Оценка радиационной обстановки

Оценка радиационной обстановки заключается в определении эффективной эквивалентной дозы, которую человек может получить находясь в данных условиях, и сравнении её с предельно допустимым значением. Исходными данными при этом могут быть:

• параметры полей ионизирующих излучений (вид ионизирующих излучений, мощности поглощенной и эффективной эквивалентной доз, плотности потоков частиц или фотонов);
• активности радионуклидов, выход частиц или фотонов, расстояние до ИИИ;
• облучаемые органы и время облучения.

В зависимости от исходных данных используются различные методы расчета эффективной эквивалентной дозы.

Например, известен состав ИИ, мощность эффективной эквивалентной дозы и время облучения. Тогда эффективная эквивалентная доза определяется следующим образом:

(8.11)

где – мощность эффективной эквивалентной дозы, Зв/c;

t – время облучения, с.

Полученное значение Е сравнивают с предельно допустимым. Последнее установлено для трех категорий облучаемых лиц:

• персонал группы А – лица непосредственно работающие с ИИИ;
• персонал группы Б – лица, по условиям работы находящиеся в сфере их воздействия;
• население.

Согласно НРБ-99 [ 8.2] установлены основные пределы доз (ПД) для всех категорий облучаемых лиц, значения которых приведены в табл. 8.3.

Таблица 8.3

Нормируемые величины	Пределы доз
	Персонал группы А	Персонал группы Б	Население
Эффективная доза	20 мЗв/год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв/год	5 мЗв/год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 12,5 мЗв/год	1 мЗв/год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв/год

Если значение Е, полученное по (8.11), не превосходит соответствующий предел дозы по табл.8.3, то условия труда являются допустимыми. В противном случае следует принимать меры либо к уменьшению времени облучения, либо к уменьшению мощности дозы.

В другом случае известен состав ИИ, мощность поглощенной дозы, создаваемой каждой составляющей ИИ, облучаемые органы и время облучения. Тогда эффективная доза определяется следующим образом:

(8.12)

где – мощность поглощенной дозы, создаваемая в Т-м органе R-й составляющей ИИ, Гр/c;

W_R – коэффициент качества R-й составляющей ИИ;

W_T – коэффициент радиочувствительности Т-го органа;

n₁ – количество облучаемых органов;

n₂ – количество различных видов ИИ;

t – время облучения, с.

Обычно при подобных ситуациях облучается всё тело, поэтому S W_T=1 и формула (8.12) упрощается:

(8.13)

Полученное по (8.12) или (8.13) значение Е сравнивают с соответствующим пределом дозы из табл. 8.3 и аналогично предыдущему делают вывод о радиационной обстановке.

Возможна ситуация, когда при прогнозе радиационной обстановки, создаваемой g -активным радионуклидом, известны активность радионуклида А, Бк, расстояние до источника и время облучения. В этом случае при оценке радиационной обстановки можно использовать следующее соотношение [ 8.1]:

(8.14)

где А – активность радионуклида, Бк;

Г – гамма-постоянная данного радионуклида, аГр×м²/c×Бк;

r – расстояние до ИИИ, м.

Гамма-постоянной радионуклида Г называется мощность поглощенной дозы в воздухе, создаваемая g-излучением точечного изотропного радионуклидного источника активностью А=1 Бк на расстоянии 1 м от него без начальной фильтрации излучения. В системе СИ единица измерения Г-постоянной аГр×м²/c×Бк (аттогрей×м²/с× Бк). Приставка "атто" означает множитель 10^–18.

В подобных ситуациях есть только один вид ИИ и облучается, как правило, всё тело. Следовательно, эффективная доза численно равна поглощенной дозе, а ее значение может быть определено по соотношению:

(8.15)

Поскольку при облучении всего тела S W_T=1, то (8.15) упрощается:

(8.16)

Еще одна ситуация, когда при прогнозе радиационной обстановки, создаваемой точечным радионуклидом, известны его активность, выход частиц, их энергия. В этом случае оценка радиационной обстановки может быть дана путём сопоставления реальной и допустимой плотности потока частиц на рабочем месте.

Плотность потока частиц на рабочем месте Ф определяется в соответствии с (8.9) и (8.10) как

Ф=А×h /4p ×r², (8.17)

где А – активность радионуклида, Бк;

h – выход частиц или фотонов;

r – расстояние до ИИИ, м.

Значение Ф, полученное по (8.17), сравнивают со среднегодовой допустимой плотностью потока для частиц или фотонов данного вида и данной энергии, определяемой по табл. 8.5 и 8.8 НРБ-99 [ 8.2]. Если полученное по (8.17) значение Ф больше значения Ф_доп, определенного из [ 8.2], то условия труда недопустимы и требуется уменьшение плотности потока частиц или фотонов на рабочем месте.

Наконец, известен вид ИИ, плотность потока частиц или фотонов и время облучения. Тогда оценка радиационной обстановки может быть дана путем сопоставления реальной эффективной дозы с соответствующим пределом дозы по табл. 8.3.

В этом случае реальная эффективная доза за время облучения t определяется по соотношению:

Е=h×Ф×t, (8.18)

где h – эффективная доза на единичный флюенс, Зв×см²; значение h определяется из табл. [ 8.2] и зависит от вида и энергии частиц и фотонов;

Ф – плотность потока частиц или фотонов на рабочем месте, см^–2×с^–1;

t – время облучения, с.

Если человек облучается потоками различных частиц или фотонов, то эффективная доза определяется по соотношению:

Е=t ×S h×Ф, (8.19)

где Ф, h – соответственно плотность потока частиц или фотонов данного вида и эффективная доза на единичный флюенс данного вида частиц или фотонов.

Задача Мощность эффективной дозы на рабочем месте равна 1мкЗв/ч. Работник из числа персонала группы А находится на этом рабочем месте 1000 часов в году. Оценить условия труда.

Решение Используя соотношение (8.11) находим:

Для персонала группы А ПД_А=20 мЗв/год (табл. 8.3). Полученная доза меньше предела дозы, следовательно, радиационная обстановка на данном месте при данных условиях работы соответствует нормам.

Задача Мощность поглощенной дозы от источника нейтронов энергией 0,5 эВ на рабочем месте равна 1мкГр/ч. Работник из числа персонала группы А находится на этом рабочем месте 1000 часов в году. Облучается всё тело. Оценить условия труда.

Решение Используем соотношение (8.13) и принимая во внимание, что у нас только один вид ИИ, находим:

Здесь W_R=5 по табл. 8.1 для нейтронов энергией менее 10 кэВ. Полученная доза меньше предела дозы 20 мЗв/год, следовательно, радиационная обстановка на данном месте при данных условиях работы соответствует нормам.

Задача Оценить условия труда работника из числа персонала группы А, находящегося 100 дней в году в течение 1 часа на расстоянии 1м от радионуклида ⁵⁷Со, активностью 1 Ки.

Решение Оценка условий труда сводится к определению годовой эффективной дозы и сопоставлении её с пределом дозы для персонала группы А. При данных условиях облучается всё тело, поэтому S W_T=1, а т.к. используется g -источник, то W_R=1 (табл.8.1). Определяем годовое время облучения:

t =100дн/год×1час/день×3600с/ч=3,6×10⁵ с/год.

По таблице из [ 8.1] находим Г-постоянную ⁵⁷Со Г=3,64 аГр× м²/с× Бк. Используя (8.16), определяем годовую эффективную дозу:

Сравнивая полученное значение с пределом дозы для персонала группы А ПД_А=20 мЗв/год, видим, что радиационная обстановка не соответствует нормам – условия труда недопустимы.

Задача Активность источника нейтронов энергией 5 МэВ А=1 Ки, выход нейтронов h =0,001. Оценить условия труда на рабочем месте, расположенном на расстоянии 1 м от источника, если возможно пребывание работника из числа персонала группы А в течение 100 дней в году по 1 ч ежедневно.

Решение Как и в предыдущем примере оценка условий труда сводится к определению годовой эффективной дозы и сопоставлении её с пределом дозы для персонала группы А. Продолжительность облучения известна t =3,6× 10⁵ с. Для определения годовой эффективной дозы воспользуемся соотношением (8.18), но вначале по (8.17) определим плотность потока нейтронов на данном рабочем месте, переведя расстояние в сантиметры:

Ф=А×h /4p ×r²=3,7×10¹⁰×0,001/4p ×100²=2,9×10² нетр./см^2× с.

По таблице из [ 8.1] определяем эффективную дозу на единичный флюенс для нейтронов таких энергий h = 2,72× 10^-10 Зв× см² (для изотропного поля излучения). Тогда по (8.19) определяем годовую эффективную дозу:

Е=Ф×h×t =2,9×10²×2,72×10^–10×3,6×10⁵=28 мЗв/год.

Сравнивая полученное значение с пределом дозы для персонала группы А ПД_А=20 мЗв/год, видим, что условия труда недопустимы.

Защита от g -излучения

При прохождении через вещество в результате взаимодействия с ним интенсивность g -излучения падает. Однако законы ослабления g -излучения различаются в зависимости от вида источника ИИ.

Пусть на барьер-поглотитель падает моноэнергетический параллельный пучок g -излучения начальной плотностью потока фотонов Ф_о. Тогда после прохождения в веществе расстояния х плотность потока будет равна:

Ф_х=Ф_о× е^{–m ×х}, (8.20)

где m – линейный коэффициент ослабления, 1/см, зависит от материала защиты и энергии фотонов; значения m для некоторых материалов и энергий фотонов приведены в табл. 8.4.

Таблица 8.4