
- •Оглавление
- •Предисловие
- •Раздел 1
- •Дозиметрия ионизирующего излучения введение
- •1. Виды и свойства ионизирующего излучения Взаимодействие альфа-излучения с веществом
- •Взаимодействие бета-излучения с веществом
- •Средние линейные пробеги альфа- и бета-частиц в воздухе, воде (мягкой биологической ткани), алюминии
- •Взаимодействие нейтронов с веществом
- •Преобразование энергии гамма-излучения в веществе
- •Фотоэлектрическое поглощение – фотоэффект
- •Эффект Комптона
- •Эффект образования электронно-позитронных пар
- •2. Единицы измерения ионизирующего излучения
- •Величины, характеризующие источники излучений
- •Величины, характеризующие поле излучений
- •Величины, характеризующие взаимодействие излучения со средой
- •Связь между величинами
- •Эффективная доза
- •Физические величины и соотношения между единицами измерения в дозиметрии
- •3. Методы регистрации ионизирующего излучения
- •Ионизационный метод регистрации ионизирующих излучений
- •Сцинтилляционный метод дозиметрии
- •Радиотермо- и радиофотолюминесцентный методы регистрации
- •Сравнительные характеристики детекторов ионизирующего излучения
- •4. Средства измерительной техники для измерения ионизирующего излучения
- •Применяемые на аэс средства измерения ионизирующих излучений
- •Основные стационарные приборы, установки радиационного контроля аэс
- •Основные переносные и носимые приборы радиационного контроля на аэс
- •Основные приборы для измерения дозы облучения персонала на аэс
- •Метрологические характеристики дозиметров комплекта кдт-02м
- •Стационарные установки и комплексы рк
- •Сравнительные технические характеристики крк-1 и fht 770s
- •Раздел 2
- •Радиационные эффекты облучения людей
- •Радиационные эффекты облучения людей
- •Биологические эффекты малых доз
- •. Требования норм и правил к обеспечению работ с источниками ионизирующих излучений Законодательная база
- •Дозовые пределы облучения, регламентируемые документами
- •Основные регламентированные величины нрбу-97
- •Пределы доз облучения различных категорий облучаемых (мЗвгод-1)
- •Облучение персонала категории а
- •Облучение персонала категории б
- •Медицинское облучение населения
- •Вмешательства в условиях радиационной аварии
- •Население в условиях радиационной аварии
- •Регламенты при техногенно-усиленных источниках
- •7. Организация работ с источниками ионизирующего излучения
- •Проектная мощность дозы в помещениях для разных категорий работающих
- •Классы работ с открытыми источниками ионизирующих излучений
- •Допустимые уровни загрязнения различных поверхностей, част·мин-1·см-1
- •Квоты предела дозы, используемые для установления допустимых сбросов и допустимых выбросов
- •Допустимые среднесуточные выбросы газов и аэрозолей
- •Среднемесячный допустимый выброс (дв) радионуклидов
- •Классы работ при действии ионизирующих излучений
- •Классификация рао по мощности дозы на расстоянии 0,1 м от поверхности источника
- •Классификация рао в зависимости от удельной активности
- •8. Основные источники радиационной опасности и факторы радиационного воздействия на аэс
- •Характеристика радиоактивных продуктов коррозии, входящих в состав отложений ядерного реактора
- •9. Организация обеспечения радиационной безопасности при эксплуатации аэс
- •Требования по организации санитарно-пропускного режима при работах с источниками ионизирующего излучения на аэс
- •Правила поведения и личной гигиены. Меры индивидуальной защиты
- •Требования к санитарным пропускникам
- •Радиационная безопасность при обслуживании оборудования в контролируемой зоне
- •Организация ремонтной зоны
- •Локализация, сбор и удаление твердых радиоактивных отходов
- •. Система дозиметрического и радиационно-технологического контроля на аэс
- •Дозиметрический контроль внешнего и внутреннего облучения персонала аэс
- •Автоматизированная система контроля радиационной обстановки аэс
- •. Особенности обеспечения радиационной безопасности при производстве особо радиационно-опасных работ
- •Дозиметрический наряд №____ на работы в условиях радиационной опасности
- •12. Обеспечение радиационной безопасности при снятии с эксплуатации блока аэс. Дезактивация
- •13. Расчет защиты от ионизирующего излучения
- •Защита от гамма-излучения.
- •Значения энергетического Вэ и дозового Вd факторов
- •Защита от нейтронов.
- •Сечение выведения для некоторых атомов, молекул
- •Защита от альфа-, бета- и тормозного излучений.
- •Защитные материалы.
- •Сравнительная стоимость защитных экранов из различных материалов
- •14. Вопросы и задачи для оценки знаний по дисциплине «дозиметрия и защита от ионизирующего излучения»
- •Раздел 1. Дозиметрия ионизирующего излучения
- •1. Виды ионизирующего излучения и их взаимодействие
- •Взаимосвязь между дозиметрическими величинами.
- •2. Методы дозиметрии
- •2.1. Ионизационный метод.
- •2.2. Использование ионизационной камеры для измерения мощности дозы - излучения.
- •2.9. Люминесцентные методы дозиметрии.
- •2.10. Фотографические и химические методы дозиметрии.
- •3. Задачи для проверки уровня
- •15. Вопросы и задачи для оценки знаний по дисциплине «Обеспечение радиационной безопасности на аэс »
- •Раздел 2. Обеспечение радиационной безопасности на аэс
- •2.1. Требования норм и правил к обеспечению работ с рв и ии.
- •2.2. Обеспечение рб на аэс.
- •Задачи для проверки уровня практических навыков по разделу «обеспечение радиационной безопасности на аэс»
- •Предметный указатель
- •Знак радиационной опасности
Связь между величинами
Связи между величинами, характеризующими поле излучения (плотность потока энергии φ или частиц φN) и величинами, характеризующими взаимодействие излучения со средой (доза, мощность дозы) можно установить, введя понятие массового коэффициента передачи энергии μnm. Его можно определить как долю энергии излучения, переданную веществу при прохождении защиты единичной массовой толщины (1 г/см2 или 1 кг/м2). В том случае, если на защиту падает излучение с плотностью потока энергии φ, произведение φ · μnm даст энергию, переданную единице массы вещества в единицу времени, что есть ничто иное как мощность поглощенной дозы:
P = φ μnmP = φγ Eγ μnm.
Чтобы
перейти к мощности экспозиционной дозы,
которая равна заряду, образованному
гамма-излучением в единице массы воздуха
за единицу времени, необходимо энергию,
рассчитанную по формуле разделить на
среднюю энергию образования одной пары
ионов в воздухе
,
и умножить на заряд одного иона, равный
заряду электрона qe. При этом необходимо
использовать массовый коэффициент
передачи энергии для воздуха.
=
φγ ·
Eγ
μnm
.
Зная связь между плотностью потока гамма-излучения и мощностью экспозиционной дозы, можно рассчитать последнюю от точечного источника известной активности.
Зная активность А и число фотонов на 1 акт распада ni, получаем, что в единицу времени источник испускает (ni A) фотонов в угле 4π.
Чтобы получить плотность потока на расстоянии R от источника, необходимо разделить общее число частиц на площадь сферы радиуса R:
φγ
=
.
Подставив полученное значение φγ в формулу для получаем
.
Сведем величины, определяемые по справочным данным для данного радионуклида в один коэффициент Kγ – гамма-постоянную:
В итоге получаем расчетную формулу
=
Kγ
.
Формула имеет такое же значение в дозиметрии как, например, формула закона Ома в электротехнике и электронике и поэтому ее нужно запомнить наизусть.
А коэффициент Кγ можно рассматривать как значение мощности экспозиционной дозы Р = К Р/час от источника активностью А = 1мКи на расстоянии R = 1см. Или мощность дозы N*мкЗв/час на расстоянии 1 м от источника активностью AБк (мКи).
Во внесистемных единицах размерность гамма-постоянной Кγ - (Р*см2)/(час*мКи), так как величины имеют следующие размерности:
– Р/ч; А – мКи; R – см; Kγ – (Р · см2)/(мКи · ч).
В системе СИ: – Гр/кг; А – Бк; R – м, тогда Kγ имеет размерность (аГр · м2)/(с · Бк).
Соотношение между единицами гамма-постоянной Kγ:
1 (аГр · м2)/(с · Бк) = 6,555 Kγ (Р · см2)/(ч · мКи).
Значения Kγ для каждого радионуклида находится в справочнике. Для примера приведем их значения для нуклидов, используемых в качестве контрольных источников дозиметрических приборов:
- для 60Со Kγ = 84,63 (аГр · м2)/(с · Бк) или 13 (Р · см2)/(ч · мКи);
- для 137С Kγ = 21,33 (аГр · м2)/(с · Бк) или 3,24 (Р · см2)/(ч · мКи).
Для часто употребляемых единиц измерения при цифровом значении коэффициента во внесистемных единицах можно записать соотношение
.
Приведенные соотношения между единицами активности и мощности дозы позволили для гамма-излучателей ввести такие единицы активности как керма-эквивалент и радиевый гамма-эквивалент.
Керма-эквивалент это такое количество радиоактивного вещества, которое на расстоянии 1 м создает мощность кермы в воздухе 1 нГр/c. Единица измерения керма-эквивалента 1 нГр·м2/с.
Используя соотношение, по которому в воздухе 1 Гр = 88 Р, можно записать 1 нГр·м2/с = 0,316 мР·м2/час.
Таким образом, керма-эквивалент 1 нГр·м2/с создает на расстоянии 1 м мощность экспозиционной дозы 0,316 мР/час. В качестве единицы радиевого гамма-эквивалента используется такое количество активности, которая создает ту же мощность дозы гамма-излучения, что и 1 мг радия.
Поскольку гамма-постоянная радия 8,4 (Р·см2)/(час мKu), то 1 мг-экв радия создает на расстоянии 1 м мощность дозы 0,84 мР/час.
Переход от активности вещества А в мKu к активности в мг-экв радия М осуществляется по формуле:
М = А(8.4/Кγ) мг-экв радия
Соотношение единиц керма-эквивалента с радиевым гамма-эквивалентом
1 нГр м2 с-1 = 2,66 мг-экв радия