы α- и β-частиц, которые не представляют серьезной опасности при внешнем облучении из-за низкой проникающей способности. Третья причина – значительное время облучения до момента выделения нуклида из организма или уменьшения активности за счет радиоактивного распада. Эффективный период полувыведения нуклида из организма равен:

Тэф = ТбТ½б½) −1 (4.18), где Тб – биологический период полувыведения нуклида, Т½ — период его полураспада.

Биологические периоды полувыведения нуклидов из органов и тканей составляют от нескольких десятков суток ( 3 H, 14 C, 137 Cs, 210 Po) до нескольких тысяч лет ( 90 Sr, 239 Pu).

Мощность эквивалентной дозы в критическом органе (PH, Зв/с) определяется по соотношению:

PH = А·f·Eэф·1,6·10 −13 /m (4.19), где А – равновесная (не изменяющаяся во времени) активность нуклида, Бк; f – доля нуклида в критическом органе относительно содержания во всем теле; 1,6·10 −13 Дж/МэВ; m – масса органа, кг; Eэф=∑Е·WR·n – эффективная энергия (МэВ/распад) излучения типа R, поглощенная органом тела, с учетом взвешивающего коэффициента WR; n- коэффициент неоднородности распределения, который принят равным единице для всех типов излучений и для всех органов, кроме костной ткани.

Эффективная энергия в случае β-излучения равна

Е = p·Ēβ = 0,33·p·Ebmax(1-Z ½ /50)(1+ Ebmax ½ /4) (4.20), где Ēβ – средняя энергия β-частиц, имеющих максимальную энергию Ebmax. ; p- выход на распад частиц рассматриваемого типа; Z-атомный номер нуклида.

Е = p·Eγ[1-exp(-μenX)] (4.21), где Eγ – энергии γ-квантов; μen – линейный коэффициент поглощения энергии, см −1 ; Х- эффективный радиус органа, содержащего нуклид, см.

Коэффициент μen связан с линейным коэффициентом передачи энергии (электронного преобразования) μe соотношением μen = μe (1-g). Как отмечалось выше, для фотонов в биологической ткани доля энергии g вторичных электронов (позитронов), преобразуемой в тормозное излучение, не превышает 2% и, следовательно, в этом случае можно считать μen = μe.

Для α-частиц с энергией Eα

По формулам (4.18) – (4.22) можно вычислить мощность дозы и допустимое содержание нуклида в теле или критическом органе при непрерывном хроническом поступлении, т.е. в том случае, когда устанавливается равновесие между поступлением нуклидов в организм и их распадом и биологическим выведением.

При кратковременном поступлении радионуклида (t −13 (4.23), где H – эквивалентная доза, Зв; А0 – начальная удельная активность нуклида в органе, Бк/кг; t – время, с.

В случае t>> Tэф эквивалентную дозу можно определить по соотношению:

Радиобиологические характеристики некоторых нуклидов

НуклидОрганМасса, Радиус*Периоды**, сут.Еэф, МэВ на распадf***
Т½Тб
3 HВсе тело70 кг, 30 см4,5·10 30,01
32 PВсе тело70 кг, 30 см0,69
60 CoВсе тело Печень70 кг, 30 см 1,8 кг, 10 см1,9·10 39,5 9,51,5 0,70,02
90 SrКости7 кг, 5 см10 41,8·10 41,10,99
131 IЩитовидная железа0,02 кг, 3 см0,20,2
137 CsВсе тело70 кг, 30 см1,1·10 40,59
210 PoВсе тело Почки Печень70 кг, 30 см 0,03 кг, 7 см 1,8 кг, 10 см0,13 0,22

* — период полураспада и период полувыведениябиологический;

** — эффективный радиус органа (Х, см)

** — доля в органе от общего количества в организме
Защита от излучения

Проникающая способность a-излучения весьма незначительна: пробег a–частиц в воздухе не превышает 11 см, а в легких материалах (вода, дерево и т.п.) – 0,01 см. Следовательно, одежда, перчатки и даже лист бумаги полностью защищают от внешнего облучения. Вместе с тем, a–активные нуклиды, попавшие внутрь организма, представляют серьезную опасность, т.к. удельная ионизация биологической ткани a–частицами очень высока (на 1 мкм пробега несколько тысяч молекул). Взвешивающий коэффициент Wa = 20 (см. уравнение(4.5)). Поэтому работа с a-излучателями (прежде всего, с эманирующими препаратами) должна быть организована так, чтобы минимизировать возможное поступление радиоактивных газов и пыли в воздух рабочих помещений. Соответствующие химические операции проводятся в вытяжных шкафах, боксах; при необходимости используются респираторы.

Выполнение большинства экспериментов с источниками b- и g-излучения связано с внешним облучением. При этом в качестве допустимого предела обычно принимают дневную дозу (НРБ-99 нормирует только годовую дозу 20 мЗв). Для персонала категории А допустимое дневное значение Hпд = Dпд·WR = 70 мкЗв = 7 мбэр (WR=1мкЗв/мкГр = 1мбэр/мрад). Когда защиты нет, дозу от b- и g-излучения за время t для точечного изотропного источника находят по соотношениям (4.9) и (4.15, 4.17). Используя эти соотношения, определяют минимально допустимое расстояние от источника r или, при заданных параметрах А и r, время tпд, в течение которого можно находиться вблизи источника ионизирующего излучения. Например, для g-источника

или (4.25)

Получаемые при работе с радионуклидами дозы, как это следует из (4.9) и (4.15), могут быть сниженыза счет: 1) уменьшения активности радионуклида А и(или) времени эксперимента t (правильный выбор методики и применение высокоэффективной аппаратуры); 2) увеличения расстояния до источника r (использование простейших манипуляторов). Однако на практике нельзя безгранично уменьшать активность, время работы или увеличивать расстояние. Если «защита временем» и(или) «расстоянием» не позволяют снизить дозу до предельно допустимого уровня, устанавливают защитные экраны.

Для защиты от b-излучения применяют экраны, которые задерживают все b-частицы, т.е. с толщиной d ³ Rmax .( Rmax в таблицах). При этом используются материалы с небольшим атомным номером, например, полиметилметакрилат (оргстекло). В этом случае выход фотонного тормозного излучения незначителен, а для поглощения собственно b–частиц большинства радионуклидов достаточно экрана толщиной несколько мм.

Фотонное излучениелучше всего ослабляется материалами с большим атомным номером и высокой плотностью. При проектировании защиты в лаборатории, как правило, решается задача определения толщины свинцового экрана, обеспечивающего заданный уровень ослабления g-излучения. В общем случае годовая предельная доза (20 мЗв) не должна превышать суммарной дозы от внешних и внутренних источников излучения. Поэтому ОСПОРБ-99/2009 устанавливает, что проектирование защиты от внешних источников излучения необходимо проводить с коэффициентом запаса по мощности эквивалентной дозы, равным 2. Это создает резерв дозы, компенсирующий возможные погрешности в исходных данных, возможность внутреннего и внешнего облучения от неучтенных источников и т.п.

Таким образом, проектная мощность эквивалентной дозы излучения на поверхности защиты определяется по формуле: Pпр = 0,5∙ Hпд/t, где Hпд – предельная годовая доза (20 мЗв для персонала группы А), t — продолжительность облучения, часов в год. Например, в помещениях постоянного пребывания (1700 ч в год) персонала группы А мощность дозы на поверхности защиты не должна превышать значения Pпр= 6 мкЗв/ч, в помещениях временного пребывания (850 ч в год) — 12 мкЗв/ч.

Значения проектной мощность эквивалентной дозы для стандартной продолжительности пребывания в помещениях с коэффициентом запаса 2 приведены в ОСПОРБ-99/2009.

При расчете толщины защитного экрана следует учитывать различия в ослаблении потока фотонов в условиях «узкого» и «широкого» пучков. В геометрии узкого пучка детектор регистрирует только нерассеянное излучение источника. В этом случае ослабление потока фотонов и дозы подчиняется экспоненциальной зависимости:

Dузк = D0 exp(-md) (4.26), где Dузк — доза, создаваемая узким пучком за защитным экраном толщиной d (см или г/см 2 ), D0 – доза в отсутствие экрана (d = 0), m — полный коэффициент ослабления g-излучения (см –1 или см 2 /г) (табл. П.5).

Вычисление толщины экрана в соответствии с (4.26) всегда приводит к заниженному значению d. Это связано тем, что на облучаемый объект за экраном падает так называемый «широкий пучок», в состав которого кроме первичного излучения g-источника (узкий пучок) входит также g–излучение, рассеянное материалом защиты и увеличивающее мощность дозы. В случае моноэнергетического излучения доза (в аГр) на внутренней поверхности экрана равна

(4.27),

где А – активность источника (Бк), Gв — керма-постоянная (табл. П.7), r расстояние от источника (м), t – время облучения в с, ВD– фактор накопления дозы, который зависит от энергии фотонов Eg, материала защиты и толщины экрана, выраженной в безразмерных единицах md (табл.П.9, П.10); остальные обозначения в (4.26).

Для источника, спектр которого состоит из нескольких линий:

(4.28),

где для компоненты спектра с энергией Eg,i: pi-выход на распад, – нормализованная парциальная керма-постоянная (табл. П.8), mi — коэффициент ослабления (табл. П.5), D0,i – доза, создаваемая при d=0, BD,i – фактор накопления (табл.П.9).

Изменив размерности А, Gв, t и r, можно получить аналогичные (4.27, 4.28) выражения для экспозиционной дозы.

Уравнения (4.27, 4.28) позволяют определить, во сколько раз экран известной толщины d уменьшает уровень облучения. Однако рассчитать толщину экрана, обеспечивающего заданную кратность ослабления, можно только методом «последовательных приближений», так как значение ВD зависит от искомой величины d и не может быть заранее учтено.

На практике для расчета защиты обычно используют таблицу Н.Г. Гусева (табл. П. 11), составленную численным моделированием для широкого пучка фотонного излучения с учетом дозового фактора накопления. Для источника моноэнергетического излучения Еg, используя (4.15) или (4.17), вычисляют мощность эквивалентной дозы (P0=H0/t, мкЗв/ч) в отсутствие защиты и определяют кратность ее ослабления (k) до предельно допустимого уровня: k = 2·H0/Hпд = P0/Pпр. В частности, для помещений постоянного пребывания персонала k = P0/6. Затем в табл. П.11 находят толщину экрана, соответствующей значениям k и Еg .

В тех случаях, когда источник имеет сложный спектр излучения, защиту рассчитывают методом «конкурирующих линий». Прежде всего, оценив значения (см. 4.13, 4.14), выбирают в спектре несколько линий Eg,i, которые вносят заметный вклад в дозу. Затем рассчитывают кратности ослабления ki для доз, создаваемых каждой выбранной компонентой.

(4.29), где H0,i– часовая доза (мкЗв), создаваемая фотонами Eg,i при d=0; Hпд = 12 мкЗв; Гв,i и Гв – парциальная и полная керма-постоянные; ki и k –кратности ослабления i–той линии и всего спектра, соответственно.

Далее для каждой линии Eg,i по значению ki находят необходимую толщину защиты di. Выбирают главную линию (требующую наибольшей защиты dг) и конкурирующую линию (следующая за наибольшей толщина защиты dк). Кратности ослабления этих линий (kг и kк) удваивают, по таблице находят новые значения dг′ и dк′ (для 2 kги 2 kк, соответственно). По разности (dг′- dг = D½,г) и (dк′ — dк = D½,к) определяют слои полуослабления для главной и конкурирующей линий и выбирают наибольшее из двух значений D½. Окончательно толщину защиты d находят из соотношений:

Для расчета защиты от тормозного излучения необходимо знать его выход (интенсивность) и энергетическое распределение.

На практике для оценки интенсивности тормозного излучения IТ (МэВ/распад) используют следующие эмпирические формулы [3]:

(4.30 ) для моноэнергетических электронов, например электронов внутренней конверсии,

(4.31).

В формулах (4.30, 4.31) Z – атомный номер облучаемого материала; Ēβ,i – средняя энергия β-частиц, имеющих максимальную энергию Ebmax,i; Ee,i – энергия моноэнергетических электронов; pi – доля b-частиц с максимальной энергией Ebmax,i или доля моноэнергетических электронов с энергией Ee,i в спектре соответствующих источников. Среднюю энергию β-частиц обычно принимают равной Ēβ »0,4 Ebmax, более точные значения Ēβ для многих радионуклидов приведены в справочниках.

Формулы (4.30, 4.31) выведены в предположении полного поглощения электронов (β-частиц) в источнике и отсутствия самопоглощения фотонов тормозного излучения в источнике.

Защиту от тормозного излучения точечного изотропного источника можно оценить следующим образом:

1) по формулам (4.30, 4.31) определяют интенсивность излучения IТ (МэВ/распад);

2) оценивают мощность эквивалентной дозы Рт (мкЗв/ч) на расстоянии r от источника в отсутствие защиты, используя значение эффективной энергии тормозного излучения. Под эффективной энергией понимается энергия фотонов такого моноэнергетического излучения, ослабление которого в поглотителе определенной толщины такое же, как у рассматриваемого немоноэнергетического тормозного излучения. Для источников β-излучения Етэфф принимают равной половине Ebmax.

(4.32),

где А- активность источника в Бк, r — расстояние от источника до точки детектирования в см, mе — линейный коэффициент передачи энергии (электронного преобразования) в воздухе (см -1 ) для эффективной энергии тормозных квантов Етэфф = ½Eb,max

3) определяют требуемую кратность ослабления дозы k=Ртпр;

4) с помощью универсальной таблицы П.11 находят толщину защиты, соответствующей значениям k и Етэфф .

Более точный расчет защиты можно выполнить, используют энергетическое распределение (например, на 10 групп) квантов тормозного излучения (табл. 4.3). В этом случае толщину экрана определяют методом «конкурирующих линий» (см. выше) по той же схеме, что для γ-источника, активностью IТ ·А (Бк), который испускает 10 моноэнергетического фотонов (с вероятностью на распад δET,i).

Энергетическое распределение тормозного излучения

ΔEβ (ΔEe) *δET, % **ΔEβ (ΔEe) *δET, % **
β-частицыэлектроныβ-частицыэлектроны
0-0,143,526,90,5-0,62,06,5
0,1-0,225,820,50,6-0,70,74,5
0,2-0,315,215,80,7-0,80,22,8
0,3-0,48,312,10,8-0,90,031,5
0,4-0,54,39,00,9-0,100,000,4

* — энергетический диапазон в долях Ebmax или Ее

** — доля полной энергии тормозного излучения в %.

Лабораторная работа по курсу «Безопасность жизнедеятельности» «Определение и выбор режимов радиационной защиты»

Московский государственный институт электроники и математики

Кафедра «Экология и право»

по курсу «Безопасность жизнедеятельности»

«Определение и выбор режимов радиационной защиты»

студенты группы С-94:

Теоретическая часть. 3

Практическая часть: 5

Контрольные вопросы.. 13

Теоретическая часть

1.ВЫЯВЛЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ

Фактическая радиационная обстановка выявляется по данным разведки на основании измеренных уровней радиации после выпадения радиоак­тивных веществ из облака ядерного взрыва (или теплового взрыва АЭС) и образования следа облака на местности.

Исходными данными для выявления фактической радиационной обстановки в первую очередь являются измеренные уровни радиации в отдельных точках местности и время их измерения относительно момента взрыва (выброса).

Выявление фактической радиационной обстановки производится в следу­ющей последовательности:

1.1.Пересчитывают измеренные уровни радиации на 1 час после взры­ва (выброса)

Pt=P1*Kt, где Pt — уровень радиации через t часов относительно взрыва (выброса).

Kt — коэффициент пересчета на время t, учитываю­щий закон спада радиации. Kt — есть t в степени 1,2 для ядерного взрыва и в степени 0,4 для аварии на АЭС.

1.2.На карту (план местности) в точках измерения наносят уровни радиации, пересчитанные на 1 час после взрыва (аварии).

1.3.Проводят границы с одинаковыми (близкими) уровнями радиации на карте и приступают к оценке радиационной обстановки.

2.ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ

Для оценки радиационной обстановки необходимо иметь следующие исходные данные:

— уровни радиации в месте предстоящих работ.

— коэффициенты защиты зданий и защитных сооружений.

— установленную допустимую дозу облучения для работающих и населения.

— поставленные задачи и сроки их выполнения (время начала работ).

Оценка радиационной обстановки включает решение следующих задач:

2.1.Определение режима работы предприятия.

2.2.Определение режима радиационной защиты рабочих и населения.

2.3.Определение возможных доз облучения за время пребывания на заражен­ной местности.

2.4.Определение допустимой продолжительности пребывания людей на зара­женной местности по заданной дозе облучения.

2.5.Определение потребного количества смен для выполнения работ на зара­женной местности, время начала и конца работы смен, а так же получен­ную всеми сменами дозу облучения.

2.6.Возможность проживания людей на зараженной местности в следствии ава­рии на АЭС, с учетом первоначального уровня загрязнения по данному радио­нуклиду, его энергетического уровня, периода полураспада и допустимых доз для проживания населения.

3.1.Режим работы предприятия и режим радиационной защиты рабочих и населе-

ния определяется по типовым режимам радиационной защиты с учетом условия радиации на 1 час после взрыва (выброса) — Р1 и коэффициентов ослабления зданий и защитных сооружений.

3.2.Определение возможных доз облучения производится по формулам: Д=Рср*t/Косл

Рн — уровень радиации в начале работы на зараженной местности.

Рк — уровень радиации в конце работы на зараженной местности.

t — время работы.

Косл — производственного здания (защитного сооружения, жилого здания).

Для точного расчета дозы можно использовать формулы:

для взрыва: Д=5*(Рн*tн-Рк*tк)/Косл

для аварии: Д=1,7*(Рн*tн-Рк*tк)/Косл,

где tн, tк — время начала и конца работы.

3.3.Определение допустимой продолжительности пребывания людей на зара­женной местности происходит по таблице, исходя из отношения:

Ддоп*Косл/Рt, где Рt — уровень радиации на определенное время после взрыва или выброса.

Для случая аварии на АЭС: а=Рt/(Кt*Ддоп*Косл).

3.4.Определение потребного количества смен для выполнения работ производит­ся из отношения n>=Драсч/Ддоп.

Время начала работы и конец работы первой смены и последующих смен опре­деляется эксперементально с учетом того, чтобы не превысить Ддоп (смотри пункт 3.2.).

3.5.Возможность проживания людей на зараженной местности в следствии ава-

рии на АЭС и выброса зараженных радионуклидов определяется по формулам: Pо=0,2*м*Е*Nо*n ,где:

Ро — уровень радиации за год [рад/час (рад/год)].

м — линейный коэффициент ослабления гамма-лучей воздухом [1/см].

Е — энергия гамма-квантов [МэВ].

Nо — первоначальный уровень загрязнения радионуклидами [Кю/км^2].

n — число гамма-квантов, приходящихся на один распад.

Тпр — период полураспада радионуклида [лет]. t1,t2 — годы.

Косл — коэффициент ослабления жилых зданий. Возможность проживания определяется неравенством:

Контрольные вопросы

1. Что понимается под радиационной обстановкой и из чего она складывается?

Под радиационной обстановкой понимаются масштабы и степень радиоактивного загрязнения (заражения) окружающей природной среды, оказывающее влияние на жизнедеятельность населения и работу объектов народного хозяйства. Радиационная обстановка может создаваться при применении ядерного оружия, а также авариях (разрушениях) атомных электростанций, предприятий отрасли вследствие заражения радиоактивными веществами воздуха, местности и расположенных на ней сооружений, техники и имущества.

2.Дать характеристику радиационной обстановки, сложившейся в результате ядерного взрыва.

Исходными данными для прогнозирования радиационной обстановки при испытании ядерного оружия являются:

    время, координаты, вид, мощность ядерного взрыва, Направление и скорость среднего ветра.

При этом, с вероятностью 0,9, считается, что заражение возможно на территории, ограниченной центральным углом 400 с вершиной в эпицентре взрыва. Фактическая площадь заражения в пределах указанного района составит примерно 30% площади данного сектора.

Для ядерного взрыва в секторе выделяют 4 зоны возможного заражения А, Б,В и Г. На внешней границе возможного умеренного заражения (А) доза радиации до полного распада радиоактивных веществ составляет 40Р, а уровень радиации через 1ч после взрыва 8Р/ч. На внешних границах зон возможного сильного (Б), опасного (В), и чрезвычайно опасного (Г) заражения дозы радиации до полного распада радиоактивных веществ соответственно равны 400,1200 и 4000 Р, а уровни радиации через 1 ч после аварии-80, 240 и 800Р/ч.

Приближенно удаление внешних границ зон от эпицентра взрыва по оси следа радиоактивного облака может быть определено по формуле:

где R — удаление внешней границы зоны от эпицентра, км;

q-мощность взрыва, кт;

V-скорость среднего ветра, км/ч;

P1-уровень радиации на границе зоны через 1ч после взрыва, Р/ч.

Прогнозирование позволяет в короткие сроки определить ожидаемые масштабы и степень радиоактивного заражения. Фактическая радиационная обстановка может быть выявлена только по данным радиационной разведки.

3.Каковы особенности радиоактивного заражения местности в случае аварий (разрушений) АЭС?

Наиболее опасным по масштабам последствий являются авария АЭС с выбросом в атмосферу радиоактивных веществ, в результате чего имеет место длительное загрязнение местности на огромных площадях.

Методика расчета радиоактивной обстановки при авариях АЭС является сложной, многофакторной задачей, ибо последняя зависит как от особенностей выброса АЭС (высота, дисперсность), так и климатических условий (скорость ветра, влажность атмосферы). Первая особенность методики расчета связана с оценкой зон радиоактивного заражения. Известно, что возможная зона радиоактивного заражения имеет вид сектора, боковые границы которого отклоняются от направления среднего ветра на ±200. Однако выброс радионуклидов за пределы аварийного блока ЧАЭС представлял собой растянутый во времени процесс, в течение которого направление ветра изменилось на 3600, что привело к распределению уровней радиации на следе.

Формирование радиоактивных выпадений в ближайшей зоне закончилось в первые 4-5 суток.

Таким образом, если след от ядерного облака при ядерном взрыве обычно вытянут по направлению среднего ветра в виде эллипса, то в случае аварии ЧАЭС конфигурация зоны радиоактивного загрязнения имеет веерный, очаговый характер и целиком определяется метеоусловиями в течение всего времени выброса.

При ядерном взрыве показатель степени, характеризующий величину спада радиации во времени и зависящий от изотопного состава радионуклидов, равно 1,2.

Величина спада радиации при авариях АЭС, где другой изотопный состав радионуклидов, чем при ядерном взрыве, должна в каждом конкретном случае определяться по данным разведки.

Таким образом, при оценке радиационной обстановки при аварии АЭС можно ориентировочно принять, что

При таком законе спада уровня радиации за 7-кратный промежуток времени уменьшаются примерно в 2 раза, а не в 10 раз, как при ядерном взрыве.

4.Что понимается под оценкой радиационной обстановки и к чему она сводится на практике?

Под оценкой радиационной обстановки понимают определение на основе анализа данных радиационной обстановки, возможности производственной деятельности объектов народного хозяйства, действий ГО и населения в условиях радиоактивного заражения.

На практике оценка радиационной обстановки сводится к решению задач по определению возможных доз облучения, допустимой продолжительности пребывания людей на зараженной местности, возможного времени начала ведения спасательных работ, режимов защиты рабочих, служащих, производственной деятельности объектов и т. д.

Исходными данными для оценки радиационной обстановки по данным разведки являются:

· уровни радиации и время их измерения;

· коэффициенты ослабления зданий и защитных сооружений;

· допустимые (установленные) дозы облучения;

· поставленная задача и срок ее выполнения.

5. Дайте краткую характеристику приборов радиационной разведки и дозиметрического контроля.

Измерители мощности дозы ДП-5А (Б) и ДП-5В предназначены для измерения уровней радиации на местности и радиоактивной заражен­ности различных предметов по гам­ма-излучению. Мощность гамма-из­лучения определяется в миллирентгенах или рентгенах в час для той точки пространства, в которой помещен при измерениях соответствующий счетчик прибора. Кроме того, имеется возможность обнаружения бета излучения.
Диапазон измерений по гамма-из­лучению от 0,05 мР/ч до 200 Р/ч в ди­апазоне энергий гамма квантов от 0,084 до 1,25 Мэв. Приборы ДП-5А, ДП-5Б и ДП-5В имеют шесть поддиапазонов измерений. Отсчет показа­ний приборов производится по нижней шкале микроамперметра в Р/ч, по вер­хней шкале — в мР/ч с последующим умножением на соответствующий коэффициент поддиапазона. Участки шка­лы от нуля до первой значащей цифры являются нерабочими. Приборы имеют звуковую индика­цию на всех поддиапазонах, кроме первого. Звуковая индикация прослу­шивается с помощью головных теле­фонов.

Белла — дозиметр бытовой предназначен и оценки мощности дозы гамма-излучения, а также для измерения мощности полевой эквивалентной дозы (МЭД) гамма-излучения по цифровому табло.

6. Назовите допустимые дозы облучения на мирное и военное время.

Предельно допустимые дозы облучения

По отношению к облучению население делится на 3 категории.
Категория А облучаемых лиц или персонал (профессиональные работники) — лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений.
Категория Б облучаемых лиц или ограниченная часть населения — лица, которые не работают непосредственно с источниками ионизирующего излучения, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию ионизирующих излучений.
Категория В облучаемых лиц или население — население страны, республики, края или области.
Для категории А вводятся предельно допустимые дозы -наибольшие значения индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год, при которой равномерное облучение в течение 50 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами. Для категории Б определяется предел дозы.
Устанавливается три группы критических органов:
1 группа — все тело, гонады и красный костный мозг.
2 группа — мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталики глаз и другие органы, за исключением тех, которые относятся к 1 и 3 группам.
3 группа — кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, голени и стопы.
Дозовые пределы облучения для разных категорий лиц даны в таблице

Дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения (бэр/год). Таблица 1

Дозовые пределы суммарного внешнего и внутреннего облучения, бэр за календарный год

Группы критических органов

Предельно допустимая доза (ПДД) для категории А

Предел дозы (ПД) для категории Б(ПД)

Помимо основных дозовых пределов для оценки влияния излучения используют производные нормативы и контрольные уровни. Нормативы рассчитаны с учетом непревышения дозовых пределов ПДД (предельно допустимая доза) и ПД (предел дозы). Расчет допустимого содержания радионуклида в организме проводят с учетом его радиотоксичности и непревышения ПДД в критическом органе. Контрольные уровни должны обеспечивать такие низкие уровни облучения, какие можно достичь при соблюдении основных дозовых пределов.

Действие ионизирующих излучений представляет собой сложный процесс. Эффект облучения зависит от величины поглощенной дозы, ее мощности, вида излучения, объема облучения тканей и органов. Для его количественной оценки введены специальные единицы, которые делятся на внесистемные и единицы в системе СИ. Сейчас используются преимущественно единицы системы СИ. Ниже в таблице 2 дан перечень единиц измерения радиологических величин и проведено сравнение единиц системы СИ и внесистемных единиц.

Основные радиологические величины и единицы
Величина
Наименование и обозначение
единицы измерения
Соотношения между
единицами
Внесистемные

Активность нуклида, А

Беккерель (Бк, Bq)

Экспозиционная доза, X

Поглощенная доза, D

Эквивалентная доза, Н

Интегральная доза излучения

Рад-грамм (рад·г, rad·g)

Грей — кг (Гр·кг, Gy·kg)

Активность радионуклида в источнике (А). Активность равна отношению числа самопроизвольных ядерных превращений в этом источнике за малый интервал времени (dN) к величине этого интервала (dt) :

Единица активности в системе СИ — Беккерель (Бк).
Внесистемная единица — Кюри (Ки).

Число радиоактивных ядер N(t) данного изотопа уменьшается со временем по закону:

N(t) = N0 exp(-tln2 / T1/2) = N0 exp(-0.693t / T1/2)

где No — число радиоактивных ядер в момент времени t = 0, Т1/2 — период полураспада — время, в течение которого распадается половина радиоактивных ядер.
Массу m радионуклида активностью А можно рассчитать по формуле :

m = 2.4*10-24 M T1/2 A

где М — массовое число радионуклида, А — активность в Беккерелях, T1/2 — период полураспада в секундах. Масса получается в граммах.
Экспозиционная доза (X). В качестве количественной меры рентгеновского и -излучения принято использовать во внесистемных единицах экспозиционную дозу, определяемую зарядом вторичных частиц (dQ), образующихся в массе вещества (dm) при полном торможении всех заряженных частиц :

Единица экспозиционной дозы — Рентген (Р). Рентген — это экспозиционная доза рентгеновского и
-излучения, создающая в 1куб. см воздуха при температуре О°С и давлении 760 мм рт. ст. суммарный заряд ионов одного знака в одну электростатическую единицу количества электричества. Экспозиционной дозе 1 Р
соответствует 2.08*109 пар ионов (2.08*109 = 1/(4.8*10-10)). Если принять среднюю энергию образования 1 пары ионов в воздухе равной 33.85 эВ, то при экспозиционной дозе 1 Р одному кубическому сантиметру воздуха передается энергия, равная :
(2.08*109)*33.85*(1.6*10-12) = 0.113 эрг,
а одному грамму воздуха :
0.113/возд = 0.113/0.001293 = 87.3 эрг.
Поглощение энергии ионизирующего излучения является первичным процессом, дающим начало последовательности физико-химических преобразований в облученной ткани, приводящей к наблюдаемому радиационному эффекту. Поэтому естественно сопоставить наблюдаемый эффект с количеством поглощенной энергии или поглощенной дозы.
Поглощенная доза (D) — основная дозиметрическая величина. Она равна отношению средней энергии dE, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме :

Единица поглощенной дозы — Грей (Гр). Внесистемная единица Рад определялась как поглощенная доза любого ионизирующего излучения, равная 100 эрг на 1 грамм облученного вещества.
Эквивалентная доза (Н). Для оценки возможного ущерба здоровью человека в условиях хронического облучения в области радиационной безопасности введено понятие эквивалентной дозы Н, равной произведению поглощенной дозы Dr, созданной облучением — r и усредненной по анализируемому органу или по всему организму, на весовой множитель wr (называемый еще — коэффициент качества излучения)

Единицей измерения эквивалентной дозы является Джоуль на килограмм. Она имеет специальное наименование Зиверт (Зв).


источники:

http://poisk-ru.ru/s3402t2.html

http://pandia.ru/text/78/324/22864.php