
- •Система дозиметрических величин в радиационном контроле
- •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 эквивалентная дозы облучения гамма-квантами.
- •1.4.2. Эффективная и эквивалентная дозы облучения бета-частицами.
- •1.4.3. Эффективная доза внешнего облучения нейтронами
- •1.4.5. Эффективная доза внутреннего облучения при ингаляционном поступлении радона, торона и короткоживущих продуктов их распада.
- •1.4.6. Эффективная доза внутреннего облучения техногенными радионуклидами
- •Ответ: 1,4·10-2 Зв/год Задачи к главе 1
- •2.0. Дозиметрические характеристики поля
- •2.1. Гамма постоянные дозиметрических величин
- •2.2. Поле излучения точечного источника
- •2.3. Поле излучения протяженных источников
- •3. Дозовые пределы и производные уровни
- •3.1. Дозовые пределы при нормальной эксплуатации техногенного источника
- •Основные пределы доз
- •3.2. Дозовые пределы облучения персонала при повышенном планируемом облучении
- •3.3. Ограничение облучения населения при радиационной аварии
- •Критерии для принятия неотложных решений
- •4. Дозиметрия газов и аэрозолей
- •4.1. Дозиметрия газов и аэрозолей естественного происхождения
- •4.2. Дозиметрия техногенных аэрозолей
- •5. Инженерные методы расчета защиты
- •5.1. Инженерные методы защиты от гамма-излучения
- •5.1.1. Точечный источник за защитой
- •5.1.2. Точечный источник за гетерогенной защитой
- •5.1.3. Расчет толщины защиты
- •Исходные данные и результаты расчета толщины защиты по методу конкурирующих линий
- •5.2. Защита от нейтронов
- •5.2.1. Метод длин релаксации.
- •5.2.2. Метод сечения выведения.
- •Источник
- •Задачи к главе 5
- •Ядерно-физические данные радионуклидов
- •Универсальные таблицы н.Г.Гусева для расчета защиты от гамма-излучения
Ядерно-физические данные радионуклидов
Радионук-лид |
Период полураспада, Т1/2 |
Энергия фотонов, Е, МэВ |
Квантовый выход η, отн.ед |
Дифференциаль-ные гамма-постоянные по мощности воздушной кермы ГК,i, aЗвм2/(сБк) |
Гамма-постоянная по мощности воздушной кермы,, ГК aГвм2/(сБк) |
1 |
2 |
3 |
4 |
5 |
6 |
22Na |
2.6 лет |
1,275 0,511 |
0.999 1,8 |
42,9 34,8 |
77,7
|
24Na |
15.0 час |
2,754 1,369 |
0,999 1,000 |
74,2 45,3, |
120 |
42K |
12.4 час |
1,525 |
0,179 |
8,89 |
9,9 |
51Cr |
27.73 дня |
0,320 |
0,0983 |
1,16 |
1,16 |
54Mn |
312.3 дня |
0,835 |
1,00 |
30,5 |
30,5 |
56Mn |
2.578 час |
2,11 1,8 0,85 |
0,14 0,27 0,99 |
8,86 15,1 30,6 |
56,1 |
58Co |
70.78 дня |
0,811 0,511 |
0,994 0,300 |
29,6 5,79 |
39,8 |
60Co |
5.272 лет |
1,173 1,333 |
1,00 0,999 |
49,3 44,7 |
84,6 |
64Cu |
12.71 час |
1,346 0,511 |
0,0049 0,358 |
0,22 6,91 |
7,13 |
65Zn |
244.1 дня |
1,116 |
0,507 |
19,6 |
20,2 |
134Cs |
2,062 года |
1,365 1,168 1,039 0,8019 0,7958 0,6047 0,5693 0,5632 0,4753 |
0,0304 0,018 0,01 0,0873 0,854 0,976 0,054 0,0838 0,0146 |
1,37 0,722 0,367 2,57 25 22,2 3,31 1,78 0,262 |
57,6 |
137Cs+137mBa |
30 лет |
0,662 |
0,85 |
23.4 |
27.4 |
91Y |
58.51 дней |
1,205 |
0,003 |
0,123 |
0,123 |
95mNb |
3.61 сут |
0,235 |
0,259 |
3,38 |
3,38 |
99Mo+99mTc |
66.02 час |
0,778 0,740 0,366 0,181 0,140 |
0,043 0,122 0,012 0,06 0,05 |
1,24 3,35 0,162 0,365 0,218 |
5,47 |
131J |
8.04 дней |
0,723 0,637 0,365 0,284 0,080 |
0,018 0,073 0,812 0,061 0,026 |
0,485 0,053 11,0 0,626 0,064 |
14,1 |
110mAg |
249,76 сут |
1,562 1,505 1,384 0,9375 0,8847 0,7639 0,7067 0,6870 0,6776 0,6577 |
0,0118 0,131 0,243 0,343 0,729 0,224 0,167 0,0649 0,107 0,947 |
0,59 6,38 11,1 11,6 23,4 6,33 4,41 1,67 2,72 23,4 |
98,2 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Табллица П2
Значение эффективной дозы, эквивалентной дозы облучения хрусталика глаза, кожи и керма в воздухе на единичный флюенс в зависимости от энергии гамма-квантов
Энергия фотонов, МэВ |
Эквивалентная доза в хрусталике на единичный флюенс, 10-16 Зв-м2 |
Эквивалентная доза в коже на единичный флюенс, 10-16 Зв-м2 |
Эффективная доза на единичный флюенс, 10-16 Зв-м2 |
Керма в воздухе на единичный флюенс фотонов, 10-16 Грм2 |
|||
1 |
2 |
3 |
4 |
5 |
6 |
7 |
8 |
|
*ИЗО |
*ПЗ |
*ИЗО |
*ПЗ |
*ИЗО |
*ПЗ, |
|
1,0-2 |
0,669 |
2,23 |
6,17 |
7,06 |
0,0201 |
0,0485 |
7,43 |
3,0-2 |
0,375 |
0,865 |
0,822 |
0,880 |
0.103 |
0,3 |
7,2-1 |
4,0-2 |
0,275 |
0,571 |
0,642 |
0,687 |
0,140 |
0,338 |
4,3-1 |
5,0-2 |
0,239 |
0,459 |
0,462 |
0,494 |
0.165 |
0,357 |
3,2-1 |
6,0-2 |
0,234 |
0,431 |
0,480 |
0,501 |
0.186 |
,378 |
2,9-1 |
8,0-2 |
0,264 |
0,476 |
0,511 |
0,541 |
0.230 |
0,44 |
3,1-1 |
1,0-1 |
0,326 |
0,568 |
0,549 |
0,575 |
0.278 |
0,517 |
3,7-1 |
1,5-1 |
0,545 |
0,857 |
0,827 |
0,851 |
0,419 |
0,752 |
6,0-1 |
2,0-1 |
0,762 |
1,16 |
1,16 |
1,18 |
0.581 |
1,00 |
8,6-1 |
3,0-1 |
1,20 |
1,77 |
1,79 |
1,81 |
0.916 |
1,51 |
1,38 |
4,0-1 |
1,59 |
2,33 |
2,38 |
2,38 |
1.26 |
2,00 |
1,89 |
5,0-1 |
2,00 |
2,86 |
2,93 |
2,93 |
1,61 |
2,47 |
2,38 |
6,0-1 |
2,39 |
3,32 |
3,44 |
3,44 |
1.94 |
2,91 |
2,84 |
8,0-1 |
3,10 |
4,21 |
4,39 |
4,39 |
2,59 - |
3,73 |
3,69 |
1,0 |
3,76 |
4,96 |
5,23 |
5,23 |
3,21 |
4,48 |
4,47 |
2,0 |
6,64 |
7,93 |
8,61 |
8,61 |
5,84 |
7,49 |
7,55 |
4,0 |
11,1 |
12,1 |
13,6 |
13,6 |
9.97 |
12,0 |
12,1 |
6,0 |
15,1 |
15,6 |
17,9 |
17,9 |
13,6 |
16,0 |
16,1 |
8,0 |
19,1 |
19,1 |
22,3 |
22,3 |
17.3 |
19,9 |
20,1 |
10,0 |
23,0 |
22,3 |
26,4 |
26,4 |
20.8 |
23,8 |
24,0 |
ИЗО - изотропное (4) поле излучения, ПЗ - облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.
Таблица П3
Значения эквивалентной дозы при контактном облучении кожи в зависимости от средней энергии бета-спектра
Средняя энергия бета-спектра, МэВ |
Эквивалентная доза в коже на единичный флюенс, 10-10 Зв-см2 |
0.05 |
1.0 |
0.07 |
1.8 |
0.10 |
2.6 |
0.15 |
3.4 |
0.20 |
3.8 |
0.30 |
4.3 |
0.40 |
4.5 |
0.50 |
4.6 |
0.70 |
4.8 |
1.00 |
5.0 |
1.50 |
5.2 |
2.00 |
5,3 |
Таблица П4
Дозиметрические величины на единичный флюенс в зависимости от энергии нейтронов
|
Эффективная доза на единичный флюенс Е, 10-12Зв·см2 |
Индивидуальный эквивалент дозы на |
|
Средняя
энергия
|
Изотропная геометрия |
Передне-задняя геметрия |
единичный флюенс, Нр(10), 10-12 Зв·см2 |
Тепловые нейтроны |
3,3 |
7,6 |
11.4 |
0,05 |
17.3 |
38.5 |
39 |
0,10 |
27.2 |
59.8 |
90,6 |
0,30 |
53,2 |
129 |
198 |
0,50 |
75 |
188 |
335 |
0,70 |
204 |
226 |
370 |
1,0 |
116 |
282 |
422 |
3,0 |
220 |
432 |
431 |
5 |
272 |
474 |
420 |
7.0 |
290 |
490 |
432 |
9.0 |
303 |
496 |
467 |
Таблица П5
Групповой спектр нейтронов деления 235U тепловыми нейтронами и спектр нейтронов гипотетического реактора за защитой из 1,5 м бетона.
|
Доля нейтронов cо средней энергий , отн.ед. |
|
Средняя энергия , МэВ |
Спектр нейтронов деления |
Спектр нейтронов деления за защитой из 1,5 м бетона |
Тепловые нейтроны |
0,005 |
0.18 |
0,05 |
0,01 |
0.12 |
0,10 |
0,025 |
0.26 |
0,30 |
0,06 |
0.20 |
0,50 |
0,07 |
0.05 |
0,70 |
0,07 |
0.05 |
1,0 |
0,36 |
0.04 |
3,0 |
0,28 |
0.08 |
5 |
0,095 |
0.011 |
7.0 |
0,02 |
<0.001 |
9.0 |
0,01 |
<0.001 |
Таблица П6
Значения дозовых коэффициентов
в воздухе отдельных радионуклидов для персонала
Радионуклид |
Период полурас-пада |
Тип соеди-нения при ингаляции |
Дозовый коэффициент возд перс, Зв/Бк |
Co-60 |
5,27 лет |
П |
9,6-09 |
Zn-65 |
244 сут |
М |
2,9-09 |
Sr-89 |
50,5 сут |
М |
7,5-09 |
Sr-90 |
29,1 лет |
М |
1,5-09 |
I-131 |
8,04 сут |
Б |
7,6-09 |
Cs-137 |
30,0 лет |
Б |
4,8-09 |
U-234 |
2,44+05 лет |
М |
8,5-06 |
U-235 |
7,04+08 лет |
М |
7,7-06 |
U-238 |
4,47+09 лет |
М |
7,3-06 |
Pu-238 |
87,7 лет |
М |
1,5-05 |
Pu-239 |
2,41+04 лет |
М |
1,5-05 |
Pu-240 |
6,54+03 лет |
П |
4,7-05 |
Табллица П7
Значения дозовых коэффициентов поступления радионуклидов с вдыхаемом воздухом и пищей
|
Критическая группа |
Период полураспада |
Поступление с воздухом |
Поступление с водой и пищей |
Радионук-лид |
|
Т1/2 |
Дозовый коэффициент, нас , Зв/Бк |
Дозовый коэффициент, нас , Зв/Бк |
Co-60 |
#5 |
5,27 лет |
1,2-8 |
2,7-8 |
Zr-95 |
#5 |
64,0 сут |
5,9-9 |
5,6-9 |
I-131 |
#2 |
8,04 сут |
7,2-8 |
1,8-7 |
Cs-137 |
#6 |
30,0 лет |
4,6-9 |
1,3-8 |
U-234 |
#5 |
2,44+5 лет |
4,2-6 |
1,3-7 |
U-235 |
#5 |
7,04+8 лет |
3,7-6 |
1,3-7 |
U-238 |
#5 |
4,47+9 лет |
3,4-6 |
1,2-7 |
Pu-238 |
#6 |
87,7 лет |
4,6-5 |
4,0-7 |
Pu-239 |
#6 |
2,41+4 лет |
5,0-5 |
4,2-7 |
Pu-240 |
#6 |
6,54+3 лет |
5,0-5 |
4,2-7 |
Pu-241 |
#6 |
14,4 лет |
9,0-7 |
4,8-9 |
#1-Новорожденные дети до 1 года |
#4-Дети 7-12 лет |
#2-Дети 1-2 года |
#5-Дети 12-17 лет |
#3-Дети 2-7 лет |
#6-Взрослые (старше 17 лет) |
Таблица П8
Зависимость массовых коэффициентов поглощения энергии для воздуха и биологической ткани
Энергия гамма-квантов, МэВ |
Воздух, см2/г |
Биологическая ткань, см2/г |
0.01 |
4.65 |
4.84 |
0.02 |
0.527 |
0.536 |
0.04 |
0.0671 |
0.0680 |
0.06 |
0.0301 |
0.0315 |
0.08 |
0.0239 |
0.0258 |
0.1 |
0.0232 |
0.0254 |
0.2 |
0.0267 |
0.0297 |
0.4 |
0.0295 |
0.0328 |
0.6 |
0.0295 |
0.0328 |
0.662 |
0.0294 |
0.0326 |
0.8 |
0.0288 |
0.0320 |
1.0 |
0.0279 |
0.0310 |
1.25 |
0.0266 |
0.0296 |
1.5 |
0.0254 |
0.0283 |
2.0 |
0.0234 |
0.0260 |
3.0 |
0.0206 |
0.0228 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Таблица П9
Значения коэффициентов функции выведения радионуклидов из контролируемых органов
Радионуклид |
Тип химического соединения |
Контроли-руемый орган |
Быстровыводящаяся компонента |
Медленновыводящаяся компонента |
|||
|
|
|
|
||||
Со Nb Ru
|
Zn Sb Ce Cr |
М |
Легкие |
4,4310–2 |
1,9010–2 |
7,5110–2 |
9,2х10–4 |
Mn Sb |
Fe Zr |
П |
Легкие |
6,8110–2 |
5,7610–2 |
5,110–2 |
5,7610–3 |
Cs |
Б |
Все тело |
3,7010–2 |
3,2310–1 |
3,1410–1 |
6,2910–3 |
|
I |
Б |
Щитовидная железа |
- |
- |
1,0310–1 |
7,0010–3 |
Табллица П10
Линейные коэффициенты ослабления ,гамма-излучения в веществе μ в зависимости от энергии гамма-квантов, 1/см
Энергия, |
Материал, плотность |
||||
МэВ |
Вода |
Алюминий |
Бетон |
Железо |
Свинец |
0,10 |
0,171 |
0,456 |
0,397 |
2,92 |
62,068 |
0,20 |
0,137 |
0,329 |
0,291 |
1,146 |
10,689 |
0,3 |
0,119 |
0,281 |
0,251 |
0,864 |
4,278 |
0 40 |
0,106 - |
0,250 |
0,224 |
0,738 |
2,496 |
0,50 |
0,0966 |
0,228 |
0,204 |
0,659- |
1,725 , |
0,6 |
0,0896 |
0,210 |
0,189 |
0,604, |
1,350 |
0,б61 |
0,0860 |
0,200 |
0,131 |
0,573 |
1,186 |
0,80 |
0,0786 |
0,184 |
0,166 |
0,525 |
0,983 |
1,0 |
0,0706 |
0,166 |
0,149 |
0,470 |
0,799 |
1,25 |
0,0630 |
0,148 |
0,132 |
0,408 |
0,655 |
1,5 |
0,0575 |
0,135 |
0,122 |
0,381 |
0,592 |
2,0 |
0,0493 |
0,117 |
0,104 |
0,333 |
0,525 |
2,75 |
0,0410 |
0,0999 |
0,0869 |
0,290 |
0,486 |
3,0 |
0,0396 |
0,0953 |
0,0853 |
0,283 |
0,480 |
Таблица П11
Факторы накопления кермы для точечного изотропного источника в бесконечной среде
Материал |
Е0 . МэВ |
μd |
||||||||
0,5 |
1 |
2 |
4 |
7 |
10 |
15 |
||||
Вода |
0.1 0,5 1,0 2,0 3,0 |
4,18 2,44 2,1 1,85 1,74 |
7,79 2,52 2;13 1,83 1,69 |
19,1 5,14 3,71 2,77 2,42 |
64,6 14,3 7,68 4,88 3,91 |
213 38,8 16,2 8,46 6,23 |
515 77,6 27,1 12,4 8,63 |
1550 178 50,4 19,5 12,8 |
||
Алюминий |
0,5 1,0 2,0 3,0 |
1,65 1,49 1,39 1,35 |
2,37 2,02 1,75 1,64 |
4,24 3,31 2,62 2,32 |
9,47 6,57 4,62 3,78 |
21,5 13,1 8,05 6,14 |
38,9 21,2 11,9 8,65 |
80,8 37,9 18,7 13,0 |
||
Железо |
0,1 0,5 1,0 2,0 3,0 |
1,38 1,79 1,53 1,40 1,35 |
1,45 1,98 1,87 1,76 1,55 |
3,22 3,09 2,89 2,43 2,15 |
2,31 5,98 5,39 4,13 3,51 |
2,77 11,7 10,2 7,85 5,85 |
2,90 19,2 16,2 10,9 8,51 |
3,61 35,4 28,3 17,6 13,5 |
||
Бетон |
0,1 0,5 1,0 2,0 3,0 |
|
|
|
|
|
|
|
||
Свинец |
0,1 0,5 1,0 2,0 3,0 |
1,28 1,44 - - - |
1,47 1,24 1,37 1,39 1,34 |
2,06 1,42 1,69 1,76 1,68 |
4,39 1,69 2,26 2,51 2,43 |
18,7 2,00 3,02 3,66 3,75 |
100 2,27 3,74 4,84 5,30 |
2040 2,65 4,81 , 6,86 8,44 |
Таблица П12
Отношение дозовых факторов накопления для барьерной геометрии к дозовым факторам накопления в бесконечной среде,
Энергия, МэВ |
Вода |
Железо |
Бетон |
Свинец |
0,5* 1,0 2,0 3,0 |
0,750 0,797 0,892 0,924 |
0,869 0,903 0,929 0,943 |
0,799 0,845 0,905 0,930 |
0,983 0,986 0,989 0,990 |
*-для энергии ниже 0,5 МэВ поправку на барьерность можно не учитывать
Табл,П13
Коэффициенты А1 , α1 и α2 для представления дозового фактора накопления по формуле Тейлора
Материал ' |
Коэффи-циент |
Е , МэВ ' |
|||
0,5 |
I |
2 |
3' |
||
Свинец |
А1 α1 - α2 |
1,65 0,032 0,296 |
2,45 0,045 0,178 |
2,60 0,071 0,103 |
2,15 0,097 0,077 |
Железо |
А1 α1 - α2 |
10,0 0,0948 0,012 |
8,0 0,0895 0,04 |
5,5 0,0788 0,07 |
5,0 0,074 0,075 |
Вода |
А1 α1 - α2 |
24 0,138 0,0 |
11,0 0,104 0,030 |
6,4 0,076 0,092 |
5,2 0,062 0,108 |
Бетон |
А1 α1 - α2 |
12,5 0,111 0,006 |
9,9 0,088 0,029 |
6,3 0,069 0,058 |
4,7 0,062 0,073 |
Таблица П14