МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ

РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

ОБНИНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Факультет естественных наук

В.П.РОМАНЦОВ, И.В.РОМАНЦОВА, В.В.ТКАЧЕНКО

ЛАБОРАТОРНЫЙ ПРАКТИКУМ ПО КУРСУ "ДОЗИМЕТРИЯ И ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ"

Рекомендовано УМО в области ядерной физики и технологии в качестве учебного пособия для студентов специальностей "Радиационная безопасность человека и окружающей среды" и "Атомные электрические станции и установки"

Обнинск 2004

УДК 539.1.076: 502/504

Романцов В.П., Романцова И.В., Ткаченко В.В. Лабораторный практикум по курсу "Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений". - Обнинск: ИАТЭ, 2004.  80 с.

Настоящий сборник лабораторных работ подготовлен в соответствии с рабочими программами специальностей 101000 «Атомные электрические станции и установки», 070500 «Ядерные реакторы и энергетические установки», 330300 «Радиационная безопасность человека и окружающей среды», 190200 "Приборы и методы контроля качества и диагностики", 070900 " Физика металлов".

Материал рассчитан на студентов, знакомых с атомной и ядерной физикой, эффектами взаимодействия излучений с веществом и методами регистрации ионизирующих излучений. Описаны методы дозиметрического и радиометрического контроля, используемые в системе радиационного контроля на АЭС, принципы градуировки дозиметрической аппаратуры, а также способы измерения ряда физических величин, используемых в инженерных методах расчета защиты от ионизирующих излучений.

Целью выполнения лабораторных работ является закрепление лекционного материала и развитие у студентов практических навыков работы с дозиметрической и радиометрической аппаратурой, используемой в системе радиационного контроля на АЭС.

Илл. 25, табл. 12, библ. 6 назв.

Рецензенты:

к.ф.-м.н., доцент Ю.А.Кураченко

к.ф.-м.н., в.н.с.РНЦ «Курчатовский институт» В.А.Кутьков

Темплан 2004, поз. 25

 Обнинский государственный технический университет атомной энергетики, 2004 г.

 В.П.Романцов, И.В.Романцова, В.В.Ткаченко, 2004 г.

РАБОТА № 1. ГРАДУИРОВКА СЦИНТИЛЛЯЦИОННОГО ГАММА-ДОЗИМЕТРА И ОЦЕНКА МОЩНОСТИ ЭФФЕКТИВНОЙ ДОЗЫ

Одной из основных задач системы радиационного контроля на действующей атомной станции является контроль интенсивности полей -излучения в помещениях и сопоставление полученных значений с соответствующим нормируемым пределом – эффективной дозой облучения персонала, находящегося в этих помещениях.

К дозиметрическим приборам относятся приборы, предназначенные для измерения энергии, переносимой излучением в пространстве или передаваемой объекту, находящемуся в поле излучения. К этой группе относятся приборы, измеряющие поглощенную (или экспозиционную) дозу и мощность дозы -излучения, интенсивность излучения и т.п.

Общим для всех дозиметрических приборов является необходимость измерения тех или иных энергетических величин, описывающих не отдельные акты взаимодействия излучения с материалом детектора, а их некоторую совокупность в пространстве в течение какого-либо времени. Поэтому построение дозиметрических приборов основано на измерении тока или электрического заряда на выходе детектора, несущих информацию об энергии, потерянной иони­зирующим излучением в чувствительном объеме детектора.

Основные дозиметрические величины

Современная система дозиметрических величин включает в себя три компоненты:

- базовые физические величины, являющиеся мерой воздействия ионизирующего излучения на вещество;

- нормируемые величины, являющиеся мерой ущерба от воздействия излучения на человека;

- операционные величины, непосредственно определяемые из результатов измерений и предназначенные для оценки нормируемых величин при радиационном контроле.

Базовые величины характеризуют источник излучения, вид излучения и радиационные поля, возникающие при прохождении излучения через вещество. К ним относятся активность источника А, флюенс Ф и плотность потока частиц или квантов , поглощенная доза D, керма К, плотность потока энергии частиц или квантов I, линейная передача энергии L (ЛПЭ). К базовым величинам относится также экспозиционная доза X, определяемая только для фотонного излучения в воздухе и постепенно выходящая из употребления.

Нормируемые величины характеризуют ущерб при облучении отдельной ткани или органа человека. К ним относится эквивалентная доза в органе или ткани Н_Т (Т – индекс органа или ткани). Величина Н_Т определяется суммированием по всем видам излучения R:

, (1.1)

где W_R – взвешивающий коэффициент излучения, устанавливаемый на основе обобщения знаний о биологической эффективности излучения; D_T,R – поглощенная доза излучения вида R в органе или ткани Т, которая в отличие от поглощенной дозы D, являющейся дифференциальной характеристикой усредненной передачи энергии элементу массы, характеризует полную интегральную передачу энергии всему органу или ткани. К нормируемым величинам относится также эффективная доза Е, являющаяся мерой ущерба, нанесенного человеку в результате облучения всего тела или нескольких органов и тканей. При внешнем облучении эффективная доза определяется суммированием по всем органам и тканям Т:

, (1.2)

где W_T – взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т усредненного стандартного человека. Значения W_T регламентируются и установлены примерно равными отношению эквивалентной дозы равномерного облучения всего тела стандартного человека и эквивалентной дозы Н_Т облучения органа Т, при которых ожидается один и тот же ущерб вследствие сокращения продолжительности периода полноценной жизни человека из-за возможности возникновения стохастических эффектов, вызванных облучением.

Операционные величины – величины, однозначно определяемые через физические характеристики поля излучения в точке (а не в органе или ткани), максимально, по возможности, приближенные в стандартных условиях облучения к соответствующим нормируемым величинам и предназначенные для консервативной оценки этих величин при дозиметрическом контроле. В определении операционных величин внешнего облучения используется эквивалент дозы Н, равный поглощенной дозе D в точке (элементе массы), умноженной на средний коэффициент качества для излучения, воздействующего на ткань в данной точке:

. (1.3)

В отличие от взвешивающего коэффициента излучения W_R, коэффициент качества характеризует передачу энергии излучения биологической ткани в зависимости от распределения поглощенной дозы по линейной передаче энергии L в точке взаимодействия излучения с веществом:

, (1.4)

где – поглощенная доза излучения R в точке взаимодействия излучения с веществом, обусловленная частицами с ЛПЭ в интервале от L до L+dL. Вид функции Q(L) регламентируется нормативными документами для установления, по возможности, наиболее близкого соответствия между операционными и нормируемыми величинами. Для внешнего фотонного облучения, если в качестве точки взаимодействия выбрать точку на глубине 10 мм в органе или ткани, из (1.4) получим

.

При радиационном контроле характеристикой поля излучения в некоторой точке пространства в отсутствие объекта облучения может быть керма, а для фотонного облучения еще и экспозиционная доза. Но эти характеристики поля не участвуют в определении ни нормируемых величин, ни операционных. Поглощенная доза D характеризует поле излучения только в присутствии объекта. Поэтому в качестве характеристики поля излучения при контроле радиационной безопасности введено понятие операционной величины – амбиентного эквивалента дозы Н*(d). Чтобы определить эту величину в некоторой точке поля излучения, в поле вводится шар из тканеэквивалентного материала диаметром 30 см с плотностью 1 г/см³, центр которого совмещается с этой точкой. Затем рассматривается гипотетическое поле излучения, идентичное реальному по составу, флюенсу и энергетическому распределению, но мононаправленное и однородное в пределах сечения шара. При определении эффективной дозы амбиентный эквивалент дозы Н*(d) в рассматриваемой точке поля численно равен эквиваленту дозы (1.3) в точке шара на глубине d = 10 мм от его поверхности на линии диаметра, параллельного направлению распространения мононаправленного однородного излучения и обозначается Н*(10). Измеритель амбиентного эквивалента дозы рекомендован в качестве инспекционного дозиметра. Градуировку измерителя амбиентного эквивалента дозы можно осуществить в поле мононаправленного равномерного излучения, создаваемого поверочной установкой, сличением его показаний с показаниями инспекционных дозиметров.

Возникает вопрос, в какой мере можно использовать существующие измерители экспозиционной дозы (базовой дозиметрической величины) для определения амбиентного эквивалента дозы Н*(10) (операционной величины) и как эти величины связаны с эффективной дозой Е (нормируемой величиной).

Значения энергетической зависимости эффективной дозы внешнего облучения стандартного человека фотонами, отнормированные на единичный флюенс фотонов при изотропном падении излучения на тело человека (ИЗО) или плоскопараллельном падении излучения (ПЗ – передне-задняя геометрия) представлены в табл. 8.5 Норм радиационной безопасности НРБ-99. Эти значения получены расчетом переноса излучения в органы и ткани численным интегрированием поглощенной энергии по их объемам с последующим суммированием с взвешивающими коэффициентами W_Т. Там же приведены значения воздушной кермы, отнормированные на те же значения флюенса и при тех же значениях энергии -квантов. Используя энергетический эквивалент экспозиционной дозы, можно от воздушной кермы перейти к экспозиционной дозе и по показаниям измерителя экспозиционной дозы судить об эффективной дозе при известном энергетическом распределении фотонов. В этом случае экспозиционная доза переходит в разряд операционных величин. Значения эффективной дозы Е, воздушной кермы К_возд., а также отношения амбиентного эквивалента дозы Н* к эффективной дозе Е Н*(10)/Е и экспозиционной дозы Х к эффективной дозе Е Х/Е, выраженные в Р/сЗв, приведены в табл. 1.1.

Таблица 1.1

Значения эффективной дозы Е(ПЗ), отнормированные на единичный флюенс в передне-задней геометрии, воздушной кермы (К_возд.) и отношений амбиентного эквивалента дозы Н*(10) и экспозиционной дозы Х к эффективной дозе Е для различных энергий фотонов Е_

Е, кэВ	Е (ПЗ), 10-12 Звсм2	Квозд. 10-12 Грсм2		,
10	0,0485	7,43	1,22	17,54
15	0,125	3,12	6,47	28,6
20	0,205	1,68	5,00	9,43
30	0,300	0,721	2,64	2,76
50	0,357	0,323	1,51	1,04
100	0,517	0,371	1,18	0,83
200	1,00	0,856	1,19	0,98
500	2,47	2,38	1,19	1,11
1000	4,48	4,47	1,17	1,15
4000	12,0	12,1	1,13	1,16
10 000	23,8	24,0	1,11	1,16

Как видно из табл. 1.1, и Н*(10), при энергии более 100 кэВ, и Х, при энергии более 200 кэВ, могут быть использованы в качестве операционных величин для консервативной оценки нормируемой величины Е, причем использование Н*(10) никогда не приведет к недооценке эффективной дозы, а применение Х может привести к занижению эффективной дозы в области энергий Е  100 кэВ. В области малых энергий расхождения существенны из-за поглощения фотонного излучения слоем 10 мм тканеэквивалентного материала (при измерении Н*(10)) и больших значений воздушной кермы по сравнению с распределением поглощенной энергии в наружных слоях биологической ткани.