М.И. Афанасов и др. - Основы радиохимии и радиоэкологии (Практикум) (2016) (1133852), страница 12

Просмтор этого файла доступен только зарегистрированным пользователям. Но у нас супер быстрая регистрация: достаточно только электронной почты!

Текст из файла (страница 12)

Для контроля эффективной дозы внешнего облученияглубина d также принята равной 10 мм (величина Hр(10) соответствует эффективнойдозе).Использование фантомов (как шарового, так и плоского) позволяет напрямуюобеспечить учѐт возмущения реального поля излучения телом человека.Поскольку зиверт - единица измерения нескольких дозиметрических величин, следует обращать внимание на то, о какой величине – операционной или нормируемой идет речь в рассматриваемом случае.Система оценки доз внутреннего облучения основана на расчѐте поступления радионуклида в организм человека.

Поступление можно оценить либо посредством прямых измерений (например, мониторинг излучения, исходящего с поверхности телачеловека или от отдельных органов или тканей), либо с помощью косвенных измерений (например, измерений мочи), или по результатам измерений проб окружающейсреды (например, определения объѐмной активности радионуклида в воздухе рабочего помещения) с последующим применением биокинетических моделей.

Исходя из8МКРЕ - Международная комиссия по радиационным единицам и измерениям. Шаровойфантом МКРЕ - шар диаметром 30 см из тканеэквивалентного материала с плотностью1 г/см3.44значения такого поступления, с помощью справочных дозовых коэффициентов (дозана единицу поступления, Зв/Бк), рекомендованных МКРЗ для большого числа радионуклидов, рассчитываются значения эквивалентной или эффективной дозы.Значения эффективной дозы для внешнего и внутреннего облучения могут бытьсравнены непосредственно.Пределы доз; допустимый уровень загрязнения поверхностейВ НРБ-99/2009 [6] выделяются три категории облучаемых лиц. Персонал - лица,непосредственно работающие с техногенными источниками ионизирующего излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группаБ).

К категории "население" относятся все лица, включая персонал вне работы с источниками ионизирующего излучения.Для персонала групп А, Б (эта группа включает студентов старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения) и населения установлены следующие основные пределы годовой эффективной дозы техногенного облучения: 20, 5 и 1 мЗв соответственно.Пределы доз не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения.Для сравнения, мировая годовая среднедушевая эффективная доза от естественныхисточников (фон) составляет 2,4 мЗв (в России - около 3 мЗв).Работы с источниками должны быть спланированы так, чтобы было обеспеченонепревышение основных пределов доз. Для расчѐтов с целью нормирования используются так называемые стандартные условия облучения, в том числе время облучения в течение календарного года, принятое равным 1700 ч для персонала группы А и2000 ч - для персонала группы Б.

Например, для персонала группы А предельно допустимая МАЭД Н * (10)пд на рабочем месте составляет 20 мЗв/1700 ч ≈ 12 мкЗв/ч (72мкЗв в день при 6-часовом рабочем дне). Для кистей рук предел увеличен до 300мкЗв/ч, поскольку основной предел годовой эквивалентной дозы в кистях и стопахсоставляет 500 мЗв.При работе с радиоактивными веществами в открытом виде нельзя исключать возможность загрязнения незащищѐнных участков тела, перчаток, спецодежды лабораторного оборудования и т.п. Если уровень загрязнения (плотность потока частиц)превышает предельно допустимый (см. работу 5, табл.

5.1), проводят дезактивациюповерхностей.Доза от внешнего источника -излученияПри работе с внешними источниками β-излучения как правило рассчитывают интегральную поглощѐнную дозу в слое полного поглощения. Бета-излучение имеет непрерывный спектр и при расчете используют значение средней энергии Е (обычнопринимают Е =0,4 Eβ,max); более точные значения Е для радионуклидов приведены,например, в [8, 9]). Необходимо также отметить, что для биологической ткани потериэнергии, обусловленные отражением β-частиц или преобразованием их энергии втормозное излучение, пренебрежимо малы.Если на поверхность площадью s (в см2) падает поток β-частиц, имеющих максимальную энергию Eβ,max (в МэВ) и максимальный пробег Rmax (в г/см2), то энергия45этих частиц практически полностью поглощается в слое биологической ткани массойm=s·Rmax. При плотности потока Fβ (частиц/см2·с) мощность поглощенной дозы Рп,βравна:F  E  s F  0, 4 E ,max МэВF  0, 4 E ,max ГрРп ,  () или Рп,  1,602 1010  ()(4.8)s  RmaxRmaxг сRmaxсПлотность потока Fβ,1, создающего дозу мощностью в 1 Гр/с, согласно (4.8), равна:RmaxFβ,1 = 6,25·109(4.9)0,4Eβ,maxВыражение (4.9) может быть использовано для оценки мощности дозы β-излучения (в Гр/с)известного спектрального состава при регистрации его приборами, откалиброванными вединицах скорости счета (I, имп/с).

РП,β = I /(Sд·θ·Fβ,1), где θ - коэффициент регистрации, Sд- площадь детектора в см2.Для точечного источника активностью А (в Бк), находящегося на расстоянии r (всм) от облучаемого объекта, учитывается ослабление потока β-частиц слоем воздуха,которое подчиняется, в первом приближении, экспоненциальному закону. Поглощенная доза, создаваемая источником со сложным составом излучения, равна:pi ( 0, 4 E ,max,i )e irAt10(4.10)Dп ,  1, 602 10 ( Гр )4r 2 iRmax,iгде ρ - плотность воздуха (при н.у. 0,00129 г/см3); t - время (с); для i-ой группы частиц: pi доля частиц на распад, Eβ,max,i - максимальная энергия (МэВ), Rmax,i - максимальный пробег(г/см2), μi - коэффициент ослабления в воздухе (см2/г).Значения Rmax и μ для алюминия приведены в табл.

П.4. При расчетах, не нуждающихся в особой точности, эти значения можно использовать для оценки поглощѐннойдозы в биологической ткани и соответствующего эквивалента дозы (средний коэффициент качества Q для β-излучения принят равным единице).Доза от внешнего источника -излученияФормирование поглощѐнной дозы фотонного, например, γ-излучения происходит вдва этапа. На первом этапе взаимодействия с веществом часть энергии фотонов преобразуется в кинетическую энергию электронов (позитронов) Еtr, а часть - в энергиювторичных (преимущественно комптоновских) фотонов и не участвует в создании поглощѐнной дозы.

Поэтому полный коэффициент ослабления γ-излучения μ можнопредставить как сумму коэффициента передачи энергии μtr, характеризующего передачу энергии фотонов заряженным частицам, и коэффициента μs, характеризующеговероятность преобразования первичного фотонного излучения во вторичное.Пусть поток фотонов с энергией Eγ (МэВ) и плотностью Fγ (фотон/с·см2) проходитв течение t (с) через слой среды протяженностью Δl (см), площадью поперечного сечения s (см2) и плотностью ρ (г/см3).

Тогда, с учетом экспоненциального законаослабления потока, энергия, преобразованная в кинетическую энергию электронов(позитронов) в объеме массой Δm = s·Δl·ρ,равна:ΔEtr = Eγ Fγ st·[1-exp(–μtrΔlρ)].При μtrΔlρ < 0,1 справедливоΔEtr = Eγ Fγ st·μtrΔlρ(4.11)46Следовательно, керма (сумма кинетических энергий, отнесѐнная к массе) равна:К=ΔEtr= Eγ Fγ μtrt (МэВ/г)ΔmилиК = 1,602·10-10 Eγ Fγ μtrt (Гр)(4.12)На втором этапе, при передаче заряженными частицами кинетической энергии веществу, часть этой энергии, как отмечалось, тратится на тормозное излучение. Вусловиях электронного равновесия (Dп,γ = K (1 - g), см. ур-е (4.3)) поглощѐнная дозаравна:Dп,γ = Eγ Fγ μet (МэВ/г) или Dп,γ = 1,602·10-10 Eγ Fγ μet (Гр)(4.13)где μe = μtr (1-g) - коэффициент истинного поглощения (электронного преобразования), характеризующий только ту часть кинетической энергии, которая расходуется на ионизацию(возбуждение) атомов и молекул (формирует поглощѐнную дозу)Для фотонного излучения с энергией E ≤ 3 МэВ (т.е.

для γ-излучения практическивсех радионуклидов) и легкоатомных сред (воздух, вода, биологическая ткань) потерикинетической энергии заряженных частиц на тормозное излучение незначительны(g ≤ 0,01). То есть для каждой из этих сред коэффициенты передачи энергии (μtr) и истинного поглощения (μe) практически одинаковы, так же как практически совпадаютзначения кермы и поглощѐнной дозы.Используя выражения (4.13) несложно показать, что одном и том же поле излучения (Eγ, Fγ и t одинаковы), поглощѐнная доза в биологической ткани Dптк,γ может бытьвыражена через поглощѐнную дозу в воздухе Dпвозд,γ :μе,тк .Dптк,γ = Dпвозд·(4.14),γμе,возд.где μe, тк.

и μe, возд. - массовые коэффициенты (см2/г) истинного поглощения в биологической ткани и в воздухе, соответственно (табл. П.6).Выражение (4.13) позволяет оценить мощность поглощенной дозы Pп,возд(или мощγность кермы) в воздухе по скорости счета I (имп/с), если для используемого детектораплощадью Sд (см2) известна эффективность регистрации фотонов ε данной энергии Eγ.E μI1=· γ e, возд.9(Гр/с),(4.15)Sд  ε Fγ Sд  ε 6,25 10где Fγ - плотность потока фотонов, создающего в воздухе поглощенную дозу (керму) мощностью 1 Гр/с.=Pп,воздγI·Поглощенная доза (керма) в воздухе, создаваемая точечным источником моноэнергетического излучения на расстоянии r (м) за время t (с), равна:-13Dпвозд·10-18·, γ = 1,602·10A  pEγ μ e, возд.4πr2·t = 10-18·A  Гв t (Гр) ,r2(4.16)где 1,602·10-13 - коэффициент пересчета МэВ в Дж (Дж/МэВ), 10-18 - коэффициент пересчета аттогрей в грей, А - активность (Бк), Eγ - энергия фотонов (МэВ), p - выходфотонов с энергией Eγ на распад, μe, возд.

- коэффициент истинного поглощения (м2/кг),Гв - керма-постоянная для γ-излучения (Eγ) источника (аГр·м2/(с·Бк)).47Керма-постоянная Гв (табл. П.7 и П.8) характеризует мощность поглощѐнной дозы (кермы) в воздухе γ-излучения точечного источника активностью А = 1 Бк на расстоянии до точки детектирования r = 1 м. Еѐ обычно используемая размерность [аГр·м2/(с·Бк)], где аГр (аттогрей) равен 10-18 Гр.Полная керма-постоянная для радионуклида, испускающего фотоны различныхэнергий Eγ,i (МэВ) с выходом на распад pi и коэффициентом истинного поглощения μe,2возд., i (м /кг), равна сумме дифференциальных керма-постоянных (Гв,i)pi E  ,i  e ,возд.,i 1,602 10 13 1018в    pi в,i   в ,i4iiiаГр  м 2()Бк  с(4.17)где Г *в,i - нормализованная (т.е.

Характеристики

Список файлов книги