Меню

Измерение мощности амбиентного эквивалента дозы гамма излучения



РАЗДЕЛ 3
ДОЗЫ ОБЛУЧЕНИЯ

Автор-составитель:к.ф.-м.н. Л.И. Клочкова

3.1. Система дозиметрических величин

Результат воздействия ионизирующих излучений на исследуемые объекты заключается в физико-химических или биологических изменениях в этих объектах. Цель дозиметрии — измерение и теоретические расчеты дозиметрических величин для оценки радиационного эффекта. Главная цель радиационной безопасности — обеспечить условия использования источников ионизирующего излучения, при которых вред для человека от возможных радиационных эффектов был бы приемлемым.

В Нормах радиационной безопасности НРБ–99 [1] и Основных санитарных правилах ОСПОРБ–99 [2] сформулированы общие требования к организации и проведению дозиметрического контроля облучения персонала. При этом система контроля обеспечения радиационной безопасности персонала должна отвечать требованиям, которые выработаны международным сообществом [3–23].

Методология контроля радиационной безопасности опирается на современную систему дозиметрических величин [24–40], которая включает:

физические величины, являющиеся характеристиками источников, полей ионизирующего излучения и их взаимодействия с веществом;

нормируемые величины, являющиеся мерой ущерба (вреда) от воздействия излучения на человека;

операционные величины, являющиеся величинами, однозначно определяемыми через физические характеристики поля излучения в точке или через физико-химические характеристики аэрозоля в точке; эти величины максимально приближены к соответствующим нормируемым величинам в стандартных условиях облучения и предназначены для консервативной оценки нормируемых величин при дозиметрическом контроле.

3.1.1.Физические величины

Основной величиной в дозиметрии является поглощенная доза. Поглощенная доза D равна отношению средней энергии , переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm этого вещества:

В системе СИ единицей поглощенной дозы является Гр (грей). 1 Гр = 1Дж/кг. Внесистемная единица поглощенной дозы — рад * . 1 рад = 10 –2 Гр.

Средняя доза. Энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии e, переданной объему, деленной на массу этого объема m:

Мощность поглощенной дозы D равна производной от поглощенной дозы по времени:

где dD — приращение поглощенной дозы за интервал времени dt.

В системе СИ единицей мощности поглощенной дозы является Гр/с.

Экспозиционная доза X рентгеновского или g -излучения равна отношению суммарного заряда D Q всех ионов одного знака, создаваемых корпускулярным излучением (сопряженным с электромагнитным) в элементарном объеме воздуха при нормальных условиях, к массе D m воздуха в этом объеме:

Если выполняется условие «электронного равновесия», то экспозиционная доза в воздухе эквивалентна поглощенной дозе. Под электронным равновесием понимается такое взаимодействие излучения со средой, при котором энергия излучения, поглощенная в некотором объеме среды, равна суммарной кинетической энергии электронов, образовавшихся в результате взаимодействия g -излучения с веществом. Электронное равновесие может иметь место при облучении потоком g -квантов неограниченно протяженной, однородной по атомному составу и плотности среды (например воздуха).

В системе СИ единицей экспозиционной дозы является Кл/кг (кулон на килограмм). В условиях электронного равновесия дозе 1 Кл/кг соответствует поглощенная доза 33,85 Гр в воздухе или 36,9 Гр в биологической ткани (различные коэффициенты поглощения).

Внесистемная единица экспозиционной дозы — Р * (рентген). 1 Р = 2,58 × 10 –4 Кл/кг. Поскольку 1 Р соответствует образованию 2,08 × 10 9 пар ионов в 1 см 3 воздуха, то, принимая энергию образования пары ионов в воздухе равной 34 эВ, получим, что 1 Р = 8,8 × 10 –3 Гр.

В процессе перехода на единицы СИ экспозиционная доза подлежит изъятию из употребления [41]. Причины такого решения следующие:

экспозиционная доза была введена только для фотонного излучения, поэтому она не может использоваться в полях смешанного излучения;

область использования экспозиционной дозы ограничена энергией Е g £ 3 МэВ;

нецелочисленные коэффициенты связи между внесистемными единицами и единицами СИ могут быть причиной многочисленных ошибок.

Мощность экспозиционной дозы равна производной от экспозиционной дозы по времени

где dX — приращение экспозиционной дозы за интервал времени dt.

В системе СИ единицей мощности экспозиционной дозы является А/кг.

3.1.1.3. Линейная передача энергии

Линейная передача энергии L (ЛПЭ) равна отношению средней энергии , переданной веществу заряженной частицей при столкновении с электронами на элементарном пути dx, к длине этого пути:

Единица ЛПЭ — кэВ/мкм.

Флюенс частиц Ф равен отношению числа частиц dN, проникающих в элементарную сферу, к площади центрального сечения dS этой сферы:

В системе СИ единица флюенса — м –2 .

3.1.1.5. Плотность потока частиц

Плотность потока частиц j равна флюенсу за единицу времени:

В системе СИ единица плотности потока — м –2 × с –1 .

3.1.2. Нормируемые величины

3.1.2.1. Доза в органе или ткани

Доза в органе или ткани DT равна средней поглощенной дозе в определенном органе или ткани человеческого тела:

где D — поглощенная доза в элементе массы dm; mT — масса органа или ткани.

3.1.2.2. Эквивалентная доза в органе или ткани

Найдено, что одинаковые поглощенные дозы от различных видов излучений оказывают различное биологическое воздействие на живой организм. Для того, чтобы учесть эти различия, вводят понятие эквивалентная доза в органе или ткани.

Эквивалентная доза HT, полученная органом или тканью Т, равна поглощенной дозе DT,R в органе или ткани T, умноженной на соответствующий взвешивающий коэффициент WR для данного вида излучения R. При воздействии на тело человека различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами WR эквивалентная доза в органе или ткани определяется как сумма эквивалентных доз в органе или ткани для этих видов излучения:

Взвешивающие коэффициенты WR (табл. 3.1) не зависят от облучаемого органа или ткани. Значения WR определены в зависимости от вида и энергии излучения и характеризуют источник излучения. Взвешивающие коэффициенты WR предназначены для определения нормируемых величин.

Взвешивающие коэффициенты WR для основных видов излучения

от 10 до 100 кэВ

от 100 кэВ до 2 МэВ

В табл. 3.1 приведены значения WR для излучения, падающего на тело, а в случае внутреннего облучения — испускаемого при ядерном превращении. Облучению с равными эквивалентными дозами в органе или ткани соответствуют равные ущербы.

В системе СИ единицей эквивалентной дозы является Зв (зиверт). 1 Зв = 1 Дж/кг.

Мощность эквивалентной дозы в органе или ткани равна производной от эквивалентной дозы по времени

где dH Т — приращение эквивалентной дозы в органе или ткани за интервал времени dt.

В системе СИ единицей мощности эквивалентной дозы является Зв/с (зиверт в секунду).

3.1.2.3. Ожидаемая эквивалентная доза при внутреннем облучении

Ожидаемая эквивалентная доза H Т( t ) при внутреннем облучении человека равна

где мощность эквивалентной дозы в органе или ткани Т к моменту времени t; t — момент поступления радиоактивного вещества в организм; t — время, прошедшее после поступления радиоактивного вещества в организм.

Значение t соответствует ожидаемой оставшейся продолжительности жизни человека. Принято, что t = 50 лет для взрослых лиц старше 20 лет. Когда время t не определено, его следует принять равным 50 годам для взрослых и 70 годам для детей.

В системе СИ единицей ожидаемой эквивалентной дозы является Зв (зиверт).

Эквивалентная доза в органе или ткани равна сумме эквивалентной дозы внешнего облучения и ожидаемой эквивалентной дозы внутреннего облучения.

Мощность эквивалентной дозы внутреннего облучения в органе (ткани) T от радионуклида V, содержащегося в органе (ткани)-источнике S, равна [31]:

где S орган, являющийся источником излучения; V ¢ — радионуклиды цепи распада материнского радионуклида V; a(t|S)V ¢ — активность в момент времени t радионуклида V ¢ , содержащегося в органе-источнике S; R — вид ионизирующего излучения, испускаемого при превращении радионуклида, содержащегося в органе-источнике S; YR,V — выход излучения вида R на одно ядерное превращение радионуклида V; e R — энергия излучения типа R; f(t, e R|T ¬ S)R — поглощенная в органе (ткани) Т доля энергии e R, выделившейся в органе-источнике S к моменту времени t; WR — взвешивающий коэффициент; mT(t) — масса органа (ткани) Т к моменту времени t.

Читайте также:  Вычислить спектральную плотность мощности

Суммирование производится по всем органам-источникам S; по всем радионуклидам V ¢ цепи распада материнского радионуклида V, возникающим в органах-источниках в результате превращения и перемещения материнского радионуклида; по всем видам ионизирующих излучений R, испускаемых при превращениях радионуклидов, содержащихся в органе-источнике S. Зависимость от времени функций f(t, e R|T ¬ S)R и mT(t) в выражении (3.13) определяется изменением с возрастом размеров и массы органов тела человека.

Эффективная доза Е равна сумме произведений взвешивающих коэффициентов WT для органов или тканей на эквивалентные дозы HT, полученные этими органами или тканями:

Эффективная доза Е является величиной, которая используется как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека или отдельных его органов и тканей с учетом их различной радиочувствительности. Облучению с равными эффективными дозами соответствуют равные ущербы. Числовые коэффициенты WT (табл. 3.2) установлены примерно равными отношению эквивалентной дозы равномерного облучения всего тела к эквивалентной дозе облучения органа, при которых ожидается один и тот же ущерб.

Взвешивающие коэффициенты WT для различных тканей и органов человека

Источник

Амбиентная эквивалентная доза.

Амбиентная эквивалентная доза — есть эквивалентная доза на глубине d=10 мм от поверхности шара из тканеэквивалентного материала плотностью 1 г/см 3 диаметром 30 см. При этом при отклонении радиуса точки детектирования от направления распространения на некоторый угол α предложена поправка на угловую зависимость.

Рис.4.5. К определению амбиентной эквивалентной дозы.

Контрольные вопросы к § 4.2.

1. Как формируется глубинное распределение дозы в организме человека?

2. Чем отличается амбиентная эквивалентная доза от эквивалентной дозы?

3. В чем разница между показателем эквивалентной дозы и амбиентной дозой?

Связь между дифференциальными и дозовыми характеристиками полей излучений при внешнем облучении.

Дозовые характеристики полей излучений определяются дифференциальными характеристиками поля излучений и характером взаимодействия данного вида излучения с веществом, в котором определяется дозовая характеристика. Многие современные вычислительные программные комплексы, созданные для расчетов переноса излучений в различных средах, рассчитывают характеристики полей излучений, поэтому возникают задачи по этим расчетным результатам определить дозовые характеристики поля, с другой стороны при нормировании устанавливаются значения пределов доз и тогда возникает задача расчетов предельно допустимых потоков внешнего облучения. Таким образом, учитывая зависимость выделения энергии в веществе от вида и энергии излучения, рассмотрим связь между энергетическим распределением плотности потока излучения данного вида и дозовыми характеристиками создаваемого им поля излучения.

Фотонное излучение.

В условиях электронного равновесия мощность поглощенной дозы в i-ом материале , Гр/с, создаваемая моноэнергетическими фотонами с энергией Еγ , МэВ в точке , где их плотность потока равна φ ( ) , м -2 с -1 , представляется формулой:

= φ ( ) Еγ 1,6 ·10 -13 μ m en,iγ) (4.10),

в которой μ m en,iγ ) – массовый коэффициент поглощения энергии для рассматриваемого вещества, м 2 /кг, а 1,6·10 -13 Дж/МэВ — коэффициент перехода от Дж к МэВ.

В практике радиационной безопасности и защиты от излучений, как правило, исходными величинами, характеризующими поле излучения, являются измеренные или вычисленные мощности поглощенной дозы в воздухе в отсутствии облучаемого лица. В этом случае мощность поглощенной дозы в воздухе в определяется по формуле (4.10) с введением в качестве μ m en,iγ ) массового коэффициента поглощения энергии в воздухе μ m enγ).

Для определения мощности эквивалентной дозы в органе или ткани необходимо оценить мощность поглощенной дозы в органе или биологической ткани. Для получения мощности поглощенной дозы в ткани мощность поглощенной дозы в воздухе умножается на отношение массовых коэффициентов поглощения энергии для ткани и воздуха μ m en,ткγ) / μ m enγ), равное для фотонов в диапазоне энергий 0,1

4 МэВ независимо от энергии фотонов Еγ с погрешностью ± 1 % — 1,1. Таким образом, поглощенная доза в органе или ткани =1,1 . Следует отметить особенность определения эквивалентной дозы, обусловленную тем, что она определяется средней поглощенной энергией во всем органе или ткани. Это требует знания глубинного распределения плотности потока фотонов в ткани и нахождения его среднего значения для данного органа или ткани. Часто этим эффектом для отдельного органа или ткани пренебрегают и тогда, принимая взвешивающий радиационный фактор для фотонов wR =1, получаем =1,1 в. Такое пренебрежение неправомерно, когда оценивается поглощенная доза в органе или ткани организма человека.Наличие объекта может увеличить мощность дозы за счет обратного рассеяния, но одновременно и уменьшить за счет поглощения в объекте. Для человека для оценки доз в органах поглощенную дозу в ткани следует умножить на коэффициент глубины залегания (d) органа Т, коэффициент обратного рассеяния (b) и коэффициент экранировки, обратно пропорциональный коэффициенту изотропности k (отношение мощностей мононаправленного и изотропного излучений, создающих на определенной глубине одну и ту же поглощенную дозу в воздухе).

где произведение b, d и k можно рассматривать как геометрический фактор g.

При расчете доз в органах человека НКДАР (научный комитет по действию атомной радиации при ООН) считает, что для внешнего облучения фотонным излучением естественных радионуклидов на поверхности Земли вне помещений g = 0,745; для внешнего облучения внутри помещений g = 0,627. Используя эти коэффициенты, мощность эквивалентной дозы можно записать в виде:

где коэффициент kDН равен 0,82 и 0,69 при облучении на поверхности Земли и в помещении, соответственно.

Еще большие трудности возникают при определении эффективной дозы, так как, строго говоря, коэффициенты b, d и k должны зависеть от органа, так как каждый орган имеет различное расположение относительно поверхности, на которую падает внешнее излучение.

Для естественных радионуклидных источников фотонов на основе анализа методом Монте-Карло формирования дозовых нагрузок в теле человека с учетом разной чувствительности органов к облучению была показана возможность прямого перехода от поглощенной дозы в воздухе к эффективной дозе, используя коэффициент перехода . Этот переходной коэффициент оказался независимым от местоположения облучаемого человека (вне или внутри помещений) и равным в зависимости от возраста облучаемого 0,7; 0,8; и 0,9 для взрослых, детей и новорожденных, соответственно.

Из приведенных рассуждений следует, что погрешности перехода от поглощенной дозы в воздухе к эффективной дозе при внешнем фотонном облучении лежат в пределах от 0,7 до 1,1 в зависимости от используемой формулы.

Заряженные частицы.

Передача энергии веществу для заряженных частиц определяется полными энергетическими потерями, включающими ионизационные, радиационные и другие, суммируемыми в виде |(-dE/dx)|i, МэВ м 2 /кг. Связь между мощностью поглощенной дозы в i-ом веществе и плотностью потока φ(Е), м -2 с -1 моноэнергетических с энергией Е, МэВ заряженных частиц (электронов, позитронов, протонов, α-частиц, мезонов, тяжелых и средних ионов)описывается формулой:

= φ (Е) |(-dE/dx)|i 1,6·10 -13 , Гр/с (4.14).

В случае β-излучения, имеющего непрерывный по энергии спектр электронов, можно использовать формулу (4.14) с усредненными по спектру значениями |(-dE/dx)|i.

При расчете эквивалентной дозы в органе или ткани для заряженных частиц не используются переходные коэффициенты от поглощенной дозы в воздухе к поглощенной дозе в ткани, а непосредственно по формуле (4.14) рассчитывается поглощенная доза в ткани, используя значения |(-dE/dx)|тк для ткани. Учитывая небольшие пробеги тяжелых заряженных частиц, их поглощение при внешнем облучении ограничивается поверхностным слоем кожи и создаваемой дозой с точки зрения радиационных последствий для человека можно пренебречь при наличии индивидуальной защиты. Для электронов и β-излучения, принимая взвешивающий радиационный коэффициент wR равным 1, мощность эквивалентной дозы в органе или ткани рассчитывается по формуле:

Читайте также:  Рассчитать производную мощность предприятия

В формуле не учитывается ослабление плотности потока частиц с глубиной ткани. Для учета этого эффекта определены эквивалентные дозы, создаваемые радиоактивными β-излучающими нуклидами при поверхностном загрязнении кожи человека, при разных максимальных энергиях спектра β-частиц на разной толщине кожи.

При переходе к эффективной дозе электронов и β-излучения при внешнем облучении необходимо отметить, что наибольшие значения эквивалентныой дозы создаются в базальном слое эпидермиса кожи, залегающем на глубине около 70 мкм. Это требует введения поправки на поглощение в этом слое и учета тканевого взвешивающего коэффициента, равного для кожи wT=0,01.

Нейтроны.

Специфика нейтронного излучения состоит в зависимости процессов передачи энергии веществу от их энергии, поэтому переход от плотности потока нейтронов к формируемой ими мощности дозы будет различаться для нейтронов разных энергий. Рассмотрим эту специфику на качественном уровне на примере двух групп нейтронов: быстрые и тепловые.

Дозы быстрых нейтронов. Как следует из гл.3 в области энергий нейтронов от 0,3 до 20 МэВ основными процессами взаимодействия нейтронов с ядрами вещества являются упругие и неупругие столкновения, в результате которых образуются ядра отдачи, кинетическая энергия которых и передается веществу, формируя поглощенную дозу, и вторичное фотонное излучение неупругого рассеяния. Кинетическую энергию ядер отдачи относительно легко рассчитать и измерить. Это явилось основанием определять не поглощенную дозу нейтронов, а керму. В первом приближении мощность кермы быстрых нейтронов можно записать следующим образом:

где φбн (Е) – плотность потока быстрых нейтронов, см -2 с -1 с энергией Е, МэВ, σm – микроскопическое поперечное сечение упругого и неупругого рассеяния нейтрона на ядре m, nm — число ядер m-го сорта в 1 кг вещества i, ядер/кг, fm доля энергии нейтрона, переданная m-му ядру отдачи при столкновении.

Неоднозначным представляется переход от кермы к поглощенной дозе, т.к. возникают трудности в определении доли энергии фотонов, испускаемых при неупругом рассеянии, которая поглощается в веществе, доли энергии фотонов, могущих возникнуть в ядерных реакциях на ядрах вещества и т.д.

Мощность эквивалентной дозы быстрых нейтронов, обусловленная ядрами отдачи при упругих столкновениях моноэнергетических нейтронов на ядрах, входящих в состав ткани или органа, может быть вычислена по формуле:

Следует отметить, что для входящих в состав ткани ядер H, O, C, N микроскопическое поперечное сечение неупругого рассеяния практически равно нулю, и вклад упругих процессов в полное сечение взаимодействия превышает 90%, кроме того, wRm=20 дляядер отдачи значительно выше, чем, например, для фотонов, что повышает точность расчетов эквивалентной дозы. Обычно коэффициенты fm принимаются равными: 0,5; 0,11; 0,142; 0,124 для Н, О, С и N соответственно.

Расчет мощности эффективной дозы быстрых нейтронов наталкивается на те же трудности, что и для других видов излучений. Они связаны с правильным учетом эффекта поглощения нейтронов на пути от поверхности тела к заданному органу, эффектами отражения от организма, замедлением нейтронов и т.д. Указанные эффекты в какой-то мере учитываются при измерениях амбиентной дозы.

В первом приближении при равномерном облучении считается, что эффективная доза равна эквивалентной.

Дозы тепловых нейтронов. В области энергий тепловых нейтронов важное значение приобретает процесс захвата нейтронов ядрами вещества, заканчивающийся ядерной реакцией или испусканием захватного фотонного излучения. Эти вторичные процессы и формируют поглощенную дозу. Как эти процессы проявляются при формировании эквивалентной дозы в органе или ткани? Учитывая материальный состав ткани или органа человека, можно выделить два основных процесса формирования эквивалентной дозы, создаваемой тепловыми нейтронов: ионизационные потери энергии протонов, образующихся при захвате тепловых нейтронов ядрами азота ткани по реакции 14 N(n,p) 14 C, и ионизационные и радиационные потери электронов, образуемых фотонами, возникающими при захвате тепловых нейтронов водородом ткани по реакции 1 H(n,γ) 2 H.

В результате первой реакции образуются протоны с энергией Ер= 0,6 МэВ, которые практически в точке своего образования теряют свою энергию. В итоге мощность эквивалентной дозы, связанная с этой реакцией равна:

В этой формуле: φтн – плотность потока тепловых нейтронов, см -2 с -1 , σN(n,p ) — микроскопическое поперечное сечение (n,p) реакции на азоте ткани, равное 1,75 ·10 -24 см 2 ; nN число ядер азота в 1 кг ткани, которое при содержании азота 2,6% составляет 1,1 ·10 24 ядер/кг; wR p – взвешивающий радиационный коэффициент для протонов, принимаемый 5 Зв/Гр. В итоге:

=9,2 ·10 -13 φтн (4.19).

Оценку второй составляющей эквивалентной дозы тепловых нейтронов, обусловленную захватным фотонным излучением, возникающим на водороде ткани, проведем в плоской геометрии в предположении нормального падения тепловых нейтронов на поверхность ткани в плоскости (x,y) с плотностью потока φтн. (рис.4.6).

Плотность потока тепловых нейтронов на глубине ткани z в диффузионном приближении равна φтн · exp (-z/L), где L – длина диффузии тепловых нейтронов для ткани (L=2,8 см), а число

Рис.4.6. К расчету дозы вторичных фотонов, создаваемых тепловыми нейтронами в ткани.

фотонов захватного излучения с энергией Еγ=2,23 МэВ, образованных в элементе объема dV, расположенном в произвольной точке (х,y,z) определяется формулой:

в которой nH – число ядер водорода в 1 см 3 ткани (nH =6,15х10 24 , ядер/см 3 , σH (n, γ) – микроскопическое поперечное сечение радиационного захвата тепловых нейтронов на водороде (σH(n, γ)=0,33 10 -24 см 2 ).

Определим мощность эквивалентной дозы нерассеянного фотонного излучения в точке в начале координат, находящейся на поверхности ткани, обозначив через μ и μen,тк — линейные коэффициенты ослабления и поглощения энергии фотонов с энергией Еγ для ткани:

Подставив в (4.20) числовые значения, получим

Учет рассеянного в ткани фотонного излучения увеличивает величину мощности дозы примерно в 2,3 раза, что в итоге на поверхности тела дает от двух рассматриваемых реакций на тепловых нейтронах мощность эквивалентной дозы:

+ = 2,2 ·10 -12 φтн (4.22).

Следует отметить, что при переходе к эффективной дозе отраженное от тела нейтронное излучение увеличивает плотность потока тепловых нейтронов примерно в 1,7 раза, а смещение максимума ионизации на глубину около 2,5 мм от поверхности тела, увеличивает дозы примерно в 1,5 раза. Таким образом, связь между плотностью потока тепловых нейтронов и мощностью эффективной дозы можно представить в виде:

5,6·10 -12 φтн (4.23).

Результаты, полученные в рассмотренном приближении, достаточно удовлетворительно согласуются с приведенными ниже соотношениями, рекомендуемыми НРБ-99/2009.

Связь между плотностью потока промежуточных нейтронов и мощностью эквивалентной дозы в органе может быть найдена аналогичным образом, учитывая лишь то, что в этой области энергий нейтронов присутствуют как реакции радиационного захвата, так и реакции упругого рассеяния на ядрах элементов, входящих в состав ткани.

Ниже приводятся для нейтронов разных энергий коэффициенты перехода от плотности потока нейтронов данной энергии непосредственно к эффективной дозе, рекомендуемые НРБ-99/2009.

Контрольные вопросы к § 4.3.

1. Какие процессы необходимо учитывать при переходе от поглощенной дозы в воздухе к эффективной дозе при внешнем фотонном облучении?

2. Запишите связь между поглощенной дозой в воздухе и эффективной дозой для источников естественного фона.

3. Каким образом учитывается поглощение энергии при расчете поглощенной дозы в ткани для заряженных частиц?

4. Какие процессы в ткани формируют керму быстрых нейтронов?

5. Какие ядерные реакции приводят к формированию эквивалентной дозы тепловых нейтронов?

Дата добавления: 2018-05-13 ; просмотров: 4414 ; Мы поможем в написании вашей работы!

Источник

Методика дозиметрического контроля гамма-излучения в помещениях

СИСТЕМА АККРЕДИТАЦИЙ ЛАБОРАТОРИЙ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ

Читайте также:  Мощность однофазного однополупериодного выпрямителя

СОГЛАСОВАНО

Руководитель

ионизирующих излучений

ФГУП ”ВНИИФТРИ”

______________

_______________2010 год

_____________

_______________ 2010 год

Методика дозиметрического контроля

гамма-излучения в помещениях

С О Д Е Р Ж А Н И Е

1. Назначение методики

2. Принцип контроля

3. Средства и условия измерений

4.Измерение мощности амбиентного эквивалента дозы на открытой местности

5.Измерение мощности амбиентного эквивалента дозы в помещениях

1. НАЗНАЧЕНИЕ МЕТОДИКИ

Настоящая методика устанавливает порядок и правила выполнения измерений при дозиметрическом контроле гамма-излучения в помещениях, включая рабочие места, а также правила оценки результата контроля, методика в части организации контроля соответствует МУ 2.6.1.715-98 «Проведение радиационно-гигиенического обследования жилых и общественных зданий». Методика предназначена для использования в аккредитованной Испытательной лаборатории «Аликом-Плюс» и обеспечивает измерение мощности амбиентного эквивалента дозы (МЭД) фотонного излучения в диапазоне (0,мкЗв/ч с погрешностью (15 – 50) % (Р = 0.95).

2. ПРИНЦИП КОНТРОЛЯ

2.1. Дозиметрический контроль по данной методике основан на измерении надфоновой мощности амбиентного эквивалента дозы, обусловленной гамма-излучением. Процедура контроля включает три этапа:

— измерение МЭД, присущей данной местности на открытой местности, вблизи контролируемого здания (фоновое значение);

— измерение МЭД в помещениях контролируемого здания;

— оценку результата контроля и принятие решения.

2.2. Объект считается годным к эксплуатации, если превышение над фоном местности в контрольных точках не превышает 0,20 мкЗв/ч в соответствии с СП 2.6.1.2523-09 Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009).

3. СРЕДСТВА И УСЛОВИЯ ИЗМЕРЕНИЙ

3.1. Настоящая методика предполагает применение для измерения МЭД гамма-излучения дозиметров: ДКГ-07Д «Дрозд». Применяемые приборы должны быть поверены в установленном порядке.

3.2. Измерения указанными приборами выполняются в натурных условиях, оговоренных в эксплуатационной документации на приборы:

— температура окружающей среды от минус 10°С до плюс 40°С;

При более низких температурах необходимо использовать утепляющие покрытия приборов и сокращать время пребывания приборов в условиях низких температур. Отличие натурных условий от нормальных должно быть учтено введением дополнительных систематических погрешностей в результатах измерений МЭД.

3.3. К работе допускаются операторы, изучившие настоящую методику, инструкции по эксплуатации применяемых приборов, требования ОСПОРБ-99/2010.

4. ИЗМЕРЕНИЕ МОЩНОСТИ амбиентного ЭКВИВАЛЕНТа ДОЗЫ

НА ОТКРЫТОЙ МЕСТНОСТИ

4.1. Измерение МЭД на открытой местности (фоновой МЭД) включает следующие операции:

— выбор контрольных точек на местности;

— подготовка дозиметра к работе;

— измерение показаний дозиметра в контрольных точках;

— регистрация результатов и последующие действия.

4.2. Для проведения измерений выбираются не менее 5-х контрольных точек, расположенных на ровном участке местности на расстоянии не менее 30 м от близлежащих зданий. При этом следует выбирать участки с естественным покрытием без значительных техногенных воздействий (сады, парки, газоны, пустыри и т. д.)

4.3. Подготовку дозиметра к работе и проверку его работоспособности следует выполнять в соответствии с инструкцией по эксплуатации прибора.

4.4. Фоновую мощность амбиентного эквивалента дозы в каждой контрольной точке (Фj) определяют как среднее арифметическое значение для многократных (7-10) измерений фона.

где j=1,2. n — номер измерения фона в контрольной точке; Ni — показания дозиметра при i-ом измерении. В рабочем протоколе (журнале) регистрируют весь ряд результатов.

4.5. Фоновую мощность амбиентного эквивалента дозы (Dф) определяют как среднее арифметическое значение по контрольным точкам:

где m — число контрольных точек.

4.6. Среднеквадратичное отклонение (СКО) результата измерений фона определяют по формуле:

где j=1,2. m — номер контрольной точки. В рабочем протоколе измерений МЭД регистрируют весь ряд результатов.

5. ИЗМЕРЕНИЕ МОЩНОСТИ амбиентного

эквивалента ДОЗЫ В ПОМЕЩЕНИИ

5.1. Измерение МЭД в помещении включает следующие операции:

— выбор контрольных точек в помещении;

— подготовка дозиметра к работе;

— измерение МЭД в выбранных контрольных точках помещения;

— определение предельных значений надфоновой МЭД;

— оформление результатов и последующие действия.

5.2. Контрольные точки для измерения МЭД выбираются:

— в центре обследуемого помещения на высоте 1 м от поверхности пола;

— вдоль каждой из стен в трех точках на расстоянии 0.25 м от стены.

В случаях измерений для целей аттестации рабочих мест добавляются точки определенные как рабочие места.

5.3. Подготовку дозиметра к работе следует выполнить в соответствии с Инструкцией по эксплуатации прибора.

5.4. Мощность амбиентного эквивалента дозы в каждой выбранной контрольной точке Dj определяют как среднее арифметическое значение показаний дозиметра при многократных (n= 7÷10) измерениях:

где j=1,2. m — номер контрольной точки; Ni — показания дозиметра в контрольной точке. В рабочем протоколе (журнале) регистрируют весь ряд результатов, m — число контрольных точек.

5.5. Обработка результатов дозиметрических измерений включает определение:

— превышение мощности амбиентного эквивалента дозы над фоном местности в каждой контрольной точке .

— суммарной неопределенности результата измерений надфоновой МЭД при Р=0,95 для каждой контрольной точки Dj.

Вычисления следует выполнять по следующим формулам:

где Dф — фоновая МЭД, измеренная в соответствии с п. 4.

5.6. Значение суммарной неопределенности результата измерений надфоновой МЭД (с доверительной вероятностью 0,95) для дозиметров типа ДКГ-07Д «Дрозд»:

Δ = 2σФ + 0,3 , (6)

5.7. В качестве предельных значений превышения мощности амбиентного эквивалента дозы над фоном местности – DПР принимается значение:

DПР = DНФ, max + Δ , (7)

где DНФ, max – максимальное значение надфоновой МЭД в контрольных точках.

5.8. По результатам дозиметрических измерений составляется рабочий протокол (запись в рабочем журнале) с указанием фоновой МЭД — Dф, номеров контрольных точек (в соответствии с картограммой), значений Dj, DjНФ, D и DПР.

5.9. На основании данных рабочего протокола дозиметрических измерений выполняются следующие действия:

— если для всех контрольных точек Dпр 0,2 мкЗв/час объект признается радиационно чистым и оформляется «Свидетельство радиационного качества» с заключением о радиационной чистоте объекта по форме, установленной для ЛРК (см. «Руководство по качеству);

— если значения Dпр находятся в диапазоне 0,2-0,3 мкЗв/час, то в точке максимальной Dпр следует выполнить более точные измерения МЭД (повторные измерения МЭД при большем числе измерений);

— если значение Dпр > 0,3 мкЗв/час, хотя бы для одной контрольной точки, объект признается радиационно загрязненным, оформляется Акт радиационного контроля по форме, установленной для ЛРК (см. «Руководство по качеству») с результатами дозиметрического контроля и приложением картограммы контрольных точек. После ознакомления заказчика Акт должен быть направлен в региональную службу Роспотребнадзора для принятия решения.

5.10. При измерениях для целей аттестации рабочих мест, измеряется мощность амбиентного эквивалента дозы (МЭД) Dр в контрольных точках определенных, как рабочие места. Dр определяют как среднее арифметическое значение показаний дозиметра при многократных (n= 7÷10) измерениях:

Среднеквадратичное отклонение (стандартная неопределенность) результата измерений Dр, определяют по формуле:

где р=1,2. m — номер контрольной точки; Di — показания дозиметра в контрольной точке.

В рабочем протоколе (журнале) регистрируют весь ряд результатов.

Значение расширенной неопределенности результата измерений Dр (Р= 0,95):

ΔО — основная относительная погрешность дозиметров типа ДКГ-07Д «Дрозд»;

ΔЭ – относительная дополнительная погрешность за счет энергетической зависимости чувствительности;

ΔА — относительная дополнительная погрешность за счет анизотропии чувствительности.

5.11. В качестве предельных значений мощности амбиентного эквивалента дозы в каждой контрольной точке определенной, как рабочее место – Dрп, принимается значение:

5.12. При гигиенической классификации условий труда значения Dрп используется для оценки значений мощности максимальной потенциальной эффективной дозы мЗв/год в соответствии с Р 2.2.2006-05 «Руководство по гигиенической оценке факторов рабочей среды и трудового процесса. Критерии и классификация условий труда» Приложение 14.

Источник