Указания к выполнению заданий. 1.Доза внешнего облучения формируется за счет разнообразных источников

1. Доза внешнего облучения формируется за счет разнообразных источников, к которым относятся: космические лучи (в основном – вторичное космическое излучение), гамма-излучение радиоактивных веществ в породах, почвах, стройматериалах, предприятия ядерного топливного цикла и другие объекты, загрязняющие окружающую среду радионуклидами.

Дозы внешнего облучения зависят от спектров b- и g-излучений радионуклидов, размеров излучающего объема, его геометрии и толщины некоторых тканей человека, животного или растения. Для расчетов необходимо также знать состав радионуклидов излучающего объема, их вклад в формирование поля излучения.

При расчетах доз от b-излучений внешних источников руководствуются невысокой проникающей способностью b-лучей. Максимально возможные дозы при этом наблюдаются в базальном слое кожи, в подкожных жировых и мышечных тканях. Было установлено, что дозы внешнего облучения от радионуклидов благородных газов значительно выше доз внутреннего облучения от этих же радионуклидов, поступивших через органы дыхания в тело человека. Однако, по данным Б.Хультквиста b-излучение при расчете доз внешнего облучения можно не учитывать в связи с тем с тем, что органические вещества на поверхности Земли, тела, облицовочные материалы в помещениях поглощают b-потоки от минералов и строительных конструкций.

Таким образом, доза внешнего облучения формируется за счет многих радионуклидов, испускающих g-излучение. Практика показала, что при выпадении на поверхность Земли радиоактивных осадков существенный вклад в эту дозу вносят лишь некоторые радионуклиды, такие как ⁹⁵­Zr и его дочерний продукт ⁹⁵Nb, ¹⁰⁶Ru, ¹⁰³Ru, ¹⁴⁰Ba, являющиеся короткоживущими и долгоживущий радионуклид ¹³⁷Cs.

При загрязнении одежды и поверхности кожи радионуклидами, испускающими b-излучение и g-лучи, необходимо учитывать вредное действие этих излучений на организм. В случае загрязнения поверхности растений и покровов животных также необходимо оценивать вклад b-излучающих радионуклидов в дозу внешнего облучения.

2 Доза облучения оценивается количеством энергии, переданной отдельным органам и тканям или целому организму, ионизирующими излучениями. При расчете доз внешнего облучения принимается во внимание неодинаковая способность фотонов различных энергий повреждать ткани организма. Задача сводится к определению эквивалентной дозы и (или) эффективной эквивалентной дозы, отражающей суммарный эффект облучения для организма.

Вначале определяют мощность экспозиционной дозы излучения с использованием соответствующего дозиметра или расчетным путем по формуле:

(1,1)

где Р – мощность экспозиционной дозы, мР/с; q- скорость образования ионов в воздухе, пар ионов/ (см³.с);t- температура воздуха, ⁰С;р- атмосферное давление, мм.рт.ст.

При нормальных условиях (0 ⁰С и 760 мм.рт.ст.) формула 1.1 имеет вид:

Скорость образования ионов в воздухе от космического излучения на уровне моря в среднем равна 2,14 пар ионов/(см³*с). Поглощенная доза в воздухе при этом составляет 2,8^.10^-4 Гр/год.

Далее определяют экспозиционную дозу за конкретное время и производят ее пересчет в поглощенную дозу для отдельных тканей организма.

В целях противорадиационной защиты при хроническом облучении коэффициент качества фотонного излучения (g-лучи, рентгеновские лучи) принят равным единице; в этом случае определение эквивалентной дозы сводится к вычислению поглощенной дозы излучения. Если известна поглощенная доза Д₁ в некотором веществе 1, то при выполнении условий электронного равновесия поглощенная доза Д₂ в другом веществе 2 в той же самой точке радиационного поля определяется по формуле:

, (1.2.)

где m_km1 и m_km2 – массовые коэффициенты передачи энергии для веществ 1 и 2 соответственно.

При одинаковых условиях облучения доза зависит от состава облучаемого вещества. Формула 1.2 справедлива для веществ с различными эффективными атомными номерами.

Пересчет экспозиционной дозы излучения в поглощенную для воды и некоторых тканей организма можно осуществить с использованием данных таблицы 1.1.

Таблица 1.1 - Коэффициенты пересчета экспозиционной дозы, Р, в поглощенную, сГр, для воды и тканей организма

Энергия фотонов, МэВ	Вода	Мышцы	Минеральная часть кости	Остеоциты	Гаверсовы каналы	Мягкие ткани кости
0,02 0,04 0,06 0,08 0,10 0,20 0,40 0,60 1,00 2,00 3,00	0,887 0,877 0,913 0,940 0,957 0,982 0,975 0,975 0,974 0,974 0,971	0,925 0,928 0,937 0,948 0,957 0,972 0,963 0,966 0,965 0,963 0,963	4,27 4,18 2,94 1,93 1,47 0,988 0,936 0,933 0,927 0,929 0,937	3,21 3,20 2,20 1,52 1,05 - - - - - -	1,84 1,80 1,52 1,26 1,02 - - - - - -	2,18 2,15 1,74 1,36 1,03 - - - - - -

Мощность поглощенной дозы от g-излучения естественных радиоактивных веществ, находящихся в почве, рассчитывают с исользованием дозовых коэффициентов, учитывающих мощность поглощенной дозы в воздухе на единичную концентрацию активности нуклидов в почве (10^-10 Гр/ч на 1 Бк/кг почвы). На высоте 1 м от поверхности земли этот коэффициент составляет для ⁴⁰К – 0,43, для ²³⁸U – 4,27, для ²³²Th – 6,62.

При известной плотности загрязнения местности g-излучающими радионуклидами поглощенную дозу можно рассчитать с помощью дозовых коэффициентов (таблица 1.2).

Таблица 1.2 - Дозовые коэффициенты для расчета мощности поглощенной дозы и поглощенной дозы в воздухе на высоте 1 м от почвы

Радионуклид	Средняя продолжительность жизни, лет	Дозовый коэффициент для пересчета плотности загрязнения территории, 1мКи/км^2
В мощность дозы, мрад/год	В суммарную дозу, мрад
Цирконий-95 Рутений-103 Цезий-137 Марганец-54 Церий-144 Барий-141	0,257 0,157 43,7 1,24 1,13 0,051	0,341 0,072 0,033 0,119 0,004 0,316	0,087 0,011 1,44 0,147 0,0045 0,016

При расчетах дозы (мощности дозы) в гонадах, костном мозге и некоторых других органах человека, проводимых на основе данных о поглощенной дозе (мощности дозы) в воздухе, необходимо учитывать их экранирование прилегающими тканями. При расчете дозы кроме экранирования тканями организма учитывается экранирующий эффект от зданий.

Для расчета поглощенной дозы в теле человека используют коэффициент-0,8, учитывающий экранирование органов и тканей, обратное рассеяние излучения и различия в поглощении излучения воздуха и ткани. При этом используют данные о поглощенной дозе в воздухе (экспозиционной дозе).

Учитывая, что человек примерно 80% времени суток проводит внутри помещений, где мощность поглощенной дозы в воздухе составляет в среднем 20% мощности дозы на открытом воздухе, эффективный коэффициент экранирования зданиями составит примерно 0,4. Общий коэффициент, учитывающий все перечисленные факторы, равен 0,8х0,4 = 0,32. Считают, что значение этого коэффициента не зависит от энергии g-излучения.

Следовательно, если известно, что плотность загрязнения территории цезием-137 составляет 1 Ки/км², то годовая поглощенная доза внешнего g-излучения составит:

1000х0,033х0,32 = 10,6 мрад (0,106 Гр).

При воздействии g-излучения от внешних источников доза, поглощенная организмом, соответствует эквивалентной дозе.

Для расчета эквивалентных доз в гонадах, щитовидной железе и коже на основании данных о поглощенной дозе в воздухе можно воспользоваться данными таблице 1.3, в которой так же содержатся коэффициенты для определения эффективных эквивалентных доз по известной энергии фотонов.

Таблица 1.3 - Дозовые коэффициенты для пересчета поглощенной дозы в воздухе в эквивалентную дозу в ткани для фотонов различной энергии

Энергия фотонов, МэВ	Поглощенная доза в воздухе на ед. флюенса фотонов, 10^-16Гр^.м^2	Отношение эффект. Эквивалентной (А) или эквивалентной (Б) дозы к погл. дозе в воздухе, зв/Гр
А	Б
Гонады	Щитовидн. железа	Кожа
0,01 0,02 0,03 0,05 0,1 0,2 1,0 2,0 4,0 10,0	7,5 1,7 0,7 0,3 0,4 0,9 4,6 7,5	0,002 0,054 0,23 0,57 0,77 0,80 0,71 0,78 0,97 0,97	0,04 0,07 0,22 0,43 0,53 0,73 0,57 0,65 0,71 0,71	0,0004 0,033 0,27 0,60 0,97 0,76 0,55 0,76 1,6 1,6	0,19 0,44 0,58 0,76 0,90 0,95 0,98 1,0 0,95 0,95

Для расчета эффективной эквивалентной дозы, на основании данных о поглощенной дозе в воздухе, НКДАР рекомендует использовать переводной коэффициент 0,7 Зв/Гр для всех g-излучающих радионуклидов, присутствующих во внешней среде.

Задание 1. Используя данные таблице 1.4. рассчитать поглощенную дозу в тканях (мышцах и костях) эквивалентную дозу в щитовидной железе и эффективную эквивалентную дозу при условии непрерывного пребывания человека у источника внешнего излучения в течение 5 суток.

Таблица 1.4. - Исходные данные для выполнения задания

Показатели	Варианты
1.Скорость образования ионов в воздухе	3,78	4,69	18,2						9,33	2,14
2.Атмосферное давление, мм.рт.ст.
3.Температура воздуха, ^0С		-10	+25	-5	+20	+10	-25	+15	+5
4.Энергия фотонов, МэВ	0,02	0,10	0,20	1,00	2,00	2,00	1,00	0,20	0,10	0,02

Задание 2. Плотность загрязнения территории цезием-137 составляет 5 Ки/км². Определить поглощенную дозу внешнего облучения для человека, находящегося в течение одного года в зоне загрязнения.

Задание 3. Плотность загрязнения территории цезием-137 100 Ки/км². Определить поглощенную дозу внешнего облучения, полученную человеком при выполнении работ в зоне загрязнения в течение трех месяцев. Продолжительность работ – 4 часа в день.

3. При непосредственном оседания радиоактивных частиц из атмосферы происходит загрязнение надземной массы растений всеми выпадающими радионуклидами.

Радиоактивные частицы не полностью задерживаются на растениях. Часть их оседает на поверхности почвы, минуя растения. Степень удерживания радиоактивных частиц растениями характеризуется величиной первичного удержания. Первичное удержание – это отношение количества осевших на растения радиоактивных частиц к общему их количеству, выпавшему из атмосферы на данную площадь, определяемое по формуле:

, (1.3.)

где a - коэффициент первичного удерживания;

d_В – плотность выпадений (количество радиоактивности, выпадающее на единицу площади);

d_Р – плотность радиоактивного загрязнения надземной массы растений (количество радиоактивности, удержанное надземной массой на единице площади).

Удерживающая способность растительного покрова зависит от его плотности, морфологии растений (формы, размеров, ориентации листьев и степени или шероховатости их поверхности), размеров и агрегатного состояния радиоактивных частиц, метеорологических условий в период выпадения радиоактивных осадков (скорость ветра, относительная влажность воздуха и др.). Первичное удерживание варьирует в широких пределах: от нескольких процентов до 95%. Первичное удерживание водо-растворимых форм радиоактивных веществ, выпадающих в виде дождя, в 4-7 раз выше, чем удерживание твердых нерастворимых частиц размерами 30-70 мкм. Отмечено также, что при увеличении запаса растительной массы на единицу площади повышается степень удерживания радионуклидов.

Интенсивность задерживания радионуклидов лесной растительностью будет зависеть от многих лесоводственных и таксационных показателей: от полноты, бонитета, возраста и состава древостоя, ярусности растительности, густоты подроста и подлеска и т.д.

Попавшие на поверхность растительности радионуклиды, как правило, слабо закрепляются растениями. Одновременно с осаждением радиоактивных осадков на надземную массу растений происходит снижение уровня загрязнения растений. Снижению радиоактивного загрязнения растений способствует удаление радиоактивных осадков с поверхности растений в результате воздействия метеорологических факторов, а также радиоактивный распад изотопов, входящих в состав радиоактивных осадков и биологические процессы, связанные с ростом и развитием растений (опад отмерших, загрязненных листьев и других органов растений, прирост биомассы и т.д.).

Потери радиоактивности загрязненными растениями, обусловленные всеми факторами, кроме радиоактивного распада нуклидов, называют полевыми потерями. Наиболее быстро теряется та часть радионуклидов, которая остается в свободном, несвязанном, состоянии на поверхности кутикулы. Радиоактивные осадки в форме твердых оплавленных частиц удаляются с растений быстрее, чем растворимые формы радионуклидов. Так, через несколько часов после начала радиоактивных выпадений с растений может быть потеряно 50% радиоактивных частиц размером 50-200 мкм. Потери фиксированных радионуклидов мало зависят от погодных условий и определяются физико-химическими свойствами радионуклидов и биологическими особенностями растений.

Скорость удаления радиоактивных веществ с поверхности растений часто выражается через период полупотерь, в течение которого смывается дождем и выдувается ветром 50% активности. Период полупотерь, как и в целом полевые потери, определяется физико-химическими свойствами радионуклидов, биологическими особенностями растений и метеорологическими факторами. Максимальное количество радиоактивных веществ удаляется с растений в первые периоды после загрязнения. В дальнейшем скорость очищения надземных частей растений снижается.

Расчет доз от выпавших на поверхность растений радиоактивных веществ производят по константам эквивалентных доз, связывающих плотность выпадений и дозу, накопившуюся за определенный период времени (Гр/Бк/м², Гр^.Бк^-1.м²).

За 12 часов ткани листа получают дозы:

Радинуклид	Гр^.Бк^-1.м^2	Радинуклид	Гр^.Бк^-1.м^2
^89Sr ^90Sr ^95Zr ^95Nb	4.6^.10^-9 4,6^.10^-9 3,6^.10^-9 1,0^.10^-9	^131I ^137Cs ^144Cl ^239Np	4.1^.10^-9 6.1^.10^-9 7.2^.10^-9 3.2^.10^-9

Радионуклиды с сельскохозяйственных и лесных растений поступают на земную поверхность, загрязняют почву и являются источником внешнего излучения, если их распад сопровождается испусканием g-лучей. Радионуклиды, распад которых не сопровождается испусканием гамма-радиации, не учитываются при расчете доз внешнего облучения.

Задание. Рассчитать общую поглощенную дозу в кроне березы на 1 м² листовой поверхности от выпавших радионуклидов стронция-90 и цезия-137 за 5 суток, при следующей динамике полевых потерь: на 2-е – 10%, на 3-и – 8%, на 4-е – 6%, на 5-е – 6% для каждого радионуклида. Плотность загрязнения полога крон деревьев после выпадений составила по стронцию-90 -3 Ки/км², по цезию-137 – 40 Ки/км².

4. В некоторых случаях возникает необходимость рассчитать дозу создаваемую точечными источниками.

Точечным можно назвать такой источник, размеры которого значительно меньше расстояния до точки детектирования и длины свободного пробега в материале источника (можно пренебречь ослаблением излучения в источнике).

На g-полях в качестве источника излучения используют ⁶⁰Со с активностью 2500 Ки. В g-оранжереях активность источника не превышает 200 Ки.

Установлено, что мощность экспозиционной дозы зависит от g-постоянной, определяемой как отношение мощности дозы, создаваемой g-излучением точечного изотропного источника данного радионуклида без начальной фильтрации на расстоянии L, умноженной на квадрат этого расстояния к активности А этого источника:

(1.4.)

Гамма – постоянная Г измеряется в Р*см²/(мКи^.ч)

Расчет мощности экспозиционной дозы на определенном расстоянии от точечного источника можно произвести по формуле:

(1.5.)

Значения полных гамма-постоянных приведены в таблице 1.5 для некоторых радионуклидов.

Таблица 1.5 - Энергия гамма- квантов и полные гамма-постоянные отдельных радионуклидов

Радионуклид	Период полураспада	Энергия g-квантов, МэВ	Полная g-постоянная, Р^.см^2.мКи^-1.ч^-1
^22Na ^40K ^60Co ^65Zn ^95Nb ^103Ru ^131I ^137Cs ^141Ce	2.6 года 1,32^.10^-9лет 5,3 года   250 сут   34,88 сут 39,35 сут 8 сут 30 лет 32,5 сут	1,28 1,46 1,33 1,17 1,12 0,51 0,76 0,50 0,72 0,66 0,17	12,56 0,81 13,20   2,85   4,44 3,21 2,00 3,55 1,45

Дата добавления: 2015-07-18