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;

 – 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.

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.

Если 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;

 – время облучения, с.

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

(8.13)

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

Возможна ситуация, когда при прогнозе радиационной обстановки, создаваемой  -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 C – 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 -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  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.

Дата добавления: 2015-07-20