Основы радиационной безопасности 2

2

радионуклиды. Радионуклиды – аналоги: торон-224 (55,6 с) и актинон-219 (3,96 с) являются короткоживущими и не вносят существенный вклад в радиационный фон. Вклад радона-222 приходится учитывать при оценки радиационной обстановки на местности и при использовании строительных материалов и в капитальном строительстве, а также при обращении с радиоактивными отходами.

Изменение природного радиационного фона и превращение его в «техногенный» является закономерным результатом деятельности человека, своеобразной «платой за цивилизацию». Инженер-радиохимик должен понимать, какие действия человека приводят к росту радиационного фона и насколько оправдана в каждом таком случае «плата за цивилизацию».

В 1928 г. для обобщения накопленного опыта была создана Международная Комиссия по радиологической защите (МКРЗ). Она издает публикации, в которых формулирует основные требования по радиационной защите. В Публикации 26 сформулированы цели радиационной защиты: «…обеспечить защиту от ионизирующего излучения отдельных лиц, их потомства и человечества в-целом и в то же время создать соответствующие условия для необходимой практической деятельности человека, во время которой люди могут подвергаться воздействию ионизирующего излучения».

Радиационная безопасность персонала, населения и окружающей среды считается обеспеченной, если соблюдаются основные принципы радиационной безопасности (обоснование, оптимизация, нормирование) и требования радиационной защиты, установленные Федеральным законом от 09.01.1996 N 3-ФЗ "О радиационной безопасности населения", НРБ-99/2009 и действующими санитарными правилами.

1.Открытые и закрытые источники излучения.

2.Радиационный фон и вклад в него различных составляющих.

3.Международная комиссия по радиологической защите (МКРЗ) и Научный Комитет по действию атомной радиации (НКДАР ООН).

4.Естественные и искусственные радионуклиды (РН) в окружающей среде.

5.Атомная энергетика и проблема радиоактивных отходов. Проблемы охраны окружающей среды.

6.Понятие «радиационная безопасность».

2. Ионизирующее излучение

Открытие А.Беккерелем и П.Кюри действия ионизирующего излучения на человека. Внешнее и внутреннее облучение человека. Нормирование внешнего облучения человека. Керма и экспозиционная доза, их единицы и применение. Расчет экспозиционной дозы от внешнего источника. Внутреннее облучение человека. Поглощенная и эквивалентная дозы. Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной дозы Дозовые коэффициенты радионуклидов. Оценка риска и понятие о допустимых уровнях облучения. Коэффициенты вероятности стохастических эффектов.

Воздействие ионизирующего излучения на человека и среду изучается в дозиметрии. Из-за многообразности протекающих процессов различают 6 основных видов доз: поглощенная, экспозиционная, эквивалентная, эффективная, коллективная и керма. При этом следует различать внешнее и внутреннее облучение. Различают также и методы регистрации и используемые радиометры.

3

Поглощенная доза D определяется отношением поглощенной энергии ионизирующего излучения к массе поглощающего вещества и равна отношению средней энергии dE, переданной ионизирующим излучением веществу в

Единицы измерения грей и рад. 1 Гр = 1 Дж/кг. При дозе в 1 рад в 1 г вещества поглощается энергия в 100 эрг. 1 Дж = 107 эрг. Тогда 1 Гр = 100 рад.

Поглощенная доза от альфа- и бета-излучения определяются напрямую с учетом эффективности регистрации и используется для расчета эквивалентной и эффективной доз. Кроме того, широко применяется расчет поглощенной дозы по результатам определения содержания радионуклидов в воздухе рабочих помещений и окружающей среде. Детекторы – газоразрядные счетчики Гейгера, сцинтилляционные детекторы и полупроводниковые альфа-спектрометры. Для гамма-излучения возможен только расчет.

Таблица 3. Массовые коэффициенты поглощения (μen)m, см2/г

4

Наиболее важный источник внешнего облучение человека – фотоны большой энергии. Измерения проводятся на уровне 1 м по высоте, где находятся самые важные органы человека. Так как они защищены мягкими тканями, то радиометр предварительно экранируют от бета-излучения алюминиевым фильтром толщиной 1 мм. Выбор детектора определяется поставленными задачами. При этом надо учитывать ход с «жесткостью», т.е. зависимость эффективности регистрации от энергии фотона. Некоторые данные представлены в табл. 3.

Экспозиционная доза X определяется как отношение суммарного заряда dQ всех ионов одного знака, созданных гамма излучением в элементарном объеме воздуха, к массе dm воздуха в этом объеме:

Само определение экспозиционной дозы допускает простой и удобный способ ее измерения: для этого достаточно измерить заряд ионов одного знака, образовавшихся в облучаемой воздушной ионизационной камере.

Единицей измерения экспозиционной дозы в системе СИ должен быть кулон на килограмм [C/kg; Кл/кг]. Однако исторически сложилось так, что экспозиционную дозу обычно выражают во внесистемных единицах – рентгенах [R; Р]. Причина простая: часто надо быстро измерить мощность экспозиционной дозы и сверить с допустимой. Расчет через Р/с по уравнению (2) очень прост, а расчет с использованием Кл/кг требует дополнительных усилий и при этом происходит увеличение поглощенной человеком дозы.

Рентген - это единица экспозиционной дозы фотонного излучения, при прохождении которого через 0,001293 г воздуха (1см3 воздуха при нормальных условиях) в результате всех ионизационных процессов в воздухе создаются ионы, несущие одну электростатическую единицу количества электричества каждого знака. То, что экспозиционная доза определена только для воздуха и только для фотонного излучения, существенно ограничивает область ее применения.

единицах). Если принять среднюю энергию образования 1 пары ионов в воздухе равной 33.85 эВ, то при экспозиционной дозе 1 Р одному кубическому сантиметру

грамму воздуха: 0.113/ρвозд =0.113/0.001293 = 87.3 эрг.

Для расчета поглощенной дозы по экспозиционной дозе используется

Для биологической ткани (μen)мат /(μen)возд ~ 1,11 в широком диапазоне энергий

гамма-излучения от 0,05 до 2,0 МэВ. Тогда D ~ 0,97X. Это объясняет, почему измерение воздушной экспозиционной дозы прямо пересчитывается в рады и бэры.

Другой возможный вариант расчета поглощенной дозы по результатам прямых измерений гаммаили рентгеновского излучения – использование кермы.

Керма К—отношение суммы начальных кинетических энергий dEK всех заряженных ионизирующих частиц, образовавшихся под действием косвенно

5

ионизирующего излучения (фотоны или нейтроны) в элементарном объеме

Керма включает в себя полную энергию вторичных заряженных частиц, в том числе и ту ее часть, которая расходуется затем на тормозное излучение. Для гаммаизлучения кобальта-60 в легко-атомных материалах керма в этих условиях всего

Недостаток применения кермы – нет подходящего прибора для детектирования. Пока используются ионизационные камеры, но они годятся только для больших значений кермы.

Для расчета мощности экспозиционной дозы Ẋ от точечного источника в

где Ẋ - мощность экспозиционной дозы, Р/ч; Г – гамма-постоянная, Р·см2/(ч·мКи); A – активность в мКи; r – расстояние от источника в см.

Значения Г могут быть вычислены по уравнению

Г = 3,7·107·1,6·10-6·3600·∑Ei·ni·(μen)возд,i/(4π·87,3) = 194,5·∑Ei·ni·(μen)возд,i = ∑ Гi (7)

где 3,7·107 – коэффициент перевода мКи в Бк; 1,6·10-6 – коэффициент перевода МэВ в эрги, 3600 перевод часов в с; 87,3 – энергетический эквивалент рентгена в

эргах, Ei, ni, (μen)возд,i – энергия i-линии гамма-квантов в МэВ, ее квантовый выход и массовый коэффициент поглощения энергии фотонов i-линии гамма-квантов в

– активность в Бк; r – расстояние от источника в м. Для расчета Гδ используется уравнение

здоровью человека в условиях хронического облучения. Значение Н равно произведению поглощенной дозы Dr, созданной облучением - R и усредненной по анализируемому органу или по всему организму, на весовой множитель WR – ранее ОБЭ или коэффициенты качества: H= ∑DR·WR

Единицей измерения эквивалентной дозы является Джоуль на килограмм. Она имеет специальное наименование Зиверт (Зв). По-прежнему применяется внесистемная единица бэр: 1 бэр = 0,01 Зв.

Доза в 1 Гр, получаемая водой, сможет нагреть ее только на 0,00024 С. Тем не менее, для человека доза в 1 Зв приблизительно соответствует порогу появления

6

детерминированных последствий после облучения или, как говорят, «лучевой болезни». При дозе 6 Зв смертность достигает 50%. При дозе менее 1 Зв явных последствий облучения не наблюдается, однако возрастает вероятность раковых заболеваний или генетических нарушений у потомства. При этом считается, что возрастание вероятности неблагоприятных последствий пропорционально полученной дозе.

Поскольку 1 Зв – это очень большая доза, обычно пользуются тысячной или миллионной дозой зиверта: мЗв, мкЗв.

Таблица 4. Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения WR

Эффективная доза, взвешивающие коэффициенты для тканей и органов человека.

Таблица 5. Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной дозы

Амбиентный эквивалент дозы Н*(d) — эквивалент дозы, который был создан в шаровом фантоме МКРЕ (международной комиссии по радиационным единицам) на глубине d (мм) от поверхности по диаметру, параллельному направлению излучения, в поле излучения, идентичном рассматриваемому по составу, флюенсу и энергетическому распределению, но мононаправленном и однородном, то есть амбиентный эквивалент дозы Н*(d) — это доза, которую получил бы человек, если бы он находился на месте, где проводится измерение. Единица амбиентного эквивалента дозы — зиверт (Зв).

Эффекты облучения детерминированные - клинически выявляемые вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, в отношении которых предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше - тяжесть эффекта зависит от дозы.

7

Эффекты облучения стохастические - вредные биологические эффекты,

вызванные ионизирующим излучением, не имеющие дозового порога возникновения, вероятность возникновения которых пропорциональна дозе и для которых тяжесть проявления не зависит от дозы.

Некоторые рекомендации МАГАТЭ по допустимому облучению персонала и населения представлены в табл. 6. Дозовый коэффициент ε, Зв/Бк, равен дозе, которую получает индивидуум при попадании 1 Бк радионуклида внутрь организма через легкие или желудок, и применяется при оценки внутреннего облучения персонала и населения.

Таблица 6. Дозовые коэффициенты (ε·108 Зв/Бк) различных радионуклидов.

8

Источник: RADIATION PROTECTION AND SAFETY OF RADIATION SOURCES: INTERNATIONAL BASIC SAFETY STANDARDS. Requirements Part 3

No. GSR Part 3. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. VIENNA, 2014 See: http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/publications.asp

Для целей нормирования поступления радионуклидов через органы дыхания в форме радиоактивных аэрозолей их химические соединения разделены на три типа

взависимости от скорости перехода радионуклида из легких в кровь:

-тип “М” (медленно растворимые соединения): при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, наблюдается компонента активности

радионуклида, поступающая в кровь со скоростью 0,0001 сут-1;

-тип “П” (соединения, растворимые с промежуточной скоростью): при

растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 0,005 сут-1;

-тип “Б” (быстро растворимые соединения): при растворении в легких

веществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 100 сут-1.

В соответствии с НРБ–99/2009 Приложение 3 типы радионуклидов,

представленных в табл. 6:

для 60Co: М – оксиды, гидроксиды, галогениды, нитраты; П – иные

соединения;

для 144Ce: М – оксиды, гидроксиды, фториды; П – иные соединения;

для радионуклидов тория: М – оксиды, гидроксиды; П – иные соединения; для радионуклидов урана: Б – UF6, UO2F2, UO2(NO3)2; П – UO3, UF4, UCl4; М

–UO2, U3O8;

для радионуклидов плутония: М – оксиды, гидроксиды; П – иные

где λ – постоянная распада, 6,02·1023 – число Авогадро, M – атомная масса

радионуклида.

Пример расчета: 1 мг 238U с T1/2 = 4,47·109 лет и ε = 49·10-8 Зв/Бк. Тогда A = 12,4 Бк и Aε = 6,1·10-6. Для 1 мг 234U с T1/2 = 2,47·105 лет и ε = 55·10-8 Зв/Бк Aε = 0,126,

т.е. примерно в 5·105 раз больше. Однако в природном уране оба радионуклида находятся в радиоактивном равновесии, вследствие чего их концентрации отличаются в 18100 = (4,47·109/2,47·105) раз. Тогда 0,126/18100 = 6,9·10-6 = Aε для

234U в равновесии с 1 мг 238U. Если же сравнить1 мг 238U с радионуклидами плутония 239 и 240, то получим величину порядка 107. Это позволяет понять, почему при работе с плутонием требуется более мощная защита от аэрозолей.

9

Для расчета дозы от внешнего излучения важен выбор подходящего детектора. Так, для геологоразведки часто используют детекторы с кристаллом NaI. Эти приборы обладают высокой эффективностью регистрации гамма-излучения, которая зависит от эффективного заряда детектора Z. Для кристаллов NaI заряд Z примерно равен 32, который больше чем у железа – 26. Вследствие этого наблюдается большой ход с «жесткостью», так как регистрация уже при энергиях фотонов меньше 0,662 МэВ определяется фото-эффектом, вероятность которого зависит от Z по формуле Zn, где величина n лежит между 4 и 5. Поэтому в лабораторных условиях дозиметры с кристаллом NaI приводят к большой ошибке в измерении дозы. Тогда возникает необходимость применения тканеэквивалентного дозиметрического устройства.

В принципе полностью тканеэквивалентный детектор не может быть создан, так заряды Z различных органов и тканей не одинаковы. Однако для мягких тканей и большинства внутренних органов, кроме костной ткани, Z близко к 5. Поэтому для тканеэквивалентных материалов подходят некоторые пластмассы и термолюминесцентные детекторы. Они будут рассмотрены ниже.

Дозиметр-радиометр ДКС-96 отличается надежностью и большим выбором блоков, позволяющих решать все основные задачи дозиметрии и радиометрии.

Назначение:

- измерение дозы и мощности амбиентного эквивалента дозы (далее дозы и мощности дозы) Н*(10) и Н*(10) непрерывного и импульсного рентгеновского и гамма-излучений;

-измерение плотности потока альфа- и бета-излучений;

-измерение дозы Н*(10) и мощности дозы Н*(10) нейтронного излучения;

-измерение плотности потока гамма-излучения;

-поиск и локализация радиоактивных источников и загрязнений;

-измерение плотности потока и мощности экспозиционной дозы гаммаизлучения в скважинах и жидких средах;

-радиационная съемка местности с привязкой к географическим координатам

спомощью датчика GPS;

-использование в качестве пересчетного устройства.

Свойства:

-автоматическое определение типа подключенного блока детектирования и включение режимов измерения для данного типа блока детектирования;

-индикация на табло нескольких одновременно измеряемых величин (по гамма- и бета-каналам блоков БДКС-96с, БДЗБ-96б);

-отображение динамической шкалы и сообщений о состоянии всех контролируемых величин (превышение уставок, наличие внешних помех, заряд батарей и др.) посредством спецсимволов;

-возможность задания большого количества пороговых установок – по дозе, мощности дозы (верхний, верхний предварительный и нижний пороги), бета- и альфа-загрязненности;

-режим ускоренного контроля с тремя пороговыми уставками;

-удобная клавиатура с кнопками прямого управления подсветкой дисплея и порогами звуковой сигнализации;

-автоматическое переключение грубого и чувствительного каналов блока БДМГ-96;

10

-режимы «Поиск» и «Обнаружение» позволяют повысить эффективность обследования объектов и избежать ошибок оператора;

-возможность подключения к ПЭВМ;

-энергонезависимая память на 2000 записей с чтением на табло или ПЭВМ;

-режим измерения с вычитанием радиационного фона.

Дозиметры-радиометры ДКС-96 для регистрации гамма- и рентгеновского излучения включают блоки:

БДКС-96 для измерений амбиентного эквивалента дозы и мощности амбиентного эквивалента дозы непрерывного и импульсного рентгеновского и гамма-излучения и включает тканеэквивалентный пластмассовый сцинтиллятор Ø45×20 мм, световой затвор с тремя фиксированными положениями: «КОМП», «мЗв», «мкЗв» с ФЭУ-118 (R980-А);

БДКС-96б для измерений амбиентного эквивалента дозы и мощности амбиентного эквивалента дозы непрерывного и импульсного рентгеновского и гамма-излучения и включает тканеэквивалентный пластмассовый сцинтиллятор

Ø30×15 мм с ФЭУ R1294А.

Энергетическая зависимость этих детекторов, % : диапазон от 15 до 25 кэВ –

±45; от 25 до 1250 кэВ – от +20 до минус 30.

БДКС-96с Счетчики: Бета-2 и Бета-2м S = 15 см

Комплекс дозиметрический термолюминесцентный «ДОЗА-ТЛД».

ТЛДсистемы для индивидуального контроля Ре (все) обеспечивают измерение:

-ИЭД Hp(10) фотонного излучения в диапазоне от 20 мкЗв до 10 Зв для энергий от 0,015 до 10,0 МэВ при использовании дозиметров ДТЛ-02, DTU-1 с детекторами ДТГ-4, GR-100, GR-100М;

-ИЭД Hp(10) фотонного излучения в диапазоне от 20 мкЗв до 0,5 Зв для энергий от 0,08 до 3,0 МэВ при использовании дозиметров DTU-2 с детекторами ТЛД-500К;

-ИЭД Hp(10) фотонного излучения в диапазоне от 20 мкЗв до 10 Зв для энергий от 0,03 до 10,0 МэВ при использовании дозиметров ДВНГ-М с детекторами ДТГ-4-6, ДТГ-4-7.

Пределы допускаемой основной относительной погрешности ТЛДсистем комплекса (при доверительной вероятности 0,95) – 30%.

1. Действие ионизирующего излучения на человека. Задачи дозиметрии. 2. Поглощенная доза, ее единицы.

3. Гамма-излучение. Эффективность регистрации фотонов от их энергии и материала детектора. Ход с «жесткостью».

4. Керма. Понятие об электронном равновесии. Единица кермы.

5. Экспозиционная доза. Рентген, его энергетические эквиваленты. Расчет поглощенной дозы по данным рентгенометра.

6.Керма-постоянная и гамма-постоянная. Расчет поглощенной дозы от точечного гамма-источника.

7.Линейная передача энергии и относительная биологическая эквивалентность. Эквивалентная доза, ее единицы. Расчет эквивалентной дозы для смешанного излучения.

8.Эффективная лоза. Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов.

9.Стохастические и соматические эффекты. Беспороговая концепция зависимости риска от величины дозы. Коэффициенты риска.