Раздел I. Факторы радиационной опасности мирного

И ВОЕННОГО ВРЕМЕНИ.

1.1 0Ценка дозовой нагрузки от естественного фона радиации и техногенных источников.

Определить индивидуальную дозу облучения населения за год при условиях указанных в таблице 1. Bce исходные и полу­ченные данные свести в таблицу по форме таблицы 1 применительно к своему варианту. Сравнить полученные данные с требовани­ями норм радиационной безопасности НРБ-99

Примечание:

1)Начало проживания 01.01 текущего года

2) НРБ предусматривают стандартную продолжительность облучения 8800 часов в год (732 ч. в месяц).

3) Суммарную годовую дозу определить в рентгенах, БЭРах, Зивертах и мЗв.

Таблица 1. Исходные, справочные и рассчитанные данные по естественному фону радиации и техногенным источникам облуче­ния.

Номер варианта (№в)	№15
Продолжительность проживания на местности с естественным радиационным фоном 12 мкР/ч (количество месяцев в течение года – М1)	М1 = №в -13 = 15 – 13 = 2
Доза за М1 месяцев (12мкр/ч х М1 месяцев х 732 часа = ………мкР)	17568 мкР
Продолжительность проживания на местности с естественным радиационным фоном 19 мкР/ч (количество месяцев в течение года – М2)	М2=12 - М1= 12 – 2 = 10
Доза за М2 месяцев (12мкр/ч х М2 месяцев х 732 часа = ………мкР)	87840 мкР
Годовая доза от естественного фона радиации (доза за М1 + доза за М2месяцев)	105408 мкР
Доза облучения, полученная в течение года от техногенных источников радиации (Флюорография, рентгеноскопия и др.)	41 мБЭР
Суммарная годовая доза (естественное + техногенное облучение) в мкРентгенах	146408 мкР
Суммарная годовая доза в Рентгенах	0, 15 Р
Суммарная годовая доза в бэрах	0, 15 бэр
Суммарная годовая доза в Зивертах	0, 0015 Зв
Суммарная годовая доза в мЗв	1, 5 мЗв

Вывод по таблице №1

В данном варианте суммарная годовая доза облучения составляет 0,0015 Зв (0,15 БЭР). Эта доза относится к средней годовой эффективной дозе для населения установленной РБН с 2000 года.

1.2 Определение мощности дозы от точечного источника радиации

В практике часто приходится иметь дело с точечными источниками радиации. Такими источниками комплектуется дозиметрические и радиометрические приборы, установки промышленной дефектоскопии, установки для предпосевной обработки семян, радиационной обработки с.-х. продукции закладываемой на хране­ние, устройства для радиационных методов борьбы с вредителями и т.д.

В паспорте на радионуклидный источник его активность указывается в Беккерелях (Бк), микрокюри, милликюри и т.д.

Для определения мощности дозы (Р) от точечного источника

пользуются соотношением

Р = (К•А) / R² (1)

где Р - мощность экспозиционной дозы (Р/ч),

А - активность источника в милликюри (мКи),

R - расстояние от источника (см),

К - полная гамма-постоянная источника (Р/ч х см/мКи)

(Полная ионизационная гамма-постоянная данного изотопа - это мощность экспозиционной дозы Р в рентгенах за час, создавае­мая точечным изотопным гамма-источником активностью в 1 милликюри на расстоянии 1 см без начальной фильтрации).

Определить мощность дозы от заданных в таблице 2 радио-нуклидных источников на указанных расстояниях. Данные расчетов в соответствии со своим вариантом свести в таблицу.

Примечание :

1) 1 Бк = 2,7•10^-8 мKи, 1 мКи=З,7•10⁷ Бк

2) Коэффициент ослабления радиации свинцом определяется по формуле

К_осл = 2 ^∆/dпол ,

где ∆ - толщина слоя свинца в см

d_пол = 1,2 см - Слой половинного ослабления свинца

Co ⁶⁰ 1 см P = (13,2 • 2,03 • 10^-3) / 1² = 26, 8 • 10^-3

Co ⁶⁰ 100 см P = (13,2 • 2,03 • 10^-3) / 100² = 0, 268 • 10^-6

Co ⁶⁰ 1000 см P = (13,2 • 2,03 • 10^-3) / 1000² = 0, 026 • 10^-8

Cs ¹³⁷ 1 см P = (3.55 • 4,05 • 10^-3) / 1² = 14, 4 • 10^-3

Cs ¹³⁷ 100 см P = (3.55 • 4,05 • 10^-3) / 100² = 0, 144 • 10^-6

Cs ¹³⁷ 1000 см P = (3.55 • 4,05 • 10^-3) / 1000² = 0, 014 • 10^-8

Sr ⁹⁰ 1 см P = (0.05 • 4,05 • 10^-3) / 1² = 0, 2 • 10^-3

Sr ⁹⁰ 100 см P = (0.05 • 4,05 • 10^-3) / 100² = 0, 002 • 10^-6

Sr ⁹⁰ 1000 см P = (0.05 • 4,05 • 10^-3) / 1000² = 0, 0002 • 10^-8

К_осл = 2 ^{Δ/ dпол} = 2⁵ = 32

Co ⁶⁰ 1 см P = 26, 8 • 10^-3 / 32 = 0,84 • 10^-3 Р/ч

Cs ¹³⁷ 1 см P = 14, 4 • 10^-3 / 32 = 4,5 • 10^-4 Р/ч

Sr ⁹⁰ 1 см P = 0, 2 • 10^-3 / 32 = 0,6 • 10^-6 Р/ч

Таблица 2. Активность и мощность дозы радионуклидных источников.

Радионуклидный источник.	Со60	Cs137	Sr90
Активность источника (Бк)	7, 5 •104	15 • 104	15 • 104
Активность источника (мКи)	2,03 • 10-3	4,05 • 10-3	4,05 • 10-3
К (полная гамма-постоянная) (Р/ч . см2 )/Мки	13,2	3,55	0,05
Мощность экспозиционной дозы открытого источника на расстоянии R: 1 см 1 метр 10 метров	26, 8 • 10-3 0, 268 • 10-6 0, 026 • 10-8	14, 4 • 10-3 0, 144 • 10-6 0, 014 • 10-8	0, 2 • 10-3 0, 002 • 10-6 0, 0002 • 10-8
Доза от источника (R = 1 м) за 1час за 10 часов	0, 268 • 10-6 0, 268 • 10-5	0, 144 • 10-6 0, 144 • 10-5	0, 002 • 10-6 0, 002 • 10-5
Мощность экспозиционной дозы источника, помещенного в свинцовый контейнер с тол­щиной стенки 5 см на расстоя­нии 1 см от контейнера	6, 38 • 10-3	3, 43 • 10-3	0, 05 • 10-3
 - активность 1 мКюри источника в миллиграмм эквивалентах радия (К : 8,4)	3,19 • 10-3	1,71 • 10-3	0,02 • 10-3

Вывод по таблице №2

Для уменьшения воздействия внешнего гамма-излучения во всем мире применяются три главных метода:

• Время;

• Расстояние;

• Экранирование (установка защиты).

Время

Исходя из формулы расчета дозы облучения:

ДОЗА = МОЩНОСТЬ ДОЗЫ * ВРЕМЯ

Один из факторов, влияющих на дозу облучения, - время.

Зависимость простая: Меньше время воздействия ИИ на организм - меньше доза. Грубый расчет может помочь определить дозу, которую получит работник в течение некоторого отрезка времени, или, как долго он может оставаться на рабочем месте без снижения мощности дозы.

Расстояние

Исходя из формулы расчета дозы облучения:

ДОЗА = МОЩНОСТЬ ДОЗЫ * ВРЕМЯ

Низкая мощность дозы означает маленькую дозу облучения. Свойством всех источников ИИ является то, что мощность дозы уменьшается с расстоянием. Источник излучения может иметь различную конфигурацию: точечный, объемный, поверхностный или линейный источник. Излучение от точечного источника уменьшается пропорционально квадрату расстояния. С увеличением расстояния от источника ИИ, мощность дозы также уменьшится. Простая и эффективная мера защиты от ИИ - находиться настолько далеко от источника ионизирующего излучения, насколько возможно.

Защита (экранирование)

Исходя из формулы расчета дозы облучения:

ДОЗА = МОЩНОСТЬ ДОЗЫ * ВРЕМЯ

Как сказано выше, мощность дозы, которой облучается работник, определяет дозу облучения, которую он получает. Чем меньше мощность дозы, тем меньше доза облучения. Мощность дозы может быть уменьшена посредством установки защиты (экранирования), так как любая материя поглощает лучистую энергию при облучении. Именно поэтому работник подвергается меньшему облучению, если имеется защита между ним и источником излучения.

Как известно, пробег альфаизлучения довольно маленький. Оно останавливается тонким слоем кожи, тем более листом бумаги. Бета- и гамма-излучение лист бумаги не остановит. Плексиглас остановит бета-излучение полностью. Гамма-излучение будет несколько ослаблено, но, в целом, свободно проникает сквозь плексиглас. Следующий вид защиты - свинцовый защитный экран. Здесь гамма-излучение будет уменьшено, но оно не будет остановлено полностью. Гамма - излучение, наиболее обычный вид излучения на атомной электростанции, полностью не может быть экранировано, оно может только быть уменьшено. Лучшими материалами экранирования являются бетон и вода. Оптимальная толщина защитного экрана зависит от энергии излучения и активности источника излучения. Вычисление толщины защиты довольно сложное, но можно воспользоваться "правилом большого пальца".

• сантиметр свинца уменьшит мощность дозы гамма-излучения (кобальт-60) в два раза.

• 5 сантиметров бетона уменьшит мощность дозы гамма-излучения (кобальт-60) в два раза.

• 10 сантиметров воды уменьшит мощность дозы гамма-излучения (кобальт-60) в два раза.