🗊Презентация Расчетные методы определения дозы облучения и защиты от гамма- и рентгеновских излучений

Расчетные методы определения дозы облучения и защиты от гамма- и рентгеновских излучений Выполнили: студенты 351/352 групп Дерябин П.Е. Стефанюк В.В. Статюк Д.С.

При проведении санитарно-дозиметрического контроля за условиями работы с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений для определения доз и контроля защиты, помимо измерений с помощью приборов, может производиться теоретический расчет. Особое значение имеют теоретические методы при проведении предупредительного санитарного надзора. При проведении санитарно-дозиметрического контроля за условиями работы с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений для определения доз и контроля защиты, помимо измерений с помощью приборов, может производиться теоретический расчет. Особое значение имеют теоретические методы при проведении предупредительного санитарного надзора. В гигиенической практике чаще всего применяются методы расчета доз и контроля защиты от гамма- и рентгеновского излучения.

В основу расчетных методов положены некоторые закономерности распространения ионизирующих излучений в пространстве, взаимодействие их с различными веществами Основными из этих закономерностей являются следующие: 1) доза внешнего облучения при прочих равных условиях пропорциональна интенсивности ионизирующих излучений и времени их действия; 2) интенсивность ионизирующих излучений от внешнего точечного источника пропорциональна количеству квантов или частиц, возникающих в нем за единицу времени, и обратно пропорциональна квадрату расстояния. Зависимость интенсивности излучения от расстояния в случае применения протяженного источника более сложная; 3) интенсивность излучения может быть уменьшена с помощью поглощения его материалами защитных экранов.

Пользуясь этими закономерностями, можно заметить основные принципы защиты от внешнего облучения: 1. Использование для работы источников с минимально возможным выходом ионизирующих излучений (защита активностью). 2. Проведение работ, связанных с облучением в течение минимального времени (защита временем). 3. Обеспечение во время этих работ максимального расстояния от источника до человека (защита расстоянием). Этот способ является чрезвычайно эффективным, так как доза уменьшается обратно пропорционально квадрату расстояния (при увеличении расстояния в 2 раза, доза уменьшается в 4 раза и т.д.). 4. При необходимости уменьшение интенсивности излучения с помощью экранов (защита экранами)

Для проведения расчетов необходимо иметь исходные данные: активность источника (А) в Бк (мКи); керма-постоянная (G), аГр • м2/с • Бк, показывает какая мощность дозы, создается данным нуклидом активностью 1 Бк за 1 с на расстоянии 1 м. При расчете во внесистемных единица используется гамма-постоянная источника (Кy), Р∙см2/ч∙мК ; расстояние от источника (R) в м (см); Время (t) в с (ч), в течение которого работающий будет находиться в данной точке.

Таблица Период полураспада, энергия квантов, керма-постоянная и гамма-постоянная некоторых изотопов

Если все названные величины известны, то мощность поглощенной дозы (Д) рассчитывается по следующей формуле: D=, мкГр/ч

Если расчет проводится с использованием внесистемных единиц измерения, то определяется мощность экспозиционной дозы (Дэксп) по формуле:

Критерием при расчете параметров защиты от внешнего облучения является предел эффективной дозы (ПД), который для работающих с радиоактивными веществами (персонал, группа А) составляет 20 мЗв в год Критерием при расчете параметров защиты от внешнего облучения является предел эффективной дозы (ПД), который для работающих с радиоактивными веществами (персонал, группа А) составляет 20 мЗв в год Расчет защиты от источников гамма-излучений с помощью экранов производят по кратности ослабления поглощенной (эффективной) дозы. К = Д/ПД или К = Дэфф/ПД В зависимости от требуемой кратности ослабления и энергии гамма- излучения радионуклидов по соответствующим таблицам определяем толщину защитных материалов

Пример Рассчитайте толщину экрана из свинца, позволяющем без вреда для организма работать 30 часов в неделю с источником кобальт-60 (энергия гамма-квантов 1,25 МэВ) активностью 100 мКu на расстоянии 1 м.

Определяем экспозиционную дозу (Дэксп) по формуле: Определяем экспозиционную дозу (Дэксп) по формуле: , где А - активность источника, мКu Ку- гамма-постоянная источника кобальт-60(из табл), Р • см2/ч ∙ мКu t- время, ч R - расстояние, см

Экспозиционная доза – величина не нормируемая, гигиеническим критерием радиационной безопасности является эффективная (эквивалентная) доза. Экспозиционная доза – величина не нормируемая, гигиеническим критерием радиационной безопасности является эффективная (эквивалентная) доза. Для определения эффективной дозы необходимо учесть соответствующий взвешивающий коэффициент. Так как в данном случае источник является гамма-излучателем, коэффициент равен 1. То есть, эффективная доза будет составлять 3,9 бэр. Как известно, 1 бэр равен 0,01 Зв, или 10 м3в. Следовательно, по условиям задачи работник за неделю получит эффективную дозу 39 мЗв. Условно принимая, что год состоит из 50 недель, получаем предел дозы за неделю равный 0,4 мЗв

Таким образом, кратность ослабления данного излучения составляет Таким образом, кратность ослабления данного излучения составляет К = Дэфф/ПД = 39 / 0,4 = 97,5 раз. Исходя из кратности ослабления и энергии гамма-квантов кобальта-60, находим толщину экрана из свинца. При несовпадении данных кратности ослабления и энергии излучения с указанными в таблице результат находят методом экстраполирования либо используют последующие числа, обеспечивающие более надежную защиту. В данном случае безопасную работу с источником ИИ обеспечит экран из свинца толщиной 84,5 мм.

Литература: «Радиационная безопасность при работе с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений» - НижГМА, 2009г. Раздел 3. РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ МЕДИЦИНСКОГО ПЕРСОНАЛА ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ ИСТОЧНИКОВ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ В МЕДИЦИНЕ

Спасибо За Внимание !!!