Требованиям обеспечения радиационной безопасности

Для демонстрации соответствия условий эксплуатации источников излучения требованиям по обеспечению радиационной безопасности используется индивидуальная доза, накопленная в течение года человеком.

Для однозначного определения дозы внешнего облучения стандартизуются параметры моделей отдельных органов и тканей, по которым производится расчет доз внешнего облучения, а также условия облучения.

Для однозначного определения доз внутреннего облучения используются математические камерные фантомы с соответствующими обобщенными по многим данным биологических экспериментов коэффициентами переходов между камерами.

8. За значение индивидуальной эффективной дозы внешнего облучения при индивидуальном дозовом контроле принимается значение индивидуального эквивалента дозы Н_Р (10), а при контроле радиационной обстановки – амбиентного эквивалента дозы Н *(10).

Эквивалент дозы Н(d) равен поглощенной дозе в точке специального фантома на глубине d от поверхности, умноженной на средний коэффициент качества излучения для ткани в этой точке. Для Н_Р (d) используется плоский фантом (пластина из тканеэквивалентного материала толщиной 15 см), а для Н *(d) – шаровой фантом (шар диаметром 30 см из тканеэквивалентного материала).

Эквиваленты дозы Н_P (d) и H *(d) иногда именуют операционными величинами, т.е. величинами, однозначно определяемыми через физические характеристики поля излучения в точке, максимально возможно приближенные в стандартных условиях облучения к нормируемой величине и предназначенные для консервативной оценки этой величины при дозиметрическом контроле. Параметр d определяет соотношение операционной и нормируемой величин:

- при d = 10 мм H *(10) и Н_P (10) соответствуют эффективной дозе внешнего облучения;

- при d = 3 мм H *(3) и Н_P (3) соответствуют эквивалентной дозе Н _Т для хрусталика глаза;

- при d = 0,07 мм H *(0,07) и Н_P (0,07) соответствуют Н _Т для внешнего облучения кожи.

9. Ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения,накопленная в организме за время t с момента поступления,

Е (t) = , (3.8)

где I_G,inh, I_G,ing – величины поступления радионуклида G при вдыхании и заглатывании в течение периода контроля, Бк;

e_G,inh (t), e_G,ing (t) – ожидаемые эффективные дозы внутреннего облучения «стандартного человека» при ингаляционном и пероральном поступлении 1 Бк радионуклида.

Для любого радионуклида и его химического соединения дозовые коэффициенты определяются как

, (3.9)

где t ₀ – момент поступления; – мощность эквивалентной дозы в органе или ткани Т к моменту времени t после поступления 1 Бк радионуклида в организм человека.

Для целей радиационной безопасности регламентируется
t = 50 лет для взрослых и t = 70 - t₀ (где t₀ - возраст) для лиц моложе 20-ти лет. Единица ожидаемой эффективной дозы Дж/кг или зиверт [Зв].

Содержание радионуклидов в питьевой воде регламентируется уровнем вмешательства-УВ (табл. П21), характеризующим предельное содержание радионуклида в воде. При совместном присутствии в воде нескольких радионуклидов должно выполняться условие

, (3.10)

где А_i – удельная активность i -го радионуклида в воде,

УВ _i – соответствующий уровень вмешательства.

10. Годовая эффективная доза Е, приписываемая работнику, равна сумме индивидуальной дозы внешнего облучения за год Н_Р (10) и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения Е (t), обусловленной поступлением в организм радионуклидов за год:

Е = Н_Р (10) + Е (t). (3.11)

Годовая эффективная доза сравнивается с нормативной величиной - пределом дозы и демонстрирует соответствие условий использования источников с требованиями обеспечения радиационной безопасности.

Как следует из определений (3.4) и (3.6), измерение эффективной дозы так же, как и эквивалентной дозы в органе, невозможно. Если известен энергетический состав ионизирующего излучения, активность источника и условия облучения человека, может быть выполнен теоретический расчет эффективной дозы для «стандартного человека» (масса 70 кг, рост 170 см). Эти значения получаются расчетом переноса излучения в органы и ткани численным интегрированием поглощенной энергии по их объемам с последующим суммированием с соответствующими взвешивающими коэффициентами w _Т. В таблицах П.13 и П.17 представлены дозовые коэффициенты d _Е, представляющие собой значения эффективной дозы для различных энергий e фотонов (П.13) и нейтронов (П.17), рассчитанные для единичного флюенса (Ф = 1 част./см²) и различных геометрий облучения. Тогда мощность эффективной дозы можно найти как

, (3.12)

а эффективную дозу за время t как

. (3.13)

Геометрия облучения называется изотропной (ИЗО) в том случае, если человек облучается со всех сторон равномерно, и передне-задней (ПЗ) – в случае, когда облучение производится параллельным пучком и попадает на человека спереди.

В таблицах П.14 – П.16 представлены дозовые коэффициенты d _Н, представляющие собой эквивалентные дозы для различных энергий e фотонов и электронов, рассчитанные для единичного флюенса Ф на кожу (g-излучение) (П.14), хрусталик глаза (g-излучение) (П.15) и кожу (b-излучение) (П.16). Тогда эквивалентная доза в ткани Т находится по формуле

Н _Т = Ф×d _Н (e). (3.14)

ЗАДАЧИ

3.1. Чему равна поглощенная доза в биологической ткани при соблюдении электронного равновесия, если экспозиционная доза составляет 1 Р?

3.2. Поглощенная доза в ткани при облучении потоком тепловых нейтронов составляет 100 мкГр. Какими должны быть поглощенные дозы в ткани фотонного и a-излучений для получения эквивалентного биологического эффекта?

3.3. Определить эффективную дозу, если эквивалентные дозы в органах пациента составляют (в мкЗв): легкие – 200, грудная железа – 30, поверхность костной ткани – 20. Облучением остальных органов пренебречь.

3.4. Легкие человека облучают g-квантами и тепловыми нейтронами. Поглощенная доза g-квантов составила 3 мкГр, а нейтронов – 4 мкГр. Чему равна эквивалентная доза в легких?

3.5. Плотность плоскопараллельного потока g-квантов от источника ¹³⁷Cs равна 10⁵ фотон/(см²×с). Чему будут равны мощности эффективной дозы и эквивалентной дозы в коже рук?

3.6. Оператор облучается изотропно фотонами, имеющими энергию 0,662 МэВ и плотность потока 10³ фотон/(см²×с). Чему будет равна эффективная доза за шесть часов работы в данном поле излучения?

3.7. Плотность плоскопараллельного потока g-квантов на рабочем месте от источников ⁵⁴Mn и ⁶⁰Со, имеющих одинаковую активность, в сумме составляет 10⁵ фотон/(см²×с). Чему равна эквивалентная доза в коже, полученная в течение одного часа работы?

3.8. Плотность потока тепловых нейтронов на рабочем месте равна 10² нейтр./(см²×с). Считая геометрию облучения изотропной, рассчитать мощность эффективной дозы на рабочем месте.

3.9. При работе с источником ³²Р, который является чистым b-излучателем, плотность потока b-частиц составила 40 част./(см²×с). Чему будет равна эквивалентная доза в коже?

3.10. Оценить верхнюю границу эффективной дозы за год в помещении постоянного пребывания персонала гр. А, если мощность экспозиционной дозы в этом помещении постоянна и равна 0,15 мР/ч.

3.11. В помещении постоянного пребывания персонала гр. А мощность экспозиционной дозы постоянна и составляет 0,15 мР/ч. Рассчитать эффективную дозу за год, обусловленную данным полем, если средняя энергия g-квантов, составляющих радиационное поле, равна 0,3 МэВ, а излучение можно считать изотропным. Рассчитанное значение сравнить с результатом, полученным в задаче 3.10.

3.12. Определить мощность эффективной дозы, еслив воздухе в условиях электронного равновесия заряженных частицмощность поглощенной дозы изотропного фотонного излучения с энергией 1 МэВ равна 30 мкГр/ч.

3.13. Определить мощность эффективной дозы в поле g-квантов на расстоянии 4 м от точечного изотропного источника ¹³⁷Cs+^{137 m} Ba активностью 4×10⁷ Бк. Характеристическое излучение не учитывать.

3.14. Мощность воздушной кермы, создаваемой источником g-квантов со средней энергией 0,5 МэВ, составляет 10 мкГр/ч. Рассчитать эффективную дозу, полученную за 36 часов работы; принять, что облучение происходит в передне-задней геометрии.

3.15. Какова будет эффективная доза в однородном изотропном смешанном гамма-нейтронном поле излучения, если в любой точке поля экспозиционная доза g-излучения (средняя энергия 0,3 МэВ) составит 100 мР, а флюенс тепловых нейтронов равен 10⁶ нейтр./см²?

3.16. Оператор работает в помещении с источником, испускающим g-кванты с энергией 1,5 МэВ. После того, как была установлена защита, плотность потока g-квантов уменьшилась в 10 раз. Рассчитать, во сколько раз уменьшится эффективная доза после установки защиты, если средняя энергия g-квантов, попадающих на оператора, уменьшилась до 1,25 МэВ. Считать геометрию облучения передне-задней.

3.17. Мощность экспозиционной дозы, создаваемая на рабочем месте источником со средней энергией g-квантов 1 МэВ, составляет 1,5 мР/ч. Чему будет равна эффективная доза в данном радиационном поле за шесть часов работы, если считать геометрию облучения передне-задней?

3.18. Оператор подвергается воздействию смешанного облучения: плотность потока тепловых нейтронов составляет 10³ нейтр./(cм²×с), быстрых ( = 2,5 МэВ) – 10² нейтр./(cм²×с), мощность экспозиционной дозы рассеянных g-квантов со средней энергией 200 кэВ составляет 0,2 мР/ч. Считая облучение равномерным и изотропным, определить эффективную дозу за три часа работы.

3.19. Необходимо провести спектрометрические измерения с точечным изотропным источником ⁵¹Cr. Активность источника в начальный момент измерений составляет 10¹² Бк. Какая эффективная доза может быть получена на расстоянии 2 м от этого источника за три часа работы, если облучение происходит в передне-задней геометрии? Какая будет эффективная доза, если аналогичные измерения с этим же источником повторить через неделю?

3.20. Оператор подвергается изотропному смешанному гамма-нейтронному облучению: мощность экспозиционной дозы ( = 1 МэВ) составляет 1 мР/ч, а плотность потока тепловых нейтронов – 10³ нейтр./(см²×с). Найти годовую эффективную дозу, обусловленную данным радиационным полем. Геометрию облучения считать изотропной.

3.21. Чему равна мощность воздушной кермы на расстоянии 1 м от точечного изотропного источника ⁶⁰Со активностью 10⁵ Бк? Какова будет эффективная доза за год при 36-часовой рабочей неделе (облучение оператора происходит в передне-задней геометрии)?

3.22. На расстоянии 1 м от рабочего места оператора находится точечный изотропный источник ²⁰³Hg активностью 3×10⁸ Бк. Чему равна эффективная доза за шесть часов работы, если дополнительный радиационный фон в помещении постоянного пребывания персонала составляет 0,1 мР/ч? Облучение считать изотропным, среднюю энергию рассеянных g-квантов фона принять равной 0,2 МэВ.

3.23. Расстояние до рабочего места от точечного изотропного источника ¹³⁷Cs активностью 10¹⁰ Бк равно 2 м. Чему равна эффективная доза за неделю работы (36 ч) в помещении постоянного пребывания персонала, если повышенный радиационный фон g-излучения (мощность воздушной кермы) составляет 10 мкГр/ч? Облучение в передне-задней геометрии, средняя энергия фотонов изотропного повышенного фона равна 0,1 МэВ.

3.24. Точечный источник ⁵⁴Mn активностью 10¹⁰ Бк расположен на расстоянии 1 м от рабочего места оператора. Определить мощность кермы в воздухе и биологической ткани. Найти эффективную дозу за три часа работы, считая облучение изотропным.

3.25. При расфасовке изделий с радионуклидом ⁹⁰Sr, находящемся в равновесии с ⁹⁰Y, плотность потока b-частиц на руки составила 200 b-част./(см²×с). Рассчитать эквивалентную дозу в коже, полученную за неделю работы (36 ч). Принять среднюю энергию b-частиц источника ⁹⁰Sr-⁹⁰Y равной 0,624 МэВ.

3.26. Активность точечного изотропного источника ⁶⁵Zn составляет 10⁹ Бк. Оператор работает с этим источником по четыре часа в день в течение недели, находясь на расстоянии 1 м от источника. Определить эффективную дозу за неделю, считая облучение передне-задним. Изменением активности источника в течение недели можно пренебречь.

3.27. Кассета со смесью продуктов деления, имеющая радиевый гамма-эквивалент 1 мг-экв. Ra, находится на расстоянии 3 м от рабочего места. Можно ли находиться в этом помещении персоналу (гр. А) по два часа в день в течение года? Принять среднюю энергию гамма-квантов, испускаемых продуктами деления, 0,8 МэВ, облучение считать изотропным.

3.28. Оператор работает на расстоянии 1 м от точечного изотропного источника ⁶⁰Со активностью 4×10⁷ Бк (облучение происходит в передне-задней геометрии). Можно ли работать в данном помещении персоналу гр. А 20 часов в неделю в течение года, если дополнительный фон в помещении составляет 8 мкГр/ч, а средняя энергия рассеянных фотонов, составляющих фон, равна 0,3 МэВ?

3.29. При работе с радиоактивным препаратом ³²Р плотность потока b-частиц на руки оператора (персонал гр. А) составляет 400 част./(см²×с). Будет ли превышен годовой предел дозы, если выполнение этой работы составляет по 20 часов в неделю в течение года? Считать, что облучаются только кисти рук.

3.30. Активность точечного изотропного источника ¹³⁷Cs составляет 10⁹ Бк. Допустимо ли находиться персоналу гр.Б в данном помещении по 12 ч в неделю в течение года, если работы проводятся на расстоянии 2 м от источника? Облучение происходит в изотропной геометрии.

3.31. Мощность воздушной кермы, измеренная на расстоянии 1 м от точечного изотропного источника ¹³⁷Cs, составляет 5 нГр/с. Определить расстояние от источника, на котором можно безопасно работать оператору в течение года (персонал гр. А, 36-часовая рабочая неделя). Принять, что облучение происходит в передне-задней геометрии, а доза равномерно распределена в течение года.

3.32. При проведении градуировочных работ необходимо в течение недели использовать точечный изотропный источник ⁵⁴Mn активностью 5×10⁹ Бк. Сколько минут в день при 6-дневной рабочей неделе (36 ч) можно работать персоналу гр. А без защиты, если расстояние от источника до рабочего места равно 1,2 м, а доза равномерно распределяется в течение недели? Считать, что за неделю эффективная доза не должна превысить значение 0,42 мЗв. Облучение считать изотропным.

3.33. Оператор работает с точечным изотропным источником ⁸⁹Sr активностью 10⁸ Бк по 12 часов в неделю в течение года. На каком расстоянии от этого источника будет достигнута допустимая плотность потока b-частиц для кожи? Поглощение излучения в воздухе и в источнике не учитывать.

3.34. Мощность экспозиционной дозы на расстоянии 1 м от пробы почвы, загрязненной ¹³⁷Cs, составляет 80 мкР/с. Считая источник точечным, оценить удельную активность содержащегося в почве ¹³⁷Cs, если масса пробы 0,3 кг. Поглощением излучения в пробе и воздухе пренебречь.

3.35. Найти активность ¹³⁷Cs, которую может содержать проба почвы, при которой лаборант (персонал гр. А) может работать на расстоянии 0,7 м от пробы по 10 часов в неделю в течение года. Облучение оператора считать средним между изотропным и передне-задним. Принять, что проба является точечным изотропным источником. Поглощением излучения в пробе и воздухе пренебречь.

3.36. Какая может быть концентрация ²³⁹Pu (находящеегося в медленнорастворимых соединениях) в воздухе рабочего помещения, чтобы персонал гр. А мог работать в этом помещении 1500 часов в год?

3.37. Аэрозоли коррозионного происхождения ⁶⁰Со (70 %) и ⁵⁸Со (30 %) через органы дыхания поступили в организм работника за год в количестве 0,4 мкг. Чему равна ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения, если поступившие аэрозоли относятся к группе «М»?

3.38. За год в организм работника поступило ингаляционно 10⁶ Бк аэрозолей ⁵⁸Со (тип «М»). Рассчитать ожидаемую эффективную дозу облучения Е (t). Оценить ожидаемую эквивалентную дозу в легких H _T(t).

3.39. В рабочем помещении объемом 10³ м³ произошел непредвиденный выброс ¹³¹I в количестве 2,5×10¹¹ Бк. Определить ожидаемую эффективную дозу внутреннего облучения, полученную за 5 мин эвакуации. В расчетах принять, что аэрозольную форму приобретает 40 % находящегося в помещении ¹³¹I.

3.40. В организм оператора (гр. А) ингаляционно поступило 5×10⁶ Бк ¹³¹I. Считая, что в щитовидной железе (вес 20 г) абсорбируется 25 % вдыхаемого ¹³¹I, оценить эквивалентную дозу, полученную щитовидной железой. Принять, что поглощенная доза в щитовидной железе формируется b-излучением ¹³¹I, средняя энергия b-излучения, выделяемая на распад, составляет 0,181 МэВ/расп.

3.41. Оператор (гр. А) постоянно работает в помещении, в воздухе которого концентрация ⁵⁴Mn и ⁶⁰Co составляет 10 и 20 Бк/м³ соответственно. Какую ожидаемую эффективную дозу внутреннего облучения получит персонал при ингаляционном поступлении радионуклидов в организм в течение года, если соединения ⁵⁴Mn относятся к типу «П», а соединения ⁶⁰Со – к типу «М»?

3.42. При работе на урановых рудниках в организм работника (персонал гр. А) поступил ингаляционно 1 мг урана естественного состава. Чему будет равна ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения от этого поступления? Аэрозоли, содержащие уран, считать малорастворимыми. Сравнить со средним мировым значением дозы внутреннего облучения, получаемым населением за год – 1,6 мЗв.

3.43. На радиохимическом предприятии через органы дыхания в организм работника из персонала гр. А в течение года поступали окислы ²³⁹Pu (62,5 %), ²⁴⁰Pu (20 %) и ²⁴²Pu (17,5 %). Превысит ли ожидаемая эффективная доза годовой предел, если за год поступило 4×10³ Бк окислов плутония?

3.44. Загрязнение водоема радионуклидом ⁶⁰Со составляет 10² Бк/л. Может ли население употреблять эту воду?

3.45. Загрязнение водоема ¹³⁷Cs (30 %) и ⁶⁰Со (70 %) составляет 30 Бк/л. Пригодна ли эта вода для употребления населением?

3.46. На радиохимическом предприятии в воздухе рабочих помещений концентрация окислов ²³⁹Pu и ²⁴⁰Pu (в соотношении активности 19:1) составляет 10 Бк/м³. Сколько часов в неделю персонал гр. А может работать в данном помещении?

Поиск по сайту: