Расчёт доз от внешних источников излучения

ФГБОУ Оренбургский Государственный Аграрный Университет

Реферат на тему:

«Расчёт доз от внешних источников излучения»

                                               Выполнила студентка ФВМиБ 21 гр.: Мурзалинова В,

                                                      Проверил: Хабибуллин Э.Г.                                            

План:

1. Радиация: общие сведения, влияние на человека

2. Уровни безопасных величин поглощённой дозы излучения измеряемые радиометром или дозиметром, для населения 

3. Кратковременное (до 4-х суток подряд), общее (наиболее опасный случай), однократное облучение.

4. Смертельные дозы проникающей радиации: 

5.  Расчет доз, создаваемых внешними источниками ионизирующих излучений

6.  Доза, создаваемая параллельным потоком моноэнергетических g –квантов

7. Доза от точечного источника со сложным составом g-излучения

8. Максимальные пробеги Rmax и массовые 
коэффициенты ослабления mm b-излучения в алюминии

1. Радиация: общие сведения, влияние на человека

Радиационная безопасность населения - состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения (Федеральный закон " О радиационной безопасности населения" ). Основные нормативы облучения (допустимые пределы доз) конкретизируются и уточняются в санитарно-гигиенических федеральных нормах и правилах, таких как НРБ - 99, ОСПОРБ - 99 и др. 

Ионизирующим считается любое излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков. 

Естественный радиационный фон - доза излучения, создаваемая космическими лучами и излучением природных радионуклидов, естественно распределенных в земле, воде, воздухе, других элементах биосферы, пищевых продуктах и организме человека. Радиоактивный фон присутствует везде и всегда - где-то его уровень больше обычной нормы, где-то меньше.

Человеческий организм не способен с помощью своих органов чувств воспринимать наличие радиоактивных веществ и их излучения (до несмертельных значений), поэтому необходимы специальные измерительные приборы - дозиметрическая и радиометрическая аппаратура.

2. Уровни безопасных величин поглощённой дозы излучения измеряемые радиометром или дозиметром, для населения 

Естественный радиационный фон везде свой, в зависимости от высоты территории над уровнем моря и геологического строения каждого конкретного района. Безопасным считается уровень радиации до величины, приблизительно 0.5 микрозиверт в  ч а с (до 50 микрорентген в час). 

до 0.2 микрозиверт  в  ч а с  (соответствует значениям до 20 микрорентген в час) - это наиболее безопасный уровень внешнего облучения тела человека, когда "радиационный фон в норме". 

Верхний предел допустимой мощности дозы - примерно 0.5 мкЗв/час (50 мкР/ч). 

 

Сократив время непрерывного нахождения до нескольких часов - люди могут без особого вреда своему здоровью перенести излучение мощностью в 10 мкЗ/час, а при времени экспозиции до нескольких десятков минут - относительно безвредно облучение с интенсивностью до нескольких миллизивертов в час (при медицинских исследованиях - флюорография, небольшие рентгеновские снимки и др.). 

Поглощённая доза облучения накапливается в организме, и за всю жизнь, сумма не должна превышать 100-700 мЗв (для жителей высокогорий и районов с повышенной естественной радиактивностью почв, подземных вод и горных пород - привычные им дозы будут находиться в верхнем пределе допустимых значений).

Средняя годовая доза ионизирующих излучений внешних на человека: 
- солнечная радиация и космические лучи - от 0.3 миллизивертов в год (на высоте 2000м - втрое больше) 
- почва и горные породы - 0.25 - 0.5 мЗв/г (на гранитах светит больше - 1 миллизиверт в год) 
- жилище, строения - 0.3... 
- в воздухе (радон и продукты его распада) - 0.2 ... мЗв/год 

Разовые, вынужденные облучения: 
- в медицинских исследованиях:

флюорография, рентген лёгких - до 3 мЗв,

рентгеновский снимок у зубного врача - 0.2мЗв. 
 

- перелёт на самолёте - 0.005-0.02 миллизивертов в час (основной вклад - от солнечной радиации, на высоте полёта дальней авиации - около 10 км.; при сильных вспышках на Солнце, в годы его максимальной активности в 11-летнем цикле - бывают наибольшие значения). 
- сканеры (интроскопы) в аэропортах - до 0.001 мЗв за один акт проверки пассажира. 

Ионизирующее радиоактивное облучение, применяемое в медицине для диагностики и лечения (флюрография, рентгенография и компьютерная томография), при частом и чрезмерном применении могут ещё больше навредить здоровью. Поэтому, постановлением главного санитарного врача РФ, указано не превышать при рентгенологических обследованиях в течение года (в том числе при проведении диспансеризации) эффективную дозу от них - 1 миллизиверт. 

 

Естественные и искусственные источники радиации (гамма- и рентгеновского излучения, нейтронов), в том числе и большой мощности, применяются в практике физических, физико-химических и биологических исследований, а также в технике - для целей дефектоскопии (контроля качества и размеров, методами интроскопии - конструкционной стали, стальных листов, проволоки и других мет. изделий, в процессе их изготовления, а так же - для сортирования металлов по маркам и хим. составу, определения содержания некоторых химич. элементов в сплавах и т.п.), в медицине - при лучевой терапии онкобольных, в геологических исследованиях - при поисках полезных ископаемых и др. Для работы с такими источниками необходима надёжная биологическая защита персонала, чёткое соблюдение техники безопасности.

По оценкам ООН, средние годовые дозы, получаемые людьми во всем мире от естественного фонового излучения, составляют 2,4 мЗв/год, а типичный диапазон этих доз – 1-10 мЗв/г. Таким образом, накопленные дозы от естественного излучения, в течение жизни, могут составить около 100-700 мЗв (на разных континентах и в различных регионах планеты - свои значения). Дозы облучения человека могут считаться низкими, если они сравнимы с уровнями естественного фонового излучения, составляющими, обычно - несколько мЗв в год. 

Согласно норм Федерального закона "О радиационной безопасности населения" Статья 9. п.2, зффективная доза для человека, в сумме, за период его жизни (принимаемый в расчетах равным 70 лет) - не должна превышать 70 мЗв, что никак не скажется на здоровье и считается безопасным уровнем поглощённой радиации.

3. Кратковременное (до 4-х суток подряд), общее (наиболее опасный случай), однократное облучение.

Если суммарная доза кратковременного облучения - меньше 10 мкЗв (десяти микрозивертов), то считается, что излучение фактически отсутствует и его можно не учитывать. 

Радиационно-опасные работы, при выполнении которых индивидуальные дозы облучения могут превысить, в течение только одной рабочей смены, 0.2 мЗв (миллизиверт) - выполняются по дозиметрическим нарядам. 

до 100 мЗв (10 бэр) – допустимое аварийное облучение населения (разовое). Медицинскими методами не наблюдается каких-либо заметных изменений в тканях и органах. 


Разовые эффективные дозы (по риску возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности) свыше 200 мЗв - являются потенциально-опасными, критичными для здоровья дозами. 

Облучение дозой 500-1000 мЗв вызывает чувство усталости, наблюдаются умеренные изменения в составе крови. Состояние нормализуется за короткое время. Основная доля радиационного риска - возможность, в будущем, появления онкологических заболеваний (рак крови, кожи, щитовидной железы и т.д.) 

 

1000-1500 мЗв - могут появиться выраженные соматические эффекты (тошното, рвота), нарушение работоспособности, возникают различные формы острой лучевой болезни. 

1.5-2.5 грэй (1500-2500 мЗв) - наблюдается кратковременная легкая форма лучевой болезни, которая появляется в виде выраженной, продолжающейся длительное время лейкопении (снижения числа лейкоцитов). В 30-50% случаев может наблюдаться рвота в первые сутки после облучения. При дозах больше 2 грэй - высок риск летального исхода. 

2.5-4 Гр (2500-4000мЗв) - возникает лучевая болезнь средней степени тяжести. У всех облученных в первые сутки после облучения наблюдается тошнота и рвота, резко снижается содержание лейкоцитов и появляются подкожные кровоизлияния. Такие дозы - вызывают существенный, непоправимый ущерб здоровью, облысение и белокровие. 

4. Смертельные дозы проникающей радиации: 

3-4Гр - повреждение костного мозга, в течение месяца после облучения смертельный исход возможен у 50% облученных (без медицинского вмешательства). 

4-7 Гр (4000-7000 мЗв) - развивается тяжелая форма лучевой болезни и высока смертность. 

свыше 7 Гр (7000 мЗв) - крайне тяжелая форма острой лучевой болезни. В крови полностью исчезают лейкоциты. Появляются множественные подкожные кровоизлияния. Смертность 100%. Причиной смерти, чаще всего являются инфекционные заболевания и кровоизлияния. 

10Гр (10 зиверт) - смерть в течение 2-3 недель. 

15 Гр - 1-5 суток.

5.  Расчет доз, создаваемых внешними источниками ионизирующих излучений

В зависимости от того, расположен ли источник излучения вне или внутри организма, различают внешнее и внутреннее облучение.

Источниками внешнего облучения могут быть препараты, содержащие радионуклиды с a -, b -, g -излучением, рентгеновские или g -установки, ускорители заряженных частиц, нейтронов, ядерные реакторы. При внешнем облучении опасность, связанная с биологическим действием излучения, зависит от вида и энергии излучения, а также от активности источника, расстояния до него, продолжительности облучения. Наиболее опасны с точки зрения внешнего облучения g -кванты и нейтроны, так как они обладают наибольшей проникающей способностью.

Дозы, создаваемые источниками ионизирующего излучения, зависят от плотности потока и интенсивности излучения.

Плотность потока излучения  — число частиц, пересекающих в единицу времени единичную площадку, расположенную под прямым углом к направлению падения излучения:

, 

где N — количество частиц или квантов; S — площадь площадки; t — время облучения.

Интенсивность излучения I — количество энергии, переносимое излучением с энергией Е за единицу времени через единичную площадку, ориентированную нормально к направлению падения излучения:

. 

Для излучения с дискретным спектром, в котором доля частиц (квантов) с энергией Ei равна ni, интенсивность излучения равна

. 

Полный поток энергии, создаваемый точечным источником активностью а, равен

где pi — число частиц (квантов) с энергией Ei, приходящихся в среднем на один акт распада. 

Полная энергия Еполн, переносимая излучением за время t через поверхность S, равна

Еполн = ISt. 

6.  Доза, создаваемая параллельным потоком моноэнергетических g -квантов

Для расчета дозы, создаваемой потоком g -излучения, надо определить энергию , затраченную на образование корпускулярного излучения в некоторой массе вещества. Эту энергию можно найти, если известны потери интенсивности потока g -излучения за счет поглощения в слое вещества заданной толщины:

, 

где I0 — начальная интенсивность g -излучения; mа — линейный коэффициент поглощения g -излучения; d — толщина поглощающего слоя вещества.

Коэффициент поглощения g -излучения mа составляет лишь часть коэффициента ослабления g -излучения m :

m = m а + m s, 

где ms — коэффициент преобразования первичного g -излучения во вторичное квантовое излучение. Энергия, связанная с коэффициентом ms, не участвует в создании дозы.

Энергия g -излучения, вызывающая корпускулярную эмиссию в объеме вещества протяженностью d и площадью поперечного сечения S, равна

Если mаd < 0,1, то справедливо приближение . Следовательно:

Для поглощенной дозы в веществе (при условии электронного равновесия) справедливо соотношение

где D m = r dS — масса облученного вещества; r — плотность вещества;  — массовый коэффициент поглощения g -излучения в веществе.

7. Доза от точечного источника со сложным составом g-излучения

Предположим, что поглощением g -квантов в среде между источником излучения и объектом облучения можно пренебречь (для воздуха это предположение справедливо, если расстояние между источником и объектом не превышает 10 м). Можно написать выражение для расчета поглощенной дозы от точечного источника с дискретным спектром излучения:

. 

 Доза от внешнего источника b -излучения

Расчет доз от источника b -излучения характеризуется особенностями, связанными со свойствами b -частиц:

         b -излучение имеет непрерывный спектр, поэтому в формулах для расчета следует использовать среднюю энергию  b -частиц

где Еmax — максимальная энергия b -спектра;

         следует учесть поглощение b -частиц в слое воздуха между источником и облучаемым объектом;

         при расчете доз от внешних источников b -излучения приближенно можно считать, что толщина облучаемого объекта равна слою полного поглощения b -частиц Rmax.

Полной энергии Еполн b -излучения, поглощаемой в слое, равном максимальному пробегу b -частиц, за время t:

Еполн = ISt = 0,4Emaxj St, 

где I — интенсивность b -излучения; S — площадь поглощающего слоя; j — плотность потока b -излучения.

Масса слоя вещества площадью S (м2) и толщиной Rmax (кг/м2) равна

Dm = SRmax.

Тогда выражение для поглощенной дозы можно записать в виде

Для расчета дозы от точечного источника b -излучения со сложным составом следует использовать значение интенсивности излучения I. Кроме того, следует учесть ослабление b -излучения в слое воздуха r между источником и облучаемым объектом:

,

где а — активность источника; t — время облучения; pi — число b -частиц, относящихся к группе с i-й максимальной энергией, которое приходится в среднем на один акт распада; m i — линейный коэффициент ослабления в воздухе b -излучения с i-й максимальной энергией; r — расстояние от источника до облучаемого объекта; Rmax,i — максимальный пробег в веществе 
b -излучения с i-й максимальной энергией.

Значения максимальных пробегов Rmax и массовых коэффициентов ослабления m m b -излучения в алюминии приведены в табл. 3.8. При расчетах, не нуждающихся в особой точности, значениями, приведенными в табл. 3.8, пользуются и для других веществ (например для воздуха и биологической ткани).