Учбова інструкція з розрахунку параметрів захисту від зовнішнього бета-опромінення



Усі без винятку a-випромінюючі і переважна більшість b-випромінюючих радіонуклідів супроводжуються і гамма випромінюванням. Тому захист від зовнішнього гама-випромінювання повністю забезпечує і захист від a- та b-випромінювання.

Лише чисті b-випромінювачі, у яких відсутнє g-випромінювання (P32, S35, C14, Ca46, Sr89, Sr90, Ir90), потребують захисту від зовнішнього опромінення, дещо відмінного від захисту від g-випромінювання. Такий захист досягається відстанню та екрануванням і оснований на довжині пробігу b-частинок у повітрі чи в екрануючих матеріалах. А довжина пробігу залежить від енергії цього випромінювання.

Для визначення безпечної відстані чи товщини захисного екрану в табл. 1 “Основні фізичні характеристики деяких радіонуклідів” знаходять максимальну енергію b-випромінювання даного ізотопу, безпечну відстань (довжина пробігу у повітрі), чи товщину захисного екрану – з алюмінію, силікатного, органічного скла, пластиків тощо.


Учбова інструкція

З розрахунку параметрів захисту від зовнішнього g-опромінення на підставі тижневих доз опромінення, виражених у рентгенах

 

Для оцінки умов праці при роботі з джерелами g-випромінювання і розрахунку захисту від зовнішнього опромінення користуються формулами (1), (2), які визначають залежність дози опромінення (Д) від кількості радіонукліду (активності джерела), часу опромінення і відстані між джерелом випромінювання та опромінюваним об¢єктом:

Д =  - Рентген/тиждень (1)

Д =  - Рентген/тиждень (2)

де: Q – активність джерела в мілікюрі;

M - активність джерела в мг/екв радію;

Кg - g-постійна радіонукліду (таблиця 1);

8,4 - g-постійна радію;

t – час опромінення за робочий тиждень – у годинах (30 годин у рентгенологів і радіологів при роботі з закритими джерелами; 27 годин – при роботі з відкритими джерелами);

R – відстань між джерелом і опромінюваним об¢єктом у сантиметрах;

Оцінка умов праці проводиться шляхом порівняння розрахункової дози з допустимим для категорії А рівнем – 20 мЗв/на 50 робочих тижнів = 0,4 мЗв/тиждень, що для g-випромінювання дорівнює 0,04 рентгена/тиждень.

Перетворивши вищезгадану формулу відносно Q чи М, t або R, можна визначити активність, час чи відстань, що забезпечують безпеку персоналу. У перетворених формулах доза опромінення позначається Dо і відповідає допустимій дозі за робочий тиждень - 0,04 рентген (0,4 мЗв).

У тому випадку, коли захист кількістю, відстанню або часом не забезпечують радіаційну безпеку, застосовують екранування.

Для визначення товщини захисного екрану знаходять перш за все кратність послаблення – число, що показує, у скільки разів за допомогою екрана необхідно послабити випромінювання, щоб створена доза опромінення не перевищувала допустимий ліміт дози. Кратність послаблення знаходять за формулою (3):

К = D / DО ,              (3)

де: D – розрахована фактична доза опромінення для конкретних умов роботи;

  Dо – допустима доза опромінення.

Оцінка відповідності параметрів протирадіаційного захисту вимогам чинного законодавства базується на порівнянні розрахункової потужності поглинутої у повітрі дози (ПД) з допустимою потужністю поглинутої в повітрі дози (ДПД).

Величину потужності поглинутої в повітрі дози зовнішнього опромінення розраховують за формулою:

 

Р = ,   (4)

 

де: Р – потужність поглинутої в повітрі дози Гр/год. (розрахована за цією формулою потужність поглинутої в повітрі дози виражена в Гр/год. Для перерахунку в мкГр/год. її множать на 10-6);

А – активність джерела g–випромінювання в беккерелях (Бк);

G – керма радіонукліда – сумарна початкова кінетична енергія всіх заряджених частинок, створюваних в одиниці маси опроміненого середовища дією вторинно іонізуючого випромінювання. Системною одиницею керми являється Грей, позасистемною – рад. Значення керми знаходять або в спеціальній таблиці або розраховують множенням гамма постійної радіонукліда на коефіцієнт – 6,55, а g-постійну знаходять в табл. 1 (“Фізичні характеристики радіонуклідів”);

t – час опромінення в секундах (якщо цей час виражено в годинах, то для перерахунку на час, виражений в секундах його множать на 3600);

R – відстань від джерела випромінювання до об’єкта опромінення в метрах (м).

Аналогічно розрахункам за формулами (1) і (2), перетворивши формулу (4) відносно А, t або R, можна, при необхідності, визначити параметри захисту кількістю (активністю), відстанню або часом.

При цьому в перетворених формулах потужність дози позначається як Р0 і повинна відповідати величині допустимої потужності поглинутої у повітрі дози.

Розрахунок захисту від зовнішнього g-опромінення за допомогою екранів проводиться аналогічно приведеному вище.

Перший етап розрахунку захисту з допомогою екранів – розрахунок потужності поглинутої у повітрі дози від конкретного джерела за приведеною вище формулою.

Другий етап розрахунку – визначення необхідної кратності ослаблення потужності поглинутої у повітрі дози. Для цього користуються формулою (5):

К =                    (5)

де: К – кратність (коефіцієнт ослаблення);

Р – розрахована фактична потужність поглинутої в повітрі дози;

Р0 – допустима потужність поглинутої в повітрі дози.

Третій етап – знаходження товщини захисного екрану з відповідного матеріалу (свинцю, заліза, бетону) за величинами необхідної кратності ослаблення g-випромінювання та його енергії.

Розрахунок товщини стін, підлоги, стелі приміщень рентгенкабінету, захисних ширм і екранів складається з трьох дій:

    - визначення необхідного коефіцієнта послаблення рентгенівського випромінювання (К), який показує, у скільки разів потрібно знизити потужність дози до допустимої;

    - визначення товщини захисту із свинцю, необхідного для зниження потужності поглинутої в повітрі дози, створюваної джерелом рентгенівського випромінювання, до допустимої величини;

    - перерахунку знайденої товщини захисту із свинцю на той матеріал, з якого проектуються або існують будівельні конструкції чи інші пристрої.

Для розрахунку коефіцієнта послаблення рентгенівського випромінювання при визначенні потужності дози в повітрі в рентгенах за годину користуються формулою (6):

К = × ДПД,                  (6)

де: Іст – стандартний анодний струм рентгенівської трубки (1-3 mA);

R– відстань від рентгенівської трубки до місця захисту, м;

ДПД – допустима потужність поглинутої у повітрі (експозиційної дози) випромінювання, Р/годину.

 


Дата добавления: 2018-04-04; просмотров: 82; ЗАКАЗАТЬ РАБОТУ