- •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
Ответ: 1,4·10-2 Зв/год Задачи к главе 1
Определить активность А 10 мг 226Ra, период полураспада которого 1600 лет.
Ответ:А= 3,7·108 Бк ( 10 мКи).
В 10 см3 воздуха при нормальных условиях под действием гамма-излучения образовалось 8,3·1010 пар ионов. Определить керму в воздухе К, если происходит равномерное облучение по бесконечно большому пространству.
Ответ:К=0,035 Гр.
В воздухе на высоте уровня моря за счет космического излучения образуется в среднем 2,1 пары ионов в 1 см3 в с. Определить поглощенную дозу в воздухе Dвозд за год.
Ответ: Dвозд =280 мкГр.
Поглощенная доза, измеренная тканеэквивалентным дозиметром от тепловых нейтронов составила 20 мГр. Чему будет равна эквивалентная доза при равномерном и зотропном облучении?
Ответ: К=100 мЗв
При рентгенологическом обследовании грудной клетки средняя эквивалентная доза на органы составила:
легкие 180 мкЗв;
молочной железы –30 мкЗв:
красного костного мозга – 110 мкЗв:
гонад –10 мкЗв: поверхности костной ткани – 23 мкЗв:
желудок, кишечник, печень, почек, селезенки, поджелудочной железы – по 20 мкЗв.
Определить эффективную дозу Е, которая получена при рентгенологическом обследовании.
Ответ:Е= 47 мкЗв.
Плотность потока тепловых нейтронов в помещении ограниченного пребывания персонала гр.А составляет 103 нейтр./(см2·с), быстрых, с энергией >1 МэВ, - -102 нейт./см2с. Мощность экспозиционной дозы гамма-излучения составляет 0.5 мР/час. Облучение равномерное и изотропное. Чему равна мощность эффективной дозы ?
Ответ: =12,3 мкЗв/ч.
Окислы 239Pu (90%) и 240Pu (10%) через органы дыхания поступили в организм работника персонала гр.А в количестве 1 мкг за год. Чему равна эффективная доза Е?
Ответ:Е=43,6 мЗв
Источник излучения 137Сs+137mВа, мощность воздушной кермы равна 15 мкГр/ч. Облучение в передне-задней геометрии. Чему будет равна мощность эффективной дозы?
Ответ:
Определить соотношение доз внешнего и внутреннего облучения К, когда эффективно применение респиратора. Известно, что применение респиратора увеличивает время, затраченное на выполнении работы в 1.2 раза и снижает количество аэрозолей, поступивших в организм в 10 раз.
Ответ: К=4,5
Источник 60Со со средней энергией гамма излучения 1,25 МэВ. Измеренная мощность воздушной кермы составила 10 мкГр/ч. Чему будет равна мощность эффективной дозы , мощность эквивалентной дозы на хрусталик глаза (3) и на кожу (0,07) при облучении в передне-задней геометрии?
Ответ: =10 мкЗв/ч, (3)=10,8 мкЗв/ч, (0,07)=11,9 мкЗв/ч,.
Плотность потока гамма-квантов на рабочем месте в помещении постоянного пребывания персонала гр.А от источников 137Сs+137mВа и 60Со равной активности в сумме составляет 103 квантов/(см2·с), пучок плоско-параллельный, геометрия облучения передне-задняя. Чему равна годовая эффективная доза , годовая эквивалентная доза на хрусталик глаза (3) и на кожу (0,07)?
Ответ: =100 мкЗв/год, (3)=135 мкЗв/год, (0,07)=143 мкЗв/год,.
Плотность потока тепловых нейтронов в помещении ограниченного пребывания персонала гр.А составляет 103 нейтр./(см2·с), быстрых, со средней энергией 2 МэВ, - -102 нейтр./см2с. Мощность экспозиционной дозы гамма-излучения составляет 0.5 мР/час. Облучение равномерное и изотропное. Чему равна годовая эффективная доза ?
Ответ: =21 мЗв/год
Чему равна ожидаемая эквивалентная доза на щитовидную железу Нщ.ж.и годовая эффективная доза Е при ингаляционном поступлении131I? Время работы персонала гр.А в данном помещении составляет 10 час в неделю. Концентрация 131I в воздухе рабочего помещения составляет 103Бк/м3.
Ответ: Е=5,0 мЗв, Нщ.ж.=100 мЗв.
Мощность экспозиционной дозы создаваемая источником 51Cr равна 1 мР/ч. Чему будет равна мощность эффективной дозы при облучении в изотропной геометрии?
Ответ: =5,8 мкЗв/ч
Мощность воздушной кермы от нерассеянного излучения 54Мn в помещении равна 12 мкГр/ч. Чему будет равна мощность эффективной дозы и мощность эквивалентной дозы на хрусталик глаза (3) и на кожу (0,07) при облучении в изотропной геометрии?
Ответ: =8,4 мкЗв/ч, (3)=10 мкЗв/ч, (0,07)=14,2 мкЗв/ч
От источника 42К мощность воздушной кермы на на рабочем месте составила 15 мкГр/ч. Чему будет равна мощность эффективной дозы , мощность эквивалентной дозы на хрусталик глаза и на кожу (0,07) при изотропном облучении персонала на рбочем месте?
=11 мкЗв/ч, (3)=13 мкЗв/ч, (0,07)=17,3 мкЗв/ч.
Мощность экспозиционная дозы гамма излучения, имеющего среднюю энергию 1 МэВ составила 0,8 мР/ч, плотность потока тепловых нейтронов 106 нейтр./(см2·с). Чему будет равна эффективная доза при изотропной геометрии облучения?
Ответ:
=8,3
мкЗв/ч.
Индивидуальный эквивалент дозы Нр(10) от источника нейтронов спектра деления 235U тепловыми нейтронами, измеренный дозиметром, составил 5 мкЗв, экспозиционная доза гамма-излучения составила 2 мР. Чему будет равна эффективная доза Е при изотропной геометрии облучения?
Ответ:Е=17,1 мкЗв
При СЦР флюенс нейтронов нейтроны спектра деления 235U тепловыми нейтронами в передне-задней геометрии измерения, измеренный аварийным дозиметром, составил 109нейтр./см2.. Чему будет равна эффективная доза Е, полученная при аварии?
Ответ: 482 мЗв.
Чему будет равна мощность эффективной дозы от нейтронов спектра деления 235U тепловыми нейтронами с энергией выше 1 МэВ?. Облучение в изотропной геометрии, плотность потока нейтронов 103нейт./(см2/с)
Ответ: =50 мкЗв/ч, =111 мкЗв/ч.
Чему равна мощность эффективной дозы от источника нейтронов спектра деления 235U тепловыми нейтронами за защитой из бетона (см.таблП7) при облучении в изотропной геометрии? Плотность потока 102 нейтр./(см2с).
Ответ: =21 мкЗв/ч.
Какой вклад в мощность эффективной дозы нейтронов с энергией выше 2 МэВ? Источник нейтронов спектра деления 235U тепловыми нейтронами. Источник находится за защитой из бетона (см.таблП6), облучение в изотропной геометрии.
Ответ:: 43 %.
Мощность экспозиционной дозы гамма-излучения равна 1 мР/ч, плотность потока нейтронов спектра деления 235U тепловыми нейтронами за защитой из бетона (см.табл.П6) равна 102 нейтр./(см2с) . Чему равна мощность эффективной дозы при облучении в изотропной геометрии?
Ответ: =27,5 мкЗв/ч.
При аварии флюенс нейтронов спектра деления 235U тепловыми нейтронами составил 108 нейтр./см2. Облучение в передне-задней геометрии. Чему равна эффективная дозаЕ, полученная при аварии.
Ответ: =48,2 мЗв.
Чему равен вклад в мощность эффективной дозы К тепловых нейтронов от источника нейтронов спектра деления 235Uс тепловыми нейтронами за защитой из бетона (см.табл.П6)? Облучение в изотропной геометрии.
К=1 %.
Индивидуальный эквивалент дозы Нр(10) от нейтронов спектра деления 235U тепловыми нейтронами с энергией выше 1 МэВ, измеренный в изотропной геометрии облучения составил 5 мЗв. Чему равен флюенс нейтронов Ф и эффективная доза Е?
Ответ:Е= 8,9·107 нейтр./см2, Е=9,7 мЗв.
При расфасовке изделий с препаратом 89Sr плотность потока бета-частиц на руки составила 20 част./(см2·с). 89Sr является бета-излучателем со средней энергией бета частиц 0,583 МэВ/распад. Облучение изотропное. Концентрация в воздухе рабочих помещений 89Sr в форме плохрастворимого соединения (тип «М») равна 100 Бк/м3.Чему равна мощность эффективной дозы и мощность эквивалентной дозы на руки
?
Ответ: =33,8 мкЗв/ч, =1,34 мкЗв/ч.
В организм работника персонала гр.А поступило ингаляционно 100 мкг урана естественного изотопного состава (234U – 0,0057 %, 235U – 0,7196 %, 238U – 99,286 %) в форме плохорастворимого соединения (тип «М»).Чему равна ожидаемая эффективная доза Е?
Ответ: 20,5 мкЗв
Плотность потока гамма-квантов от поверхностного загрязнения радионуклидами137Сs+137mВа и 60Cо в соотношении 1:1 составила в сумме 103 част./см2. Время работы 1000 час в год. Облучение изотропное Чему будет равна годовая эффективная доза, эквивалентная доза на хрусталик глаза и на кожу?
Ответ:170 мЗв.
Эффективная доза при ингаляционном поступлении 60Со и 24Na составила 20 и 10 мЗв, соответственно. 60Со облучает преимущественно легкие (тип «М»), а 24Na равномерно распределен в организме (тип «Б»). Чему равна эквивалентная доза на легкие?
Соотношение эффективной дозы внешнего и внутреннего облучения составляет 4:1. Применение респиратора увеличивает время работы в 1.2 раза, но снижает дозу внутреннего облучения в 10 раз. Эффективно ли применение респиратора при проведении данной работы?
Ответ: Нет
