
- •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
2. Единицы измерения ионизирующего излучения
Особенностью измерения ионизирующего излучения является то, что необходимо рассматривать (рис. 2.1) несколько объектов измерения: источники ионизирующего излучения, распределение излучения в пространстве и перенос ими энергии, взаимодействие излучения с веществом и передачу при этом энергии излучения веществу.
Рис. 2.1. Объекты измерения ионизирующего излучения
Величины, характеризующие источники излучений
Под источником ионизирующего излучения понимают устройство или радиоактивное вещество, испускающее или способное спускать ионизирующее излучение. Более узким понятием является радиоактивный источник излучения, где источником излучения является радиоактивное вещество.
Количество радиоактивного вещества измеряют, как правило, не по его массе, а по его активности.
Под активностью понимают количество радиоактивного вещества, определяемое по числу распадов в единицу времени:
А
= -
,
где N - число ядер данного нуклида;
t - время.
Активность связана с числом ядер соотношением.
А = λN,
где λ – постоянная распада данного радионуклида – вероятность его распада в единицу времени.
В системе СИ единицей измерения активности является Беккерель (Бк) – активность источника, в котором происходит 1 распад в секунду. 1 Бк = 1 распад/с.
Внесистемной единицей является кюри. Первоначально эта единица соответствовала активности 1 г радия. В настоящее время используется более точное определение, по которому кюри (Ки) – это внесистемная единица измерения активности, численно равная 3,7 · 1010 распадов в секунду, т.е. 1 Ки = 3,7 · 1010Бк.
Следует отметить, что 1 кюри – это очень большая активность. В лабораторной практике приходится иметь дело с милликюри (мКи) и микрокюри (мкКи).
Часто приходится иметь дело с удельной активностью – активностью, содержащейся в единице массы вещества; объемной активностью – активностью, содержащейся в единице объема и удельной поверхностной активностью – активностью, приходящейся на единицу площади. Последнюю величину иногда называют радиоактивным загрязнением (заражением) поверхности, а объемную активность – концентрацией.
В качестве иллюстрации величин активности можно привести следующие:
объемная активность природного радона над открытой местностью – 3…5 Бк/м3;
объемная активность водопроводной воды – 0,1…1Бк/л (10-11Ки/л);
допустимая активность питьевой воды в мирное время ~ 10…50 Бк/л
(~10-9 Ки/л);
допустимый уровень загрязнения кожных покровов в мироне время для бета – излучений – 300 распадов/см2 мин (~ 5 · 104Бк/м2).
Связь между активностью и массой радиоактивного вещества может быть выражена формулой:
,
где А - активность в Бк;
NАв - число Авогадро – 6,02*1023 моль-1;
- период полураспада, выраженный в секундах (время, за которое активность данного радионуклида уменьшается в 2 раза) – берется из справочников;
m - масса вещества в граммах;
Ar - атомный вес нуклида в атомных единицах массы.
При использовании приведенной формулой следует особо обращать внимание на размерности величин. Так, период полураспада, указанный в годах необходимо переводить в секунды, имея в виду, что 1 год = 3,15·107с. Активность, заданную в Ku, следует переводить в Бк.
Считается, что не вызывает потери работоспособности одномоментное поступление внутрь организма с пищей или водой 1 мКи смеси радиоактивных веществ – продуктов ядерного взрыва.
Не вызывают также потери работоспособности использование для питья в течение месяца питьевой воды объемной активностью 10-6 Ки/л и загрязнение кожных покровов 0,5 мкКи/см2, что соответствует 106 расп/мин · см2.
Следует отметить, что активность источника по мере его распада уменьшается со временем.
или
,
где А˚ - активность в начальный момент времени;
t - время спада активности;
- период полураспада – время, за которое активность уменьшается в 2 раза.