
- •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
1.4.5. Эффективная доза внутреннего облучения при ингаляционном поступлении радона, торона и короткоживущих продуктов их распада.
Одними из ведущих компонентов обычного и техногенно усиленного радиационного фона являются 222Rn (радон) и 220Rn ( торон ). Они достаточно распространены как в производственной сфере, в первую очередь на предприятиях по добыче и переработке радиоактивных руд, так и в жилых помещениях.
Радон и торон являются промежуточными продуктами распада радиоактивных изотопов урана и тория, входящих в состав земли и материалов строительных конструкций на основе бетона. Радон и торон - инертные газы, не взаимодействующие с другими элементами, они легко выходят в атмосферу, накапливаясь в жилых и производственных помещениях. Продукты распада радона и торона - твердые вещества, которые находятся в воздухе в виде атомов, сорбированных на аэрозольных частицах.
Основную роль в загрязнении атмосферы играют короткоживущие продукты распада (КПР), образующиеся в цепочке распада радона и торона. Ингаляция этих радионуклидов составляет наиболее важную часть как профессионального облучения в рудниках, так и облучения населения. Вдыхание короткоживущих дочерних продуктов распада радона и торона сопровождается неоднородным распределением активности в дыхательном тракте человека. При нормальных условиях жизнедеятельности вклад в дозу облучения легких, который обусловленной вдыханием собственно газа радона и торона мал, по сравнению с вкладом в дозу, обусловленную вдыханием его дочерних продуктов распада.
Радон образуется при радиоактивном распаде 226Ra (период полураспада 1660 лет ) в ряду 238U. Торон - радионуклид ряда 232Th , образуется при радиоактивном распаде 224Ra ( период полураспада 3.64 сут.)(рис.1.3). В табл.1.4 приведены основные физические характеристики радионуклидов , образующихся при распаде радона и торона .
Период полураспада радона значительно больше периода полураспада торона. Из этого следует, что скорость поступления торона из почвы и строительных конструкций в жилые и производственные помещения значительно ниже , чем радона. Следовательно , внутреннее облучение радионуклидами естественного происхождения будет определяться радоном и дочерними продуктами его распада. Эффективный период полураспада КПР составляет 35 мин.
Таблица 1.4
Ядерно-физические данные 222Rn и КПР
Цепочка распада радионуклида |
Тип распада |
Период полураспада, Т1/2 |
Постоянная распада, λ 1/час |
“Скрытая” энергия ε/λр, 10-10 Дж/Бк |
222Ra(Rn) |
, |
3.82 сут |
0,00756 |
14700 |
218Po(RaA) |
, |
3.05 мин |
13.6 |
5,79 |
214Pb(RaB) |
, |
26.8 мин |
1.55 |
28,6 |
214Bi(RaC) |
,, |
19.7 мин |
2.11 |
21,2 |
При контроле концентрации короткоживущих продуктов распада (КПР) радона и торона в воздухе рабочих помещений и постоянном пребывании лиц из персонала в помещении эффективная доза внутреннего облучения радоном, тороном и КПР за время t определяется по формуле:
,
(1.20)
где ЕRn,Th - эффективная доза внутреннего облучения КПР радона и торона , Зв/год;
0,02 - средний предел дозы профессионального облучения, Зв;
1240, 270 - среднегодовая допустимая объемная активность в зоне дыхания дочерних продуктов распада радона и торона, соответственно, Бк/м3;
ARaА, ARaВ, ARaC AThB, AThC - среднегодовая объемная активность в зоне дыхания RaA(218Po), RaB(214Pb), RaC(214Bi), ThB(212Pb), ThC(212Bi), соответственно, Бк/м3.
При контроле концентрации радона и торона при наличии равновесия между радоном (тороном) и продуктами их распада в воздухе рабочих помещений в помещениях постоянного пребывания персонала гр.А эффективная доза внутреннего облучения КПР вычисляется по формуле:
,
(1.21)
где ARn , ATn- среднегодовая объемная активность в помещениях радона и торона , соответственно, Бк/м3.
Пример 12. Персонал гр.А находится в помещении 18 ч/неделю, концентрация радона, находящегося в равновесии с КПР составляет 2000 Бк/м3 . Чему будет равна эффективная доза внутреннего облучения за год?
Решение. Рабочая неделя для персонала гр.А составляет 36 ч, а за год 1700 ч. При времени работы 18 ч/неделю количество часов за год будет 850. Тогда по формуле (1.271) при АTh =0 получим
Ответ: 16 мЗв/год.