3. Лабораторная работа № 3

Расчет дозы облучения работающих с источниками ионизирующих излучений и определение границ опасной зоны

Цель работы – расчет дозы облучения в зависимости от расстояния до источника ионизирующего излучения и определение границ опасной зоны облучения.

3.1. Краткие теоретические сведения

Ионизирующим излучением называется излучение, взаимодействие которого с веществом приводит к образованию в этом веществе ионов разного знака. Источники ионизирующего излучения - радиоактивные вещества (радионуклиды) и электрофизические устройства (рентгеновские аппараты, ускорители, высоковольтные электроустановки постоянного тока и др.), генерирующие ионизирующее излучение, применяют в контрольно-измерительных приборах и системах автоматики, в научно- исследовательских работах, медицине, атомной энергетике.

Различают следующие виды ионизирующего излучения: альфа-излучение - поток ядер атомов гелия; бета-излучение - поток электронов или позитронов; гамма-излучение - фотонное (электромагнитное) излучение; рентгеновское излучение - электромагнитное, отличающееся длиной волны; нейтронное излучение.

Все виды ионизирующих излучений при уровнях облучения организма человека, превышающих допустимый, представляют особую опасность для жизни и здоровья людей. Ионизация живой ткани приводит к разрыву молекулярных связей, образованию в организме вредных химических соединений, гибели клеток, нарушению биологических процессов и обмена веществ.

Последствия продолжительного интенсивного облучения человека могут быть очень тяжелыми, включая лучевую болезнь, злокачественные опухоли, генетические нарушения и летальный исход.

Степень вредного воздействия разных видов ионизирующего излучения на организм человека зависит от их проникающей способности и удельной ионизации. В ряду альфа-бета-гамма- и рентгеновского излучения проникающая способность возрастает, а удельная ионизация уменьшается.

При работе с источниками ионизирующего излучения может возникнуть внешнее, внутреннее и комбинированное облучение персонала.

Внешнее облучение обусловлено действием источников, находящихся на рабочих местах и лабораториях; внутреннее- радиоактивной пылью, попавшей в организм человека вместе с воздухом, пищей, водой; комбинированное- совместным действием внешнего и внутреннего.

При внешнем облучении наиболее опасны рентгеновское и гамма- излучение, при внутреннем- опасны все виды излучения (особенно альфа), действующие непрерывно и практически на все органы.

Для оценки радиационной обстановки и ожидаемых медицинских последствий облучения людей источниками ионизирующего излучения используются следующие основные показатели.

Активность (А) - мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида:

А=dN/dt, (3.1)

где dN - ожидаемое число спонтанных ядерных превращений, происходящих за промежуток времени dt.

Единицей активности является беккерель (Бк). Использовавшаяся ранее внесистемная единица активности кюри (Ки) составляет 3,7.10¹⁰ Бк.

Поглощенная доза (D) - величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу:

D=de/dm, (3.2)

где de- средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, dm- масса вещества в этом объеме.

Поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг), и имеет специальное название - грей (Гр). Использовавшаяся ранее внесистемная единица поглощенной дозы- рад равна 0,01 Гр.

Эквивалентная доза (Н_T,R)- поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения:

H_T,R= W_RD_T , (3.3)

где D_T- средняя поглощенная доза в органе или ткани Т;

W_R- взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, учитывающий эффективность этого излучения в индуцировании биологических эффектов.

Для рентгеновского, гамма- и бета- излучения W_R=1, для альфа-частиц – 20.

При одновременном воздействии нескольких видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения:

H_T=∑ H_T,R , (3.4)

R

Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв).

Эффективная доза (Е) применяется для оценки риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет собой сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты:

E=∑ W_TH_T. (3.5)

T

Здесь: H_T- эквивалентная доза в органе или ткани,

W_T- взвешивающий коэффициент для этого органа или ткани Т.

Для органов и тканей человеческого тела в зависимости от их разной чувствительности в возникновении стохастических эффектов радиации взвешивающие коэффициенты W_T установлены от 0,01 до 0,2.

Единица эффективной дозы – зиверт (Зв).

Для количественной оценки рентгеновского и гамма- излучения по эффекту ионизации воздуха раньше использовалось понятие экспозиционной дозы (Х):

X= Q/m. (3.6)

Здесь: Q-суммарный заряд возникающих в воздухе ионов одного знака, Кл,

m-масса воздуха, кг.

Использовавшаяся ранее внесистемная единица экспозиционной дозы – рентген (Р) составляет 0,01 Зв.

Величину экспозиционной дозы на рабочем месте для точечного источника можно рассчитать по формуле:

X=AK_γ t/R². (3.7)

Здесь: A - активность источника (радионуклида), Ки,

K_γ - гамма –постоянная радионуклида, Рсм/мКи ч,

t- время облучения, ч,

R- расстояние от источника до рабочего места, см.

Активность (А) радионуклида рассчитывается по формуле:

А=1,3.10⁸G/m_AT_1/2 . (3.8)

Здесь: m_A -атомная масса радионуклида,

T_1/2- период полураспада, сут,

G- количество радиоактивного вещества, г.

Значения гамма-постоянной и период полураспада некоторых радионуклидов приведены в таблице 1.

Таблица 1

Гамма-постоянная и период полураспада некоторых радионуклидов

Если источник ионизирующего излучения не является точечным, то экспозиционную дозу можно рассчитать по следующим формулам:

а) для линейного источника с равномерно распределенной активностью по его длине

D_Э=(к_γAt/2L)(h²+a²)^-1/2[arctg(L-R)(h²+a²)^-1/2+arctg(L+R)(h²+a²)^-1/2];(3.9)

Рис.3.1. Схема линейного источника.

б
) для кругового источника с равномерно распределенной активностью

D_Э= к_γAt / [(R²-r²)+2h²(R²+r²)+h⁴]^-1/2; (3.10)

Рис.3.2. Схема кругового источника.

в) для источника в виде диска с равномерно распределенной активностью по его поверхности

D_Э= πqк_γtl_n{h²+r²-R²+[r⁴+2r²(h²-R²)+(h²+R²)²]^1/2 /2h², (3.11)

где q=A/πr²;

Рис.3.3. Схема источника в виде диска.

г
) для сферического источника с равномерно распределенной активно-

стью, если полость источника не заполнена поглощающим веществом

D_Э=( 2πqкγrt/R) ln [(R+r)/(R-r)], где q=A/πr² ; (3.12)

Рис.3.4. Схема сферического источника

д) для источника в виде шара с равномерно распределенной по объему

активностью

D_Э= (2πqк_γt/R){2Rr+(R²-r²)ln[(R-r)/(R+r)]}, где q=3A/4πr³; (3.13)

Рис.3.5. Схема источника в виде шара

Для обеспечения безопасности человека в условиях воздействия источников ионизирующего излучения применяются нормы радиационной безопасности НРБ-99, которые устанавливают основные пределы доз

(таблица 2) для следующих категорий облучаемых лиц: персонала и всего населения.

Предел дозы (ПД) - величина годовой эффективной или эквивалентной дозы облучения техногенным источником (специально созданным для полезного применения), которая не должна превышаться в условиях нормальной работы.

Персонал - лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б).

Таблица 2

Основные пределы доз

Таблица 3

Данные для выполнения задания

3.3. Порядок выполнения работы

1.Включить ПК.

2.Выбрать на экране метку лабораторной работы - lab 3.

3.Прочитать на экране содержание работы.

4. Произвести расчет экспозиционной дозы для точечного источника ионизирующего излучения:

а) выбрать произвольно вес радионуклида;

б) указать ряд расстояний от источника до расчетной точки;

в) по результатам работы построить график зависимости экспозиционной дозы от расстояния до источника;

г) с учетом предельной дозы определить границу опасной зоны.

5.Произвести расчет экспозиционной дозы для источника заданной формы:

а) получить у преподавателя вариант задания;

б) выбрать из табл.3 исходные данные соответствующего варианта;

в) ввести расчетную формулу экспозиционной дозы для указанной формы источника, используя программу Excel;

г) выбрать из табл.1 гамма-постоянную, период полураспада и атомный номер радионуклида, из табл.3 - вес источника;

д) рассчитать экспозиционную дозу для ряда значений R- расстояния до источника;

е) построить график зависимости экспозиционной дозы от расстояния и сравнить его со значением предела эффективной дозы - 50 мЗв/год, рассчитанной на один рабочий день (примем количество рабочих дней в году - 250);

ж) проанализировать результаты расчета и определить опасную зону;

6. Составить отчет по работе.

3.4. Содержание отчета

1. Цель работы.

2. Результаты расчетов. При отсутствии печатающего устройства исходные данные, результаты расчетов перенести в отчет.

3. Выводы.

3.5. Вопросы для самоконтроля

1. Какое излучение называется ионизирующим?

2. Какие существуют виды ионизирующего излучения?

3. Каков характер воздействия ионизирующего излучения на организм человека?

4. Каковы причины внешнего и внутреннего облучения?

5. Какие характеристики ионизирующего излучения используют для оценки опасности облучения людей?

6. Что такое предел дозы?

7. От каких параметров зависит величина экспозиционной дозы?

8. Каковы методы и средства защиты от воздействия ионизирующего излучения?