МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

ОБНИНСКИЙ ИНСТИТУТ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Факультет естественных наук

Кафедра ядерной физики

В.А.Черкашин

Учебно-методическое пособие по дозиметрии и защите от ионизирующих излучений

Обнинск – 2002

Аннотация

«Методическое пособие по дозиметрии и защите от ионизирующих излучений» предназначены для изучения курсов «Дозиметрия ионизирующих излучений», «Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений», «Радиационная безопасность ЯЭУ», «Принципы регламентации облучения человека» по специальностям 30300, 101000, 190200, 070900, 200600 при работе на семинарских занятиях, самостоятельной работе и выполнении домашних заданий. В основу Методического пособия положена современная концепция нормирования, система дозиметрических величин, нормативные документы федерального и ведомственного уровня. Методические указания снабжены таблицами, включающими данные, необходимые для самостоятельного решения задач и работе на семинарских занятиях, все методы расчета имеют примеры.

Методическое пособие может быть использовано в системе повышения квалификации и переподготовки персонала предприятий и организаций, а также для самостоятельного изучения вопросов, связанных с переходом системы радиационного и индивидуального дозиметрического контроля на современную систему нормирования, которая введена ведомственными нормативными актами, разработанными в соответствии с НРБ-99 и ОСПОРБ-99.

Содержание

1. Система дозиметрических величин в радиационном контроле

1.1. Физические величины

1.2. Нормируемые величины

1.3. Операционные величины

1.4. Расчет нормируемых величин по данным радиационного контроля

1.4.1. Эффективная и эквивалентные дозы облучения гамма-квантами

1.4.2. Эффективная и эквивалентные дозы облучения бета-частицами

1.4.3. Эффективная доза внешнего облучения нейтронами

1.4.5. Эффективная доза внутреннего облучение при ингаляционном поступлении радона и короткоживущих продуктов их распада

1.4.6. Эффективная доза внутреннего облучения техногенными радионуклидами

Задачи к главе 1.

2. Дозиметрические характеристики поля излучения

2.1. Гамма-постоянные дозиметрических величин

2.2. Поле излучения точечного источника

2.3. Поле излучения протяженных источников

Задачи к главе 2.

3. Дозовые пределы и производные уровни

3.1. Дозовые пределы при нормальной эксплуатации техногенного источника

3.2. Дозовые пределы облучения персонала при повышенном планируемом облучении

3.3. Ограничение облучения населения при радиационной аварии

Задачи к главе 3.

4. Дозиметрия газов и аэрозолей

5.1. Дозиметрия газов и аэрозолей естественного происхождения

5.2. Дозиметрия техногенных аэрозолей

Задачи к гл.5.

6. Инженерные методы защиты

6.1. Инженерные методы защиты от гамма-излучения

6.1.1. Точечный источник за защитой

6.1.2. Точечный источник за гетерогенной защитой

6.1.3. Расчет толщины защиты

6.2. Защита от нейтронов

6.2.1. Метод длин релаксации.

6.1.2. Метод сечения выведения.

Задачи к гл.6

Приложение

1. Система дозиметрических величин в радиационном контроле

Результат воздействия ионизирующих излучений на облучаемые объекты заключается в физико-химических или биологических изменениях у этих объектов. Примерами таких изменений могут служить нагрев, фотохимическая реакция рентгеновской пленки, изменение биологических показателей живого организма. Радиационный эффект зависит от физических величин, характеризующих поле излучения и физических величин, отражающих взаимодействие излучения с веществом.

Современная система дозиметрических величин включает:

• физические величины, являющиеся мерой воздействия ионизирующего излучения на вещество;

• нормируемые величины, являющиеся мерой ущерба (вреда) от воздействия излучения на человека;

• операционные величины, являющиеся непосредственно определяемыми в измерениях величинами, предназначенными для оценки нормируемых величин при радиационном контроле.

В табл.1.1 приведены соотношения между дозиметрическими величинами в системе СИ и внесистемными единицами.

Связь массы m радионуклида в граммах ( без учета неактивного носителя) с активностью А в Бк, имеющего период полураспада Т_1/2 в сек,

m=2,4·10^-24 А·Т_1/2 М

или

А=4,17·10²³ m/(М·Т_1/2),

где М – атомная масса, г-моль.

Для оценки поля гамма-излучения в воздухе для источников сложного спектрального состава (смесь продуктов деления) используется нестандартная величина активности – радиевый гамма-эквивалент. Внесистемная единица – мг-экв. Ra. Это такая активность, которая создает такую же мощность дозы, как 1 мг Ra на расстоянии 1 см.