
- •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
Эффективная доза
В конце 80-х годов была предложена концепция «эффективной эквивалентной дозы». Использование эффективной дозы позволяет перейти от характеристик поля ионизирующего излучения к социально обусловленной мере воздействия излучения на человека – ущербу. Использование этого понятия создает условия для приведения к единому стоимостному критерию вред, затраты и выгоды от использования технологий с применением источников ионизирующего излучения.
Основными изменениями в деле нормирования пределов дозы, введенными НРБ-96 и НРБУ-97 в соответствии с рекомендациями МКРЗ, является переход к нормированию дозовых пределов в величинах эффективной дозы и уменьшению дозовых пределов до 20 мЗв в год, вместо нормируемой эквивалентной дозы 50 мЗв (5 бэр) в год.
В практике обеспечения радиационной безопасности часто бывает так, что облучается не все тело, а один из органов. Например, при загрязнении бета-излучающими радионуклидами кожи, при накоплении йода в щитовой железе, при вдыхании радиоактивных газов и т.п. Чтобы оценивать при этом вред, наносимый всему организму, введено понятие эффективной дозы Е.
Жизненно важные органы размещаются на различных глубинах в человеческом теле и по-разному защищены другими тканями, и поэтому величина эффективной дозы зависит от таких факторов как энергия излучения и направление излучения.
Как уже говорилось выше, эффективная доза равна эквивалентной дозе Нi полученной данным i-м органом, умноженной на взвешивающий тканевый коэффициент WТКi.
где Hi - эквивалентная доза, полученная данным органом;
WТКi - взвешивающий тканевый коэффициент данного органа.
Эффективная эквивалентная доза – это доза, которая оказывает то же воздействие на организм при равномерном облучении всего тела, как и данные эквивалентные дозы при неравномерном облучении всего тела.
Эффективную дозу рекомендуют использовать для прогнозной оценки пожизненного ущерба при облучении больших групп людей. Дозиметрической величиной, предназначенной для оценки радиологического ущерба в области облучения малыми дозами, является коллективная эффективная доза, равная для коллектива из N человек сумме индивидуальных эффективных доз E1,…, EN.
Единица эффективной коллективной дозы – человеко-зиверт (чел.-Зв). В области малых доз облучению с эффективной коллективной дозой 1 чел.-Зв соответствует ущерб, равный потере 1 человеко-года «коллективной» жизни облученного коллектива. За пределами области облучения с малыми дозами, когда эффективная доза, полученная в течение года, превышает 200 мЗв, коллективную дозу применять для оценки потенциальных последствий облучения не следует.
С введением новых норм радиационной безопасности переход от экспозиционной дозы в рентгенах к эффективной дозе в сЗв регламентирован как 1:0,64. Это значительно отличается от предыдущей практики обеспечения радиационной безопасности и, если следовать этой норме, необходимо уменьшить на 36 % все полученные ранее дозы гамма-излучения.
Из вышеизложенного следует, чтобы перейти от измеренных значений экспозиционной дозы X или воздушной кермы K к расчетному значению эффективной эквивалентной дозы, необходимо знание коэффициентов перехода:
E = KX X, E = KK K.
Здесь коэффициент KX выражается соотношением сЗв/Р, а KK - сЗв/сГр.
Однако, переход от экспозиционной дозы или воздушной кермы зависит от энергии гамма-излучения и от условий облучения.
В литературе достаточно широко рассмотрены эти зависимости для перехода от воздушной кермы к эффективной дозе для различной геометрии облучения.
Например, предложены соотношения для перехода от Гр и Зв в условиях ПЗ - геометрии (облучения спереди) - как 1,26:1, а в условиях ИЗО - геометрии (изотропное облучения) – 0,70:1. При этом геометрия ПЗ наиболее часто встречается в практике радиационной безопасности, а геометрия ИЗО - крайне редко. Эта разница в соотношениях определяется различной экранировкой жизненно важных органов в различных условиях облучения.
Кроме того, в литературе рассматриваются и другие условия облучения – облучение сзади (ЗП), облучение со всех сторон в горизонтальной плоскости – (ВР). Крайними случаями при этом являются облучение спереди и изотропное облучение.
В НРБУ-97 при определении перехода от экспозиционной дозы к эффективной выбран вариант изотропного облучения от природного излучения, при этом соотношение для перехода от Гр к Зв выбрано 0,64!.
Поскольку сумма тканевых коэффициентов всех органов равна единице, то казалось бы, что при облучении всего тела переход от характеристики поля – экспозиционной дозы к эффективной дозе определится этим коэффициентом. Однако оказалось, что из-за различной экранировки жизненно важных органов другими тканями переход от экспозиционной дозы к эффективной имеет сложный характер, зависящей от энергии гамма-излучения и угла облучения.
Исходя из данных, приведенных в литературе и в соответствии с международными рекомендациями, можно рассчитать коэффициенты для перехода от единицы экспозиционной дозы к единицам эффективной дозы для различных случаев облучения как показано на рис. 2.2а,б. Из рисунка следует, что существенный вклад в эффективную дозу начинается с энергии 20 кэВ, если известно энергетическое распределение излучения. Однако такое распределение различно для различных ядерных объектов и, кроме того, оно изменяется от точки к точке. Это приводит к большим погрешностям при расчетном методе определения эффективной дозы. Необходимо прямое измерение данной физической величины. В настоящее время не производятся приборы для прямого измерения эффективной дозы.
Поэтому дозиметры, имеющие энергетический диапазон меньше этой величины завышают, а больше этой величины – занижают величины доз в несколько раз.
1 – 0,02 Мэв; 2 – 0,066 МэВ; 3 – 0,2 МэВ; 4 – 0,66 МэВ; 5 – 1,25 МэВ;
6 – 4 МэВ; 7 – 10 МэВ
Рисунок 2.2.а Зависимость коэффициента перехода К от условий облучения
Рис. 2.2.б Зависимость коэффициента перехода К от условий облучения
Для измерения доз ионизирующего излучения используются пять различных величин и соответственно, десять единиц измерения.
Причина сложившейся ситуации в том, что различные физические величины описывают различные проявления ионизирующих излучений и служат для различных целей.
Обобщающим критерием для оценки опасности излучений для человека служит эффективная доза и ее мощность дозы. Именно она используется при нормировании облучения Нормами радиационной безопасности Украины (НРБУ-97). По этим нормам предел дозы для персонала атомных станций и учреждений, работающих с источниками ионизирующих излучений, составляет 20 мЗв/год. Для всего населения – 1 мЗв/год. Эквивалентная доза используется для оценки воздействия излучения на отдельные органы. Оба этих понятия используются при нормальной радиационной обстановке и при небольших авариях, когда дозы не превышают пяти допустимых годовых пределов дозы. Кроме того поглощенная доза используется для оценки воздействия излучения на вещество, а экспозиционная доза – для объективной оценки поля гамма-излучения.
Таким образом, в отсутствии крупных ядерных аварий для оценки радиационной обстановки можно рекомендовать единицу дозы – мЗв, единицу мощности дозы мкЗв/час, единицу активности – Беккерель (или внесистемные бэр, бэр/час и мKu).
Основные, встречающиеся в практике радиационной безопасности физические величины и единицы измерения, приведены в табл. 2.1.
Таблица 2.1