Расчетные методы определения дозы облучения и защиты от гамма- и рентгеновских излучений

1. Расчетные методы определения дозы облучения и защиты от гамма- и рентгеновских излучений

Выполнили: студенты 351/352 групп
Дерябин П.Е.
Стефанюк В.В.
Статюк Д.С.

2.

• При проведении санитарно-дозиметрического контроля за условиями
работы с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих
излучений для определения доз и контроля защиты, помимо
измерений с помощью приборов, может производиться теоретический
расчет. Особое значение имеют теоретические методы при проведении
предупредительного санитарного надзора.
• В гигиенической практике чаще всего применяются методы расчета доз
и контроля защиты от гамма- и рентгеновского излучения.

3. В основу расчетных методов положены некоторые закономерности распространения ионизирующих излучений в пространстве,

взаимодействие их с различными веществами
Основными из этих закономерностей являются следующие:
1) доза внешнего облучения при прочих равных условиях пропорциональна
интенсивности ионизирующих излучений и времени их действия;
2) интенсивность ионизирующих излучений от внешнего точечного источника
пропорциональна количеству квантов или частиц, возникающих в нем за
единицу времени, и обратно пропорциональна квадрату расстояния.
Зависимость интенсивности излучения от расстояния в случае применения
протяженного источника более сложная;
3) интенсивность излучения может быть уменьшена с помощью поглощения
его материалами защитных экранов.

4. Пользуясь этими закономерностями, можно заметить основные принципы защиты от внешнего облучения:

1. Использование для работы источников с минимально возможным выходом
ионизирующих излучений (защита активностью).
2. Проведение работ, связанных с облучением в течение минимального
времени (защита временем).
3. Обеспечение во время этих работ максимального расстояния от источника
до человека (защита расстоянием). Этот способ является чрезвычайно
эффективным, так как доза уменьшается обратно пропорционально квадрату
расстояния (при увеличении расстояния в 2 раза, доза уменьшается в 4 раза и
т.д.).
4. При необходимости уменьшение интенсивности излучения с помощью
экранов (защита экранами)

5. Для проведения расчетов необходимо иметь исходные данные:

активность источника (А) в Бк (мКи);
керма-постоянная (G), аГр • м2/с • Бк, показывает какая мощность дозы,
создается данным нуклидом активностью 1 Бк за 1 с на расстоянии 1 м.
При расчете во внесистемных единица используется гамма-постоянная
источника (Кy), Р∙см2/ч∙мК ;
расстояние от источника (R) в м (см);
Время (t) в с (ч), в течение которого работающий будет находиться в
данной точке.

6. Таблица Период полураспада, энергия квантов, керма-постоянная и гамма-постоянная некоторых изотопов

Изотопы
Период
полураспада
Энергия квантов,
МэВ
Кермапостоянная, аГр
м2/с • Бк
Гаммапостоянная, Р
см2/Ч • мКu
Натрий - 24
15,06 часа
2,76; 1,38
118,8
18,13
Кобальт - 60
5,272 года
1,33;1,17
84,23
12,853
Цинк - 65
244,1 суток
0,511-1,11
20,02
3,056
Селен - 75
118,45 суток
0,13-0,4
42,22
6,442
Церий - 144
284,3 суток
0,036-0,13
0,845
0,129
Йод - 131
8,04 суток
0,364
14,13
2,156
Цезий - 137
30,17 года
0,661
21,24
3,242
Золото - 198
2,69 суток
0,072-1,08
15,1
2,305
Радий - 226
1600 лет
1,25
55,3
8,4

7. Если все названные величины известны, то мощность поглощенной дозы (Д) рассчитывается по следующей формуле:

6
10 ×