Радиационная безопасность и дозиметрия внешнего гамма-излучения методические указания к выполнению лабораторной работы №1 по курсу «Защита от излучений» Иваново 2009 (стр. 7 из 9)

А = Ao / 2ⁿ , (2.2)

где n – число периодов полураспада, прошедших с даты метрологической аттестации источника до даты проведения эксперимента: n = (t – То) / Т_1/2

t – текущая дата эксперимента, То – дата аттестации, Т_1/2 – 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 W_R , равный для гамма-излучения единице, и пересчетный коэффициент 3,6 = 3600/1000:

_о (r) = Г · А / r² · 3,6 · W_R , 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 х_В см составляет

К = ехр (μ_В х_В) / В_∞ ,

где μ_В – 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 х_Рb= 10,5 см составляет

К_Рb = ехр (μ_Рbх_Рb) / (В_Рb · d) ,

где μ_Рb – линейный коэффициент ослабления свинца, берется по энергии гамма-квантов (табл.П.1); В_Рb – 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 / К_Рb 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_∞