главнаяреклама на сайтезаработоксотрудничество Коллекция рефератов Otherreferats
 
 
Сколько стоит заказать работу?   Искать с помощью Google и Яндекса
 


Расчет защиты от источника ионизирующего излучения

Виды ионизирующих излучений. Методы обнаружения ионизирующих излучений. Дозы излучения и единицы измерения. Характеристика измерительного прибора ДКС. Принцип работы универсального дозиметра. Расчет параметров источника дозовых нагрузок и средств защиты.

Рубрика: Безопасность жизнедеятельности и охрана труда
Вид: курсовая работа
Язык: русский
Дата добавления: 04.06.2011
Размер файла: 92,2 K

Полная информация о работе Полная информация о работе
Скачать работу можно здесь Скачать работу можно здесь

рекомендуем


Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже.

Название работы:
E-mail (не обязательно):
Ваше имя или ник:
Файл:


Cтуденты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны

Подобные работы


1. Виды ионизирующих излучений
Природа ионизирующего излучения. Генерация ионизирующего излучения в природе обычно происходит в результате спонтанного радиоактивного распада радионуклидов. Биологическое действие ионизирующих излучений. Гигиеническое нормирование ионизирующих излучений.
реферат [4,6 M], добавлена 19.11.2010

2. Влияние ионизирующего излучения на человека и меры защиты
Основные характеристики ионизирующих излучений. Принципы и нормы радиационной безопасности. Защита от действия ионизирующих излучений. Основные значения дозовых пределов внешнего и внутреннего облучений. Отечественные приборы дозиметрического контроля.
реферат [24,6 K], добавлена 13.09.2009

3. Расчет биологической защиты ядерного реактора
Источники ионизирующих излучений. Предельно допустимые дозы облучения. Классификация биологических защит. Представление спектрального состава гамма-излучения в ядерном реакторе. Основные стадии проектирования радиационной защиты от гамма-излучения.
презентация [812,1 K], добавлена 17.05.2014

4. Источники ионизирующих излучений и радиационного поля. Дозиметры
Воздействие ионизирующих излучений на неживое и живое вещество, необходимость метрологического контроля радиации. Экспозиционная и поглощенная дозы, единицы размерности дозиметрических величин. Физико-технические основы контроля ионизирующих излучений.
контрольная работа [54,3 K], добавлена 14.12.2012

5. Динамика формирования дозовых нагрузок на жителей от потребления загрязненной продукции естественных и сельскохозяйственных экосистем
Понятия активности радионуклидов и дозы ионизирующих излучений. Современная система дозиметрических величин. Оценка дозы внутреннего облучения жителей загрязненных территорий. Расчет динамики формирования дозовых нагрузок от потребления молока и грибов.
курсовая работа [251,5 K], добавлена 26.12.2013

6. Радиоактивное загрязнение пищевых продуктов
Радиоактивность и ионизирующие излучения. Источники и пути поступления радионуклидов в организм человека. Действие ионизирующих излучений на человека. Дозы радиационного облучения. Средства защиты от радиоактивных излучений, профилактические мероприятия.
курсовая работа [40,8 K], добавлена 14.05.2012

7. Действие на организм человека высоких и малых доз радиации
Радиация: дозы, единицы измерения. Ряд особенностей, характерных для биологического действия радиоактивных излучений. Виды эффектов радиации, большие и малые дозы. Мероприятия по защита от воздействия ионизирующих излучений и внешнего облучения.
реферат [34,3 K], добавлена 23.05.2013

8. Государственный надзор и контроль по ОТ. Ионизирующие излучения и способы защиты от них
Государственный надзор и контроль за соблюдением законодательства об охране труда. Ионизирующие излучения и способы защиты. Государственная экспертиза условий труда. Источники и область применения ионизирующих излучений. Радиоактивность, дозы облучения.
контрольная работа [39,7 K], добавлена 20.11.2008

9. Закон ослабления интенсивности излучения
Виды ионизирующих излучений, процесс передачи их веществу. Экспозиционная, поглощенная и эквивалентная дозы. Ослабление интенсивности излучения, коэффициенты ослабления. Критерии биологической опасности радионуклидов в случае внутреннего облучения.
презентация [686,4 K], добавлена 23.04.2014

10. Степень опасности различных видов радиоактивных излучений при использовании в открытом виде. Радиотоксичность
Основные типы радиоактивных излучений, их негативное воздействие на человека. Радионуклиды как потенциальные источники внутреннего облучения. Способы защиты от источников ионизирующих излучений. Пути поступления радитоксичных веществ в организм.
реферат [516,1 K], добавлена 24.09.2013


Другие работы, подобные Расчет защиты от источника ионизирующего излучения


Размещено на http://www.allbest.ru/

Курсовая работа по дисциплине

Радиационная безопасность

«Расчет защиты от источника ионизирующего излучения»

1. Виды ионизирующих излучений

Альфа-излучение представляет собой поток ядер атомов гелия, называемых альфа-частицами и обладающих высокой ионизирующей способностью. Однако проникающая способность их очень низка. Длина пробега альфа-частицы в воздухе составляет всего несколько сантиметров (не более 10 см), а в твердых и жидких веществах еще меньше. Обыкновенная одежда и средства индивидуальной защиты полностью задерживают альфа-частицы и обеспечивают защиту человека. Альфа-частицы крайне опасны при попадании в организм, что может привести к внутреннему облучению.

Бета-излучение - это поток быстрых электронов, называемых бета-частицами, возникающими при бета-распаде радиоактивных веществ. Бета-излучение имеет меньшую ионизирующую способность, чем альфа-излучение, но большую проникающую способность. Одежда уже не может полностью защитить, нужно использовать любое укрытие. Это будет намного надежнее.

Гамма-излучение имеет внутриядерное происхождение и представляет собой электромагнитное излучение, распространяющееся со скоростью света. Оно обладает очень высокой проникающей способностью и может проникать через толщу различных материалов. Гамма-излучение представляет основную опасность для жизни людей, ионизируя клетки организма. Защиту от него могут обеспечить только убежища, противорадиационные укрытия, надежные подвалы и погреба.

Рентгеновские излучения (икс-лучи) были открыты первыми из всех ионизирующих излучений и наиболее хорошо изучены. У них та же физическая природа (электромагнитное поле) и те же свойства, что и у гамма-излучений. Их различают прежде всего, по способу получения, и в отличие от гамма-лучей они имеют внеядерное происхождение. Излучение получают в специальных вакуумных рентгеновских трубках при торможении (ударе о специальную мишень) быстро летящих электронов.

Энергия квантов рентгеновских лучей несколько меньше, чем гамма излучения большинства радиоактивных изотопов; соответственно несколько ниже их проникающая способность. Однако это второстепенные различия. Поэтому рентгеновские лучи широко используют вместо гамма-излучения, в частности для экспериментального облучения животных, семян растений и т. п. С этой целью применяют рентгеновские установки для облучения (просвечивания) людей.

Лучшими защитными материалами от рентгеновских лучей являются тяжелые металлы и в частности свинец.

В последние десятилетия появилась возможность получать электромагнитные излучения высокой энергии с помощью ускорителей заряженных частиц. Такое синхротронное излучение обладает теми же свойствами, что и рентгеновское и гамма-излучение.

Нейтроны образуются в зоне ядерного взрыва в результате цепной реакции деления тяжелых ядер урана-235 или плутония-239 и являются электрически нейтральными частицами. Под воздействием нейтронов находящиеся в почве атомы кремния, натрия, магния и др. становятся радиоактивными (наведенная радиация) и начинают излучать бета- и гамма-лучи.

Физические характеристики некоторых -радиоактивных ядер.

Элемент

T1/2

Emax, МэВ

Элемент

T1/2

Emax, МэВ

12B

0.02 сек

13.37

56Cr

5.4 мин

1.5

11С

20.3 мин

0.97

52Mn

5.7 сут

0.57

13N

9.96 мин

1.2

56Mn

2.6 час

2.85

18N

0.63 сек

9.4

53

8.6 мин

3.0

17F

66.6 сек

1.74

62

1.5 мин

2.88

24

3.38 мин

1.99

65Ni

2.55 час

2.13

21

23 сек

2.52

68Cu

30 сек

3.5

27Mg

9.5 мин

1.75

71Zn

2.4 мин

2.4

28Al

2.3 мин

2.88

66Ga

9.4 час

4.15

31Si

2.62 час

1.48

68

68.3 мин

1.90

30P

2.5 мин

3.24

65

30.9 сек

3.7

31S

2.72 сек

4.42

79As

9.1 мин

2.15

33Сl

2.5 сек

4.55

73

7.1 час

1.7

37K

1.2 сек

5.14

75Br

1.7 час

1.7

44

3.9 час

1.47

87Kr

78 мин

3.8

45Са

163 сут

0.25

88Rb

17.8 мин

5.3

51Ti

5.8 мин

2.14

92Y

3.5 час

3.63

46V

0.43 сек

6.03

89Nb

1.9 час

2.9

Методы обнаружения ионизирующих излучений

Обнаружение ионизирующих излучений основывается на их способности ионизировать и возбуждать атомы и молекулы среды, в которой они распространяются. Такие процессы изменяют физико-химические свойства облучаемой среды, которые могут быть обнаружены и измерены.

К таким изменениям среды относятся:

изменение электропроводности веществ (газов, жидкостей, твердых материалов);

люминесценция (свечение) некоторых веществ;

засвечивание фотопленок;

изменение цвета, окраски, прозрачности, сопротивления электрическому току некоторых химических растворов и др.

Взяв за основу эти явления, для регистрации и измерения ионизирующих излучений используют фотографический, химический, сцинтилляционный и ионизационный методы.

Фотографический метод основан на измерении степени почернения фотоэмульсии под воздействием радиоактивных излучений. Гамма-лучи, воздействуя на молекулы бромистого серебра, содержащегося в фотоэмульсии, выбивают из них электроны связи. При этом образуются мельчайшие кристаллики серебра, которые и вызывают почернение фотопленки при ее проявлении.

Сравнивая почернение пленки с эталоном, можно определить полученную пленкой дозу облучения, так как интенсивность почернения пропорциональна дозе облучения.

Химический метод основан на определении изменений цвета некоторых химических веществ под воздействием радиоактивных излучений. Так, например, хлороформ при облучении распадается с образованием соляной кислоты, которая, накопившись в определенном количестве, воздействует на индикатор, добавленный к хлороформу. Интенсивность окрашивания индикатора зависит от количества соляной кислоты, образовавшейся под воздействием радиоактивного излучения, а количество образовавшейся соляной кислоты пропорционально дозе радиоактивного облучения. Сравнивая окраску раствора с имеющимися эталонами, можно определить дозу радиоактивных излучений, воздействовавших на раствор. На этом методе основан принцип работы химического дозиметра ДП-70 МП.

Сцинтилляционный метод основан на том, что под воздействием радиоактивных излучений некоторые вещества (сернистый цинк, йодистый натрий, вольфрамат кальция и др.) испускают фотоны видимого света. Возникшие при этом вспышки света (сцинтилляции) могут быть зарегистрированы. Количество вспышек пропорционально интенсивности излучения.

Ионизационный метод основан на том, что под воздействием радиоактивных излучений в изолированном объеме происходит ионизация газов. При этом нейтральные молекулы и атомы газа разделяются на пары: положительные ионы и электроны. Если в облучаемом объеме создать электрическое поле, то под воздействием сил электрического поля электроны, имеющие отрицательный заряд, будут перемещаться к аноду, а положительно заряженные ионы - к катоду, т.е. между электродами будет проходить электрический ток, называемый ионизационным током. Чем больше интенсивность, а, следовательно, и ионизирующая способность радиоактивных излучений, тем выше сила ионизационного тока. Это дает возможность, измеряя силу ионизационного тока, определять интенсивность радиоактивных излучений. Данный метод является основным, и его используют почти во всех дозиметрических приборах.

1.1 Дозы излучения и единицы измерения

Действие ионизирующих излучений представляет собой сложный процесс. Эффект облучения зависит от величины поглощенной дозы, ее мощности, вида излучения, объема облучения тканей и органов. Для его количественной оценки введены специальные единицы, которые делятся на внесистемные и единицы в системе СИ. Сейчас используются преимущественно единицы системы СИ. Ниже (в таблице 1.) дан перечень единиц измерения радиологических величин и проведено сравнение единиц системы СИ и внесистемных единиц.

Таблица 1.

Основные радиологические величины и единицы

Величина

Наименование и обозначение 
единицы измерения

Соотношения между единицами

Внесистемные

Си

Активность нуклида, А

Кюри (Ки, Ci)

Беккерель (Бк, Bq)

1 Ки = 3.7*1010Бк
1 Бк = 1 расп/с

1 Бк=2.7*10-11Ки

Экспозиционная доза, X

Рентген (Р, R)

Кулон/кг (Кл/кг, C/kg)

1 Р=2.58*10-4 Кл/кг
1 Кл/кг=3.88*103 Р

Поглощенная доза, D

Рад (рад, rad)

Грей (Гр, Gy)

1 рад-10-2 Гр
1 Гр=1 Дж/кг

Эквивалентная доза, Н

Бэр (бэр, rem)

Зиверт (Зв, Sv)

1 бэр=10-2 Зв 
1 Зв=100 бэр

Интегральная доза излучения

Рад-грамм (рад*г, rad*g)

Грей- кг (Гр*кг, Gy*kg)

1 рад*г=10-5 Гр*кг
1 Гр*кг=105 рад*г

Для описания влияния ионизирующих излучений на вещество используются следующие понятия и единицы измерения:

Активность радионуклида в источнике (А). Активность равна отношению числа самопроизвольных ядерных превращений в этом источнике за малый интервал времени (dN) к величине этого интервала (dt):

A = dN/dt

Единица активности в системе СИ - Беккерель (Бк).

Внесистемная единица - Кюри (Ки).

Число радиоактивных ядер N(t) данного изотопа уменьшается со временем по закону:

N(t) = N0 exp(-tln2 / T1/2) = N0 exp(-0.693t / T1/2)

где No - число радиоактивных ядер в момент времени t = 0, Т1/2  период полураспада - время, в течение которого распадается половина радиоактивных ядер.

Массу m радионуклида активностью А можно рассчитать по формуле:

m = 2.4*10-24 M T1/2 A

где М - массовое число радионуклида, А - активность в Беккерелях, T1/2 - период полураспада в секундах. Масса получается в граммах.
Экспозиционная доза (X). В качестве количественной меры рентгеновского и -излучения принято использовать во внесистемных единицах экспозиционную дозу, определяемую зарядом вторичных частиц (dQ), образующихся в массе вещества (dm) при полном торможении всех заряженных частиц :

X = dQ/dm

Единица экспозиционной дозы - Рентген (Р). Рентген - это экспозиционная доза рентгеновского и -излучения, создающая в 1куб.см воздуха при температуре О°С и давлении 760 мм рт.ст. суммарный заряд ионов одного знака в одну электростатическую единицу количества электричества.

Экспозиционной дозе 1 Р соответствует 2.08*109 пар ионов (2.08*109 = 1/(4.8*10-10)). Если принять среднюю энергию образования 1 пары ионов в воздухе равной 33.85 эВ, то при экспозиционной дозе 1 Р одному кубическому сантиметру воздуха передается энергия, равная:

(2.08*109)*33.85*(1.6*10-12) = 0.113 эрг,

а одному грамму воздуха:

0.113/возд = 0.113/0.001293 = 87.3 эрг.

Поглощение энергии ионизирующего излучения является первичным процессом, дающим начало последовательности физико-химических преобразований в облученной ткани, приводящей к наблюдаемому радиационному эффекту. Поэтому естественно сопоставить наблюдаемый эффект с количеством поглощенной энергии или поглощенной дозы.

Поглощенная доза (D) - основная дозиметрическая величина. Она равна отношению средней энергии dE, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:

D = dE/dm

Единица поглощенной дозы - Грей (Гр). Внесистемная единица Рад определялась как поглощенная доза любого ионизирующего излучения, равная 100 эрг на 1грамм облученного вещества.

Эквивалентная доза (Н). Для оценки возможного ущерба здоровью человека в условиях хронического облучения в области радиационной безопасности введено понятие эквивалентной дозы Н, равной произведению поглощенной дозы Dr, созданной облучением - r и усредненной по анализируемому органу или по всему организму, на весовой множитель wr (называемый еще - коэффициент качества излучения) (таблица 2).

Единицей измерения эквивалентной дозы является Джоуль на килограмм. Она имеет специальное наименование Зиверт (Зв).

Таблица 2.

Весовые множители излучения

Вид излучения и диапазон энергий

Весовой множитель

Фотоны всех энергий

1

Электроны и мюоны всех энергий

1

Нейтроны с энергией < 10 КэВ

5

Нейтроны от 10 до 100 КэВ

10

Нейтроны от 100 КэВ до 2 МэВ

20

Нейтроны от 2 МэВ до 20 МэВ

10

Нейтроны > 20 МэВ

5

Протоны с энергий > 2 МэВ (кроме протонов отдачи)

5

?-частицы, осколки деления и другие тяжелые ядра

20

Влияние облучения носит неравномерный характер. Для оценки ущерба здоровью человека за счет различного характера влияния облучения на разные органы (в условиях равномерного облучения всего тела) введено понятие эффективной эквивалентной дозы Еэфф применяемое при оценке возможных стохастических эффектов - злокачественных новообразований.

Эффективная доза равна сумме взвешенных эквивалентных доз во всех органах и тканях:

где wt - тканевый весовой множитель (таблица 3), а Ht -эквивалентная доза, поглощенная в ткани - t. Единица эффективной эквивалентной дозы - Зиверт.

Таблица 3

Значения тканевых весовых множителей wt для различных органов и тканей.

Ткань или орган

wt

Ткань или орган

wt

Половые железы

0.20

Печень

0.05

Красный костный мозг

0.12

Пищевод

0.05

Толстый кишечник

0.12

Щитовидная железа

0.05

Легкие

0.12

Кожа

0.01

Желудок

0.12

Поверхность костей

0.01

Мочевой пузырь

0.05

Остальные органы

0.05

Молочные железы

0.05

Коллективная эффективная эквивалентная доза. Для оценки ущерба здоровью персонала и населения от стохастических эффектов, вызванных действием ионизирующих излучений, используют коллективную эффективную эквивалентную дозу S, определяемую как:

где N(E) - число лиц, получивших индивидуальную эффективную эквивалентную дозу Е. Единицей S является человеко-Зиверт (чел-Зв).

Радионуклиды - радиоактивные атомы с данным массовым числом и атомным номером, а для изомерных атомов - и с данным определенным энергетическим состоянием атомного ядра. Радионуклиды (и нерадиоактивные нуклиды) элемента иначе называют его изотопами.

Помимо названных выше величин для сравнения степени радиационного повреждения вещества при воздействии на него различных ионизирующих частиц с разной энергией используется также величина линейной передачи энергии (ЛПЭ), определяемая соотношением:

 

где  - средняя энергия, локально переданная среде ионизирующей частицей вследствие столкновений на элементарном пути dl.
Пороговая энергия  обычно относится к энергии  электрона. Если в акте столкновения первичная заряженная частица образует -электрон с энергией больше , то эта энергия не включается в значение dE, и -электроны с энергией больше  рассматриваются как самостоятельные первичные частицы.

Выбор пороговой энергии  является произвольным и зависит от конкретных условий.

Из определения  следует, что линейная передача энергии является некоторым аналогом тормозной способности вещества. Однако между этими величинами есть различие. Заключается оно в следующем:

1. ЛПЭ не включает энергию, преобразованную в фотоны, т.е. радиационные потери.

2. При заданном пороге  ЛПЭ не включает в себя кинетическую энергию частиц, превышающую .

Величины ЛПЭ и тормозной способности совпадают, если можно пренебречь потерями на тормозное излучение и  

дозиметр ионизирующий излучение

Таблица 4

Средние значения величины линейной передачи энергии L и 
пробега R для электронов, протонов и а-частиц в мягкой ткани.

Частица

Е, МэВ

L, КэВ/мкм

R, мкм

Электрон

0.01

2.3

1

0.1

0.42

180

1.0

0.25

5000

Протон

0.1

90

3

2.0

16

80

5.0

8

350

100.0

4

1400

?-частица

0.1

260

1

5.0

95

35

По величине линейной передачи энергии можно определить весовой множитель данного вида излучения (таблица 5)

Таблица 5

Зависимость весового множителя излучения wr от линейной передачи энергии ионизирующего излучения L для воды.

L, КэВ/мкм

< 3/5

7

23

53

> 175

wr

1

2

5

10

20

Предельно допустимые дозы облучения согласно НРБ-99

По отношению к облучению население делится на 3 категории:

Категория А облучаемых лиц или персонал (профессиональные работники) - лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений.

Категория Б облучаемых лиц или ограниченная часть населения - лица, которые не работают непосредственно с источниками ионизирующего излучения, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию ионизирующих излучений.

Категория В облучаемых лиц или население - население страны, республики, края или области.

Для категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса нормативов:

- основные пределы доз (ПД), приведенные в таблице 6;

- допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и другие;

- контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков и др.). Их значения должны учитывать достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

Таблица 6 Основные пределы доз

Нормируемые величины*

Пределы доз

Персонал (группа А)**

Население

Эффективная доза

20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год

1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год

Эквивалентная доза за год в хрусталике глаза***

150 мЗв

15 мЗв

коже****

500 мЗв

50 мЗв

кистях и стопах

500 мЗв

50м3в

Примечания:

* Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам.

** Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории персонал приводятся только для группы А.

*** Относится к дозе на глубине 300 мг/см2.

**** Относится к среднему по площади в I см2 значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2 . На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см2. Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 см2 площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц.

Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) - 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) - 70 мЗв. Начало периодов вводится с 1 января 2000 года.

При одновременном воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна превышать пределов доз, установленных в табл. 6.

Устанавливается три группы критических органов:

1 группа - все тело, гонады и красный костный мозг;

2 группа - мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталики глаз и другие органы, за исключением тех, которые относятся к 1 и 3 группам;

3 группа - кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, голени и стопы.

Дозовые пределы облучения для разных категорий лиц даны в таблице 7.

Таблица 7

Дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения (бэр/год).

Категории лиц

Группы критических органов

1

2

3

Категория А, предельно допустимая доза (ПДД)

5

15

30

Категория Б, предел дозы(ПД)

0.5

1.5

3

Помимо основных дозовых пределов для оценки влияния излучения используют производные нормативы и контрольные уровни. Нормативы рассчитаны с учетом непревышения дозовых пределов ПДД (предельно допустимая доза) и ПД (предел дозы). Расчет допустимого содержания радионуклида в организме проводят с учетом его радиотоксичности и непревышения ПДД в критическом органе. Контрольные уровни должны обеспечивать такие низкие уровни облучения, какие можно достичь при соблюдении основных дозовых пределов.

Для категории А (персонала) установлены:

- предельно допустимое годовое поступление ПДП радионуклида через органы дыхания;

- допустимое содержание радионуклида в критическом органе ДСА;

- допустимая мощность дозы излучения ДМДА;

- допустимая плотность потока частиц ДППА;

- допустимая объемная активность (концентрация) радионуклида в воздухе рабочей зоны ДКА;

- допустимое загрязнение кожных покровов, спецодежды и рабочих поверхностей ДЗА.

Для категории Б (ограниченной части населения) установлены:

- предел годового поступления ПГП радионуклида через органы дыхания или пищеварения;

- допустимая объемная активность (концентрация) радионуклида ДКБ в атмосферном воздухе и воде;

- допустимая мощность дозы ДМДБ;

- допустимая плотность потока частиц ДППБ;

- допустимое загрязнение кожных покровов, одежды и поверхностей ДЗБ.

Численные значения допустимых уровней в полном объеме содержатся в "Нормах радиационной безопасности".

2 Характеристика измерительного прибора ДКС-101

Универсальный дозиметр (далее дозиметр) предназначен для абсолютных измерений поглощенной и эквивалентной дозы и мощности поглощенной и эквивалентной дозы для широкого диапазона энергий фотонного и электронного излучений, прецизионное измерение дозовых полей ионизирующих излучений медицинских и промышленных приборов и аппаратов.

Прибор может применяться для проведения дозиметрических и физических исследований в лабораторных и производственных условиях, в т.ч. для поверки дозиметрической аппаратуры, аттестация рентгеновских кабинетов и промышленных рентгеновских и электронных установок и т. д.

Дозиметр может быть аттестован в качестве рабочего эталона 1-го или 2-го разряда.

Вид климатического исполнения дозиметра В1 ГОСТ 12997-84.

Дозиметр устойчиво работает при изменении температуры окружающей среды от +10С до +40С и в условиях относительной влажности окружающей среды до 80% при температуре +30С без конденсации влаги, атмосферное давление от 84 до 106,7 кПа (от 630 до 800 мм.рт.ст.).

Комплектуется ионизационными камерами, контрольными источникам и водным фантомом по требованию заказчика.

Состоит из электрометрического блока со встроенным управляемым высоковольтным источником и персонального компьютера.

Встроенные системы самодиагностики, набор функций математической обработки и протоколирование результатов измерений, программное обеспечение в среде Windows98 обеспечивают удобство в работе и широкий набор сервисных функций.

Технические данные

Дозиметр обеспечивает следующие типы измерений: поглощенная доза в воде (Гр), эквивалентная доза (Зв), соответствующие мощности дозы, заряд (Кл), ток (А) (погрешности измерений тока и заряда не нормируются). Дозиметр имеет автоматическую остановку измерений при достижения заданных порогов по дозе и времени. Обеспечение измерения воздушной кермы (Гр), экспозиционной дозы (Р) и соответствующих мощности доз может быть выполнена по требованию заказчика.

Цифровое разрешение, стабильность нуля, диапазон напряжения высоковольтного источника и максимальное время измерения дозиметра приведены в таблице 2.1.

Таблица 2.1

Параметр

Значение

Цифровое разрешение при измерении тока

1фА (10-15 А)

Цифровое разрешение при измерении заряда

1фКл (10-15 Кл)

Стабильность нуля (без подключения ионизационной камеры)

5 фА (реально 2 фА)

Максимальное время измерения

до 32000 с

Напряжение высоковольтного источника

40600 В двухполярное с шагом 5 В

Дозиметр имеет диапазоны измерений, указанные в Таблице 2.2.

Таблица 2.2

Параметр

Значение

Ток

чувств. диапазон

средний диапазон

грубый диапазон

0,1-200 пА

0,2-20 нА

0,02-2 мкА

Заряд (метод интегрирования тока)

чувств. диапазон

средний диапазон

грубый диапазон

1пКл-6,4 мкКл

0,4 нКл-640 мкКл

40 нКл-64 мКл

Заряд (на конденсаторе)

чувств. диапазон

грубый диапазон

1 - 1000 пКл

1 - 100 нКл

Уровень собственного фона дозиметра.

После времени установления рабочего режима (без подключения ионизационной камеры) не более 510-15 А.

За 8 часов непрерывной работы после времени установления рабочего режима (без подключения ионизационной камеры) не более 110-14 А.

От показаний в нормальных условиях (без подключения ионизационной камеры) при изменении температуры в рабочем диапазоне температур от +10 до +40С не более 210-14 А.

От показаний в нормальных условиях (без подключения ионизационной камеры) при изменении относительной влажности воздуха до 80% при температуре 30 С не более 110-14 А.

Нестабильность показаний дозиметра за 8 часов непрерывной работы после времени установления рабочего режима не более 0,2 % на чувствительном диапазоне измерения МПД (интеграла МПД и ПД).

Время установления показаний не более:

100 с - на чувствительном диапазоне;

10 с - на остальных диапазонах.

Пределы допускаемой дополнительной погрешности измерений составляют:

от показаний в нормальных условиях при изменении температуры в рабочем диапазоне температур от +10 до +40С при измерении МПД (интеграла МПД и ПД) - 0,2 %.

от показаний в нормальных условиях при изменении относительной влажности воздуха до 80% при температуре 30С при измерении МПД (интеграла МПД и ПД) - 0,2 %.

от показаний в нормальных условиях работе в постоянном магнитном поле напряженностью не более 400 А/м при измерении МПД (интеграла МПД и ПД) - 0,2 %.

Питание дозиметра осуществляется от однофазной сети переменного тока с частотой 50 Гц 1 Гц, содержанием гармоник до 5% и номинальным напряжением 220 В с допустимым отклонением от - 15% до +10%.

Мощность, потребляемая от сети электрометрическим блоком, при номинальном напряжении питания не более 4 ВА.

Изоляция между корпусом электрометрического блока и контактами вилки кабеля сетевого питания выдерживает в течение 1 минуты без пробоя действие испытательного напряжения постоянного тока 4000 В. Сопротивление изоляции вышеуказанных цепей не менее 20 МОм при нормальных условиях.

Наработка на отказ не менее 3000 часов.

Средний срок службы не менее 6 лет.

Исполнение электрометрического блока IP30С (по ГОСТ 14254-96).

Габаритные размеры и масса установки приведены в табл. 2.3.

Таблица 2.3

Наименование

Габаритные размеры, мм, не более

Масса, кг, не более

Электрометрический блок

30029075

5,8

Вид климатического исполнения дозиметра В1 ГОСТ 12997-84.

Дозиметр устойчиво работает при изменении температуры окружающей среды от +10С до 40С и в условиях относительной влажности окружающей среды до 80% при температуре +30С без конденсации влаги, атмосферное давление от 84 до 106,7 кПа (от 630 до 800 мм.рт.ст.).

Электрометрический блок обладает механической прочностью в соответствии с требованиями к изделиям группы L1 ГОСТ 12997-84.

Принцип работы универсального дозиметра

Принцип работы универсального дозиметра основан на измерении тока (заряда), возникающего в ионизационной камере под действием ионизирующего излучения. Схема измерения представлена на рис 2.1.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Рисунок 2.1 Схема измерения

Ионизационная камера соединяется с электрометрическим блоком триаксиальным кабелем с антимикрофонным покрытием и триаксиальным электрометрическим разъемом. Электрометрический блок не имеет органов управления и полностью управляется персональным PC-совместимым компьютером по интерфейсу RS-232, причем длина соединительного кабеля может достигать 50 м.

Устройство электрометрического блока

Электрометрический блок универсального дозиметра состоит из двух модулей: электрометрического и интерфейсного

Интерфейсный модуль состоит из управляемого узла питания, программируемого источника высокого напряжения и интерфейсного узла с оптогальванической развязкой.

Функциональная схема электрометрического модуля представлена на рис. 2.1. Он состоит из электрометрического усилителя, охваченного обратной связью измерительными резисторами (в режиме измерения тока и мощности дозы и соответствующих им интегралов-3 диапазона) и измерительными конденсаторами (в режиме измерения заряда и дозы -2 диапазона). Электрометрические реле осуществляют переключение диапазонов измерения и режимов калибровки измерительных элементов. Напряжение с выхода усилителя поступает на 24-х разрядный сигма-дельта АЦП, где и оцифровывается. Код оцифрованного сигнала поступает на управляющий микроконтроллер, где обрабатывается и по последовательному каналу передается в управляющий компьютер. Микроконтроллер, кроме того, выполняет следующие функции:

Проведение начальных тестирующих и калибровочных операций

Прием информации с управляющего компьютера

Управление ЦАП для компенсации напряжения смещения усилителя

Управление электрометрическими реле

Управление источником высокого напряжении

Размещено на http://www.allbest.ru/

Рисунок 2.2 Функциональная схема электрометрического модуля

3 Расчет параметров источника дозовых нагрузок и средств защиты

Задача 1

Индивидуальная доза облучения, полученная в результате воздействия источника 60Со в течение 10 с, составила 100 Гр. Сколько фотонов у излучения попало при этом в организм человека, если каждый фотон теряет в тканях тела около 40 % своей энергии?

Решение

При распаде 60Cо образуется 2 - кванта с энергией 1.33 и 1.17 МэВ. Каждая такая пара фотонов выделит в тканях человека (1.33+1.17) * 0.4 = 1 МэВ = 1.3 *10-13 Дж.

Для человека весом 75 кг поглощенная доза от одной пары фотонов составит

При получении дозы 100 Гр число фотонов, попавших в организм, составит

Задача 2

Количество 90Sr, которое ежедневно попадает с пищей в организм человека, составляет 0.94 Бк. Каково значение дозы, накопленной в костной ткани за год?

Решение

1). Средние энергии -распада составляют  0.3-0.4 от .

В расчете возьмем 0.4.

2). Будем считать, что в организме поглощается 10% фотонов. Общее количество энергии, поглощенной в организме от одного распада:

Q = (0.546+2.27)*0.4 + 1.734*0.1 = 1.3 МэВ = 1.3*1.6*10-13 Дж = 2.08*10-13 Дж, (1 МэВ = 1.6*10-13 Дж).

Согласно табл.32, доля радионуклида 90Sr, поглощенная костной тканью, составляет 0.94 Бк*О.7 = 0.66 Бк или 5.68*104 распадов в сутки, (в сутках 86400 с).

Биологическая активность некоторых элементов

Элемент

Наиболее чувствительный орган или ткань организме.

Масса вещества или органа кг

Доля полной дозы, полученная данным органом

Sr

Кость

7

0.7

Таким образом, в сутки костная ткань поглощает

Q=2.08*10-13 Дж*5.68*104=11.8Дж.

Доза, поглощенная в год

365*1.88*10-9 Дж = 4,3*10-6 Дж.

Доза, поглощенная за год в 1 кг костной ткани

Задача 3

Какова поглощенная доза в организме человека в течении 10 лет, если через органы дыхания в него попало 100 мкг изотопа 239Pu?

Период полураспада 239Pu равен 2.4*104 лет.

Решение

Число радиоактивных ядер в 100 мкг изотопа 239Pu:

Число ядер 239Pu распавшихся за 10 лет:

Распад 239Pu приводит к появлению трех  -линий при энергиях  и с вероятностями распада, указанными в таблице.

,МэВ

,%

5.107

11.5

5.145

15.1

5.157

78.3

=5.1 МэВ. Масса тела М=70 кг. Поглощенная доза

4 Литература

1) «Охрана окружающей среды па предприятиях атомной промышленности», под ред. Б. Н. Ласкорина, М., 1982; Соболев И.А., ХомчикЛ.М.,

2) «Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах», М., 1983;

3) «Ядерная энергетика, человек и окружающая среда», под ред. А. П. Александрова, 2 изд., М., 1984;

4) Кыштымская авария крупным планом, "Природа", 1990, 5, с. 47-75. В.К. Власов.

5) «Безопасность жизнедеятельности и чрезвычайные ситуации» В. И. Гуткин, В. А. Рогалев, СПб 2005.

6) «Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами» (СПОРО 2002) СП 2.6.6.1168-02.

Размещено на Allbest.ru


Скачать работу можно здесь Скачать работу "Расчет защиты от источника ионизирующего излучения" можно здесь
Сколько стоит?

Рекомендуем!

база знанийглобальная сеть рефератов