Berechnung des Strahlungspegels einer entfernten flachen Quelle. Schutz vor ionisierender Strahlung. Auslegung und Berechnung von Schutzgittern

Das Kriterium für die Berechnung der Parameter zum Schutz vor äußerer Exposition ist die effektive Dosisgrenze, die für diejenigen, die mit radioaktiven Stoffen arbeiten (Personal der Kategorie A), 20 mSv pro Jahr beträgt (Tabelle 1).

67). Obwohl es derzeit keine Regelung zu wöchentlichen Dosisgrenzwerten gibt, ist es bei Berechnungen bequemer, die wöchentliche Dosis zu verwenden, die bei einer gleichmäßigen Verteilung der jährlichen Exposition 0,4 mSv beträgt.

Wenn Sie den Wert der wöchentlichen Dosis ersetzen, die Maßeinheiten anpassen und die Entfernung in Metern ausdrücken, erhalten Sie eine vereinfachte Formel zur Berechnung der wichtigsten Schutzparameter:

wobei m die y-Aktivität der Strahlungsquelle in Bq ist; t ist die Expositionszeit pro Arbeitswoche in Stunden; R der Abstand von der Strahlungsquelle in m; 1,8 x 10 8 - Umrechnungsfaktor.

Als angegebene Formel den Zusammenhang zwischen Quellenaktivität, Entfernung und Einwirkzeit unter sicheren Betriebsbedingungen widerspiegelt, kann zur Berechnung der grundlegenden Schutzparameter verwendet werden.

Der Mengenschutz besteht darin, die maximal zulässige Strahleraktivität festzulegen, mit der Sie für eine bestimmte Zeit in einer bestimmten Entfernung ohne Bildschirm arbeiten können.

Beispiel. Der Bediener arbeitet 36 Stunden pro Woche ständig in einem Abstand von 1 m von der Strahlungsquelle. Was ist die maximale Aktivität der Strahlungsquelle, mit der es arbeiten kann? Rechnen Sie nach der Formel:

Der Zeitschutz besteht darin, den Zeitraum der Arbeit mit einem radioaktiven Stoff während einer Woche festzulegen, während dessen bei kontinuierlicher Arbeit sichere Bedingungen (ohne die PD zu überschreiten) geschaffen werden.

Beispiel. Im Labor arbeiten sie mit einer Bestrahlungsquelle mit einer Aktivität von 5,8x10 7 Bq in 1 m Entfernung davon. Es ist notwendig, die zulässige Arbeitszeit (pro Woche) zu bestimmen. Rechnen Sie nach der Formel:

Der Abstandsschutz besteht darin, den Abstand des Arbeitnehmers zur Strahlungsquelle zu bestimmen, bei dem (für eine bestimmte Quelle und Zeit) sicher gearbeitet werden kann.

Beispiel. Die Krankenschwester der radiologischen Abteilung stellt täglich 6 Stunden lang Radiumpräparate mit einer Aktivität von 5,8 x 106 Bq her. In welcher Entfernung von der Quelle soll es funktionieren?

Der Bildschirmschutz basiert auf der Fähigkeit von Materialien, radioaktive Strahlung zu absorbieren. Die Absorptionsintensität der γ-Strahlung ist direkt proportional zu spezifisches Gewicht Materialien und deren Dicke und ist umgekehrt proportional zur Strahlungsenergie.

Bei äußerer Bestrahlung mit a-Teilchen ist keine Abschirmung erforderlich, da die a-Teilchen in der Luft eine geringe Reichweite haben und von anderen Materialien gut zurückgehalten werden (ein Blatt Papier lässt die a-Teilchen nicht durch).

Zum Schutz vor β-Strahlung sollten leichte Materialien verwendet werden: Aluminium, Glas, Kunststoffe usw. Eine 0,5 cm dicke Aluminiumschicht fängt p-Teilchen vollständig ein.

Zum Schutz vor γ-Strahlen sind Schirme aus Schwermetalle A: Blei, Gusseisen und andere schwere Materialien (Beton). Sie können auch Erde, Wasser usw. verwenden.

Die Dicke des Schutzschirms, der die Leistung der γ-Strahlung auf die maximal zulässigen Werte dämpft, kann auf zwei Arten berechnet werden: 1) gemäß den Tabellen (unter Berücksichtigung der Strahlungsenergie); 2) durch die Halbdämpfungsschicht (ohne Berücksichtigung der Strahlungsenergie).

Berechnung der Siebdicke nach Tabellen. Je nach Energie der γ-Strahlung ist ihre Durchschlagskraft unterschiedlich. Daher, um die Dicke genau zu berechnen Schutzschirme spezielle Tabellen wurden erstellt, die die Vielfältigkeit von Dämpfung und Strahlungsenergie berücksichtigen (Tabelle 68).

Beispiel. Ein Laborant, der radioaktives Gold 198 Au mit einer Strahlungsenergie von 0,8 MeV verpackt, wird in einer Woche ungeschützt einer Strahlendosis von 2,0 mSv ausgesetzt. Welche Dicke des Bleischirms muss erstellt werden sichere Bedingungen Laborarbeit?

Der Wert des Dämpfungskoeffizienten (Dämpfungsverhältnis) wird durch die Formel bestimmt:

wobei K das Dämpfungsverhältnis ist; P ist die erhaltene Dosis; P 0 - maximal zulässige Dosis.

Die Dicke des Schutzschirms aus Blei (mm) in Abhängigkeit vom Dämpfungsverhältnis und der Energie der γ-Strahlung (breitstrahlend)

Tabelle 68

Dämpfungsverhältnis, K				Y-Strahlungsenergie,			MeV
Dämpfungsverhältnis, K	0,1	0,2	0,3	0,4	0,5	0,6	0,7	0,8	0,9	1,0
1,5	0,5	1,0	1,5	2	2	3	4	6	7	8
2	1	2	3	4	5	7	8	10	11,5	13
5	2	4	6	9	Und	15	19	22	25	28
8	2	5	8	11	15	19,5	23,5	28	32	35
10	3	5,5	9	13	16	21	26	30,5	35,5	38
20	3	6	Und	15	20	26	32,5	38,5	44	49
30	3,5	7	11,5	17	23	30	36,5	43	49,5	55
40	4	8	13	18	24	31	38	45	52	58
50	4	8,5	14	19,5	26	32,5	39,5	46	53	60
60	4,5	9	14,5	20,5	27	34,5	42	49,5	56	63
80	4,5	10	15,5	21,5	28	37	45	53	60	67
100	5	10	16	23	30	38,5	47	55	63	70

Ende der Tabelle 68

Dämpfungsverhältnis, K	Y-Strahlungsenergie, MeV
Dämpfungsverhältnis, K	1,25	1,5	1,75	2	2,5	3	4	6	8	10
1,5	9,5	Und	12	12	12	13	12	10	9	9
2	15	17	18,5	20	20	21	20	16	15	13,5
5	34	33	41	43	44	46	45	38	33	30
8	42	48	52,5	55	57	59	58	50	43	38
10	45	51	56	59	61	65	64	55	49	42
20	58	66	72	76	78	83	82	71	63	56
30	65	73	80	85	88	93	92	80	72	63
40	68,5	78	86	91	91	100	99	87	78	68
50	72	82	90	96	100	106	105	92	83	73
60	75	85	95	101	104	110	109	97	87	77
80	80	92	101	107	111	117	116	104	94	82
100	84,5	96,5	106	AUS	117	122	121	109	99	87

In unserem Beispiel:

68 am Schnittpunkt von Linien, die einem Dämpfungsfaktor von 5 und einer Strahlungsenergie von 0,8 MeV entsprechen, finden wir, dass die erforderliche Dicke der Bleiabschirmung 22 mm betragen sollte.

Stimmen die Angaben zum Schwächungsmaß und zur Strahlungsenergie nicht mit den Angaben in der Tabelle überein, wird das Ergebnis durch Interpolation ermittelt oder es werden nachfolgende Zahlen verwendet, um einen zuverlässigeren Schutz zu gewährleisten.

Berechnung des Schutzes vor Alpha- und Betastrahlung

Zeitschutzmethode.

Distanzschutzmethode;

Barriere (Material) Schutzmethode;

Die externe Expositionsdosis durch Gammastrahlungsquellen ist proportional zur Expositionszeit. Darüber hinaus ist die Dosis bei Quellen, deren Größe als Punktquellen betrachtet werden kann, umgekehrt proportional zum Quadrat der Entfernung von ihr. Daher kann eine Reduzierung der Personendosis durch diese Quellen nicht nur durch die Methode des Schutzes durch eine Barriere (Material) erreicht werden, sondern auch durch eine Begrenzung der Betriebszeit (Zeitschutz) oder eine Vergrößerung des Abstands von der Strahlenquelle zur Arbeitnehmer (Schutz durch Abstand). Diese drei Methoden werden bei der Organisation des Strahlenschutzes in Kernkraftwerken angewendet.

Zur Berechnung des Schutzes vor Alpha- und Betastrahlung reicht es in der Regel aus, die maximale Weglänge zu bestimmen, die von ihrer Anfangsenergie sowie von Ordnungszahl, Atommasse und Dichte des absorbierenden Stoffes abhängt.

Der Schutz vor Alphastrahlung in Kernkraftwerken (z. B. bei der Annahme „frischen“ Brennstoffs) ist aufgrund der kurzen Weglängen in der Substanz nicht schwierig. Die Hauptgefahr alphaaktiver Nuklide besteht nur bei innerer Bestrahlung des Körpers.

Die maximale Weglänge von Beta-Teilchen kann durch die folgenden Näherungsformeln bestimmt werden, siehe:

für Luft – R β = 450 E β , wobei E β die Grenzenergie von Betateilchen, MeV, ist;

für leichte Materialien (Aluminium) - R β = 0,1E β (bei E β< 0,5 МэВ)

Rβ =0,2Eβ (bei Eβ > 0,5 MeV)

In der Praxis der Arbeit in Kernkraftwerken gibt es Quellen von Gammastrahlung in verschiedenen Konfigurationen und Größen. Die Dosisleistung von ihnen kann mit geeigneten Instrumenten gemessen oder mathematisch berechnet werden. Im Allgemeinen wird die Dosisleistung einer Quelle durch die Gesamt- oder spezifische Aktivität, das emittierte Spektrum und die geometrischen Bedingungen - die Größe der Quelle und die Entfernung zu ihr - bestimmt.

Die einfachste Art von Gammastrahlern ist die Punktquelle. . Es ist ein solcher Gammastrahler, bei dem man ohne nennenswerten Verlust an Rechengenauigkeit seine Größe und Eigenabsorption von Strahlung vernachlässigen kann. In der Praxis kann jedes Gerät, das ein Gammastrahler in Entfernungen ist, die mehr als zehnmal größer sind als seine Größe, als Punktquelle betrachtet werden.

Zur Berechnung des Schutzes gegen Photonenstrahlung ist es zweckmäßig, universelle Tabellen zur Berechnung der Schutzdicke in Abhängigkeit vom Strahlungsschwächungsverhältnis K und der Energie der Gammastrahlen zu verwenden. Solche Tabellen sind in Fachbüchern zum Strahlenschutz angegeben und werden auf der Grundlage der Formel für die Abschwächung eines breiten Photonenstrahls von einer Punktquelle in Materie unter Berücksichtigung des Akkumulationsfaktors berechnet.

Barrierenschutzverfahren (eng- und breitstrahlende Geometrie). In der Dosimetrie gibt es Konzepte von "breiten" und "schmalen" (kollimierten) Strahlen von Photonenstrahlung. Der Kollimator begrenzt wie eine Blende die in den Detektor eintretende Streustrahlung (Abb. 6.1). Ein schmaler Strahl wird beispielsweise in einigen Installationen zum Kalibrieren dosimetrischer Instrumente verwendet.

Reis. 6.1. Schema eines schmalen Photonenstrahls

1 - Container; 2 - Strahlungsquelle; 3 - Membran; vier - schmaler Photonenstrahl

Reis. 6.2. Dämpfung eines schmalen Photonenstrahls

Die Schwächung eines schmalen Photonenstrahls im Schutz infolge seiner Wechselwirkung mit der Substanz erfolgt nach dem Exponentialgesetz:

Ich \u003d Ich 0 e - m x (6.1)

wobei Iо eine willkürliche Eigenschaft (Flussdichte, Dosis, Dosisrate usw.) des anfänglich schmalen Photonenstrahls ist; I - willkürliche Charakteristik eines schmalen Balkens nach dem Durchlaufen des Schutzes der Dicke x , cm;

m - linearer Dämpfungskoeffizient, der den Anteil monoenergetischer (mit gleicher Energie) Photonen bestimmt, die eine Wechselwirkung im Schutzmaterial erfahren haben, pro Wegeinheit, cm –1 .

Ausdruck (7.1) ist auch gültig, wenn der Massendämpfungskoeffizient m m statt linear verwendet wird. In diesem Fall muss die Dicke des Schutzes in Gramm pro Quadratzentimeter (g / cm 2) ausgedrückt werden, dann bleibt das Produkt m m x dimensionslos.

In den meisten Fällen wird bei der Berechnung der Schwächung von Photonenstrahlung ein breiter Strahl verwendet, d. h. ein Strahl von Photonen, bei dem Streustrahlung vorhanden ist, die nicht vernachlässigt werden kann.

Der Unterschied zwischen den Messergebnissen von schmalen und breiten Strahlen wird durch den Akkumulationsfaktor B charakterisiert:

B \u003d Iwide / Inarrow, (6.2)

die von der Geometrie der Quelle, der Energie der primären Photonenstrahlung, dem Material, mit dem die Photonenstrahlung wechselwirkt, und seiner Dicke abhängt, ausgedrückt in dimensionslosen Einheiten mx .

Das Schwächungsgesetz für einen breiten Strahl von Photonenstrahlung wird durch die Formel ausgedrückt:

I Breite \u003d I 0 B e - m x \u003d I 0 e - m Breite x; (6.3),

wobei m, m shir die linearen Dämpfungskoeffizienten für schmale bzw. breite Photonenstrahlen sind. m und BEI für verschiedene Energien und Materialien sind in Strahlenschutzhandbüchern angegeben. Wenn die Handbücher m für einen breiten Strahl von Photonen angeben, sollte der Akkumulationsfaktor nicht berücksichtigt werden.

Die folgenden Materialien werden am häufigsten zum Schutz vor Photonenstrahlung verwendet: Blei, Stahl, Beton, Bleiglas, Wasser usw.

Barriereschutzmethode (Berechnung des Schutzes durch Schichten mit halber Dämpfung). Das Strahlungsschwächungsverhältnis K ist das Verhältnis der gemessenen oder berechneten effektiven (äquivalenten) Dosisleistung P meas ohne Schutz zum zulässigen Wert der mittleren jährlichen effektiven (äquivalenten) Dosisleistung P cf an derselben Stelle hinter einer dicken Schutzwand x:

P cf = PD A / 1700 h = 20 mSv / 1700 h = 12 μSv / h;

wobei P cf der zulässige Wert der durchschnittlichen jährlichen effektiven (äquivalenten) Dosisleistung ist;

PD A – effektive (äquivalente) Dosisgrenze für Personal der Gruppe A.

1700 Stunden - der Arbeitszeitfonds des Personals der Gruppe A für das Jahr.

K \u003d P meas / P cf;

wobei Pmess die gemessene effektive (äquivalente) Dosisleistung ohne Schutz ist.

Zur Ermittlung der erforderlichen Schutzschichtdicke eines gegebenen Materials x (cm) aus Universaltabellen sollte man die Photonenenergie e (MeV) und den Strahlungsschwächungsfaktor K kennen .

In Ermangelung allgemeingültiger Tabellen kann die betriebliche Bestimmung der ungefähren Abschirmdicke mit den ungefähren Werten der Photonendämpfung auf halbem Weg in der Breitstrahlgeometrie durchgeführt werden. Die Schicht mit halber Dämpfung Δ 1/2 ist eine solche Schutzschicht, die die Strahlungsdosis um das 2-fache dämpft. Bei bekanntem Dämpfungsfaktor K kann die erforderliche Anzahl von Halbdämpfungsschichten n und damit die Dicke des Schutzes bestimmt werden. Per Definition K = 2 n Zusätzlich zur Formel stellen wir eine ungefähre tabellarische Beziehung zwischen der Dämpfungsmultiplizität und der Anzahl der Halbdämpfungsschichten dar:

Bei bekannter Lagenzahl halber Dämpfung n ist die Dicke des Schutzes x = Δ 1/2 n.

Beispielsweise beträgt die Halbdämpfungsschicht Δ 1/2 für Blei 1,3 cm, für Bleiglas 2,1 cm.

Distanzschutzmethode. Die Dosisleistung der Photonenstrahlung von einer Punktquelle im Vakuum ändert sich umgekehrt mit dem Quadrat der Entfernung. Wenn daher die Dosisleistung Pi in einem bekannten Abstand Ri bestimmt wird , dann wird die Dosisleistung Rx bei jeder anderen Entfernung Rx nach folgender Formel berechnet:

P x \u003d P 1 R 1 2 / R 2 x (6,4)

Zeitschutzmethode. Zeitschutzmethode (Begrenzung der Zeit, in der ein Mitarbeiter unter Einfluss steht ionisierende Strahlung) wird am häufigsten bei der Produktion von strahlengefährdenden Arbeiten in der kontrollierten Zugangszone (CCA) verwendet. Diese Arbeiten werden durch eine dosimetrische Anordnung dokumentiert, die die erlaubte Zeit für die auszuführenden Arbeiten angibt.

Kapitel 7 REGISTRIERUNGSMETHODEN IONISIERENDER STRAHLUNG

Berechnung des Schutzes vor Alpha- und Betastrahlung

Zeitschutzmethode.

Distanzschutzmethode;

Barriere (Material) Schutzmethode;

Die externe Expositionsdosis durch Gammastrahlungsquellen ist proportional zur Expositionszeit. Bei Quellen, deren Größe als Punktquellen betrachtet werden kann, ist die Dosis jedoch umgekehrt proportional zum Quadrat der Entfernung von ihr. Daher kann eine Reduzierung der Personendosis durch diese Quellen nicht nur durch die Methode des Schutzes durch eine Barriere (Material) erreicht werden, sondern auch durch eine Begrenzung der Betriebszeit (Zeitschutz) oder eine Vergrößerung des Abstands von der Strahlenquelle zur Arbeitnehmer (Schutz durch Abstand). Diese drei Methoden werden bei der Organisation des Strahlenschutzes in Kernkraftwerken angewendet.

Die maximale Weglänge von Beta-Teilchen kann durch die folgenden Näherungsformeln bestimmt werden, siehe:

für Luft – R β = 450 E β , wobei E β die Grenzenergie von Betateilchen, MeV, ist;

für leichte Materialien (Aluminium) - R β = 0,1E β (bei E β< 0,5 МэВ)

Rβ =0,2Eβ (bei Eβ > 0,5 MeV)

Die einfachste Art von Gammastrahlern ist die Punktquelle. . Es ist ein solcher Gammastrahler, bei dem man ohne nennenswerten Verlust an Rechengenauigkeit seine Größe und Eigenabsorption von Strahlung vernachlässigen kann. In der Praxis kann jedes Gerät, das Gammastrahlung in Entfernungen von mehr als dem Zehnfachen seiner Größe aussendet, als Punktquelle betrachtet werden.

Reis. 6.1. Schema eines schmalen Photonenstrahls

1 - Container; 2 - Strahlungsquelle; 3 - Membran; vier - schmaler Photonenstrahl

Reis. 6.2. Dämpfung eines schmalen Photonenstrahls

Die Schwächung eines schmalen Photonenstrahls im Schutz infolge seiner Wechselwirkung mit der Substanz erfolgt nach dem Exponentialgesetz:

Ich \u003d Ich 0 e - m x (6.1)

m - linearer Dämpfungskoeffizient, der den Anteil monoenergetischer (mit gleicher Energie) Photonen bestimmt, die pro Wegeinheit eine Wechselwirkung im Schutzmaterial erfahren haben, cm -1 .

Der Unterschied zwischen den Messergebnissen von schmalen und breiten Strahlen wird durch den Akkumulationsfaktor B charakterisiert:

B \u003d Iwide / Inarrow, (6.2)

Das Schwächungsgesetz für einen breiten Strahl von Photonenstrahlung wird durch die Formel ausgedrückt:

I Breite \u003d I 0 B e - m x \u003d I 0 e - m Breite x; (6.3),

wobei m, m br die linearen Dämpfungskoeffizienten für schmale bzw. breite Photonenstrahlen sind. m und BEI für verschiedene Energien und Materialien sind in Strahlenschutzhandbüchern angegeben. Wenn in den Nachschlagewerken m für einen breiten Photonenstrahl angegeben ist, sollte der Akkumulationsfaktor nicht berücksichtigt werden.

Die folgenden Materialien werden am häufigsten zum Schutz vor Photonenstrahlung verwendet: Blei, Stahl, Beton, Bleiglas, Wasser usw.

P cf = PD A / 1700 h = 20 mSv / 1700 h = 12 μSv / h;

wobei P cf der zulässige Wert der durchschnittlichen jährlichen effektiven (äquivalenten) Dosisleistung ist;

PD A – effektive (äquivalente) Dosisgrenze für Personal der Gruppe A.

1700 Stunden - der Arbeitszeitfonds des Personals der Gruppe A für das Jahr.

K \u003d P meas / P cf;

wobei Pmess die gemessene effektive (äquivalente) Dosisleistung ohne Schutz ist.

Bei der Bestimmung der äußerst wichtigen Dicke der Schutzschicht eines bestimmten Materials x (cm) aus Universaltabellen sollte man die Photonenenergie e (MeV) und den Strahlungsschwächungsfaktor K kennen .

In Ermangelung allgemeingültiger Tabellen kann eine betriebliche Bestimmung der ungefähren Dicke der Abschirmung mit ungefähren Werten der Photonendämpfung auf halbem Weg in der Breitstrahlgeometrie durchgeführt werden. Die Schicht mit halber Dämpfung Δ 1/2 ist eine solche Schutzschicht, die die Strahlungsdosis um das 2-fache dämpft. Bei bekanntem Dämpfungsfaktor K kann die erforderliche Anzahl von Halbdämpfungsschichten n und damit die Dicke des Schutzes bestimmt werden. Per Definition ist K = 2 n Zusätzlich zur Formel stellen wir eine ungefähre tabellarische Beziehung zwischen der Dämpfungsmultiplizität und der Anzahl der Halbdämpfungsschichten dar:

Bei bekannter Lagenzahl halber Dämpfung n ist die Dicke des Schutzes x = Δ 1/2 n.

Beispielsweise beträgt die Halbdämpfungsschicht Δ 1/2 für Blei 1,3 cm, für Bleiglas 2,1 cm.

Distanzschutzmethode. Die Dosisleistung der Photonenstrahlung von einer Punktquelle im Vakuum ändert sich umgekehrt mit dem Quadrat der Entfernung. Aus diesem Grund wird, wenn die Dosisleistung Pi in einem bekannten Abstand Ri bestimmt wird , dann wird die Dosisleistung Rx bei jeder anderen Entfernung Rx nach folgender Formel berechnet:

P x \u003d P 1 R 1 2 / R 2 x (6,4)

Zeitschutzmethode. Die Zeitschutzmethode (Begrenzung der Zeit, in der ein Mitarbeiter ionisierender Strahlung ausgesetzt ist) wird am häufigsten bei der Produktion von strahlengefährdenden Arbeiten in einer kontrollierten Zugangszone (CCA) verwendet. Diese Arbeiten werden durch eine dosimetrische Anordnung dokumentiert, die die erlaubte Zeit für die auszuführenden Arbeiten angibt.

Kapitel 7 REGISTRIERUNGSMETHODEN IONISIERENDER STRAHLUNG

Wählen Sie den Querschnitt der Traverse und des Seils zum Anheben der Walzwerksspindel.

Ausgangsdaten:

Spindelgewicht Q=160 kN;

Traversenlänge l=6m;

die Traverse arbeitet in Biegung.

Erstellen Sie einen Schaltplan.

Wählen Sie den Querschnitt der Traverse, die Art und den Querschnitt des Seils.

Lösung:

Anschlagschema mit einer Traverse an zwei Punkten.

Reis. 21 - Schleuderschema. 1 - der Schwerpunkt der Ladung;

2 - Traverse; 3 - Rolle; 4 - Schlinge

Bestimmung der Spannkraft in einem Strang der Schlinge

S \u003d Q / (m cos) \u003d k Q / m \u003d 1,42 160 / 2 \u003d 113,6 kN.

wobei S die auf die Schlinge aufgebrachte Bemessungskraft ohne Berücksichtigung der Überlastung ist, kN;

Q ist das Gewicht der angehobenen Last, kN;

 ist der Winkel zwischen der Wirkungsrichtung der berechneten Kraft der Schlinge;

k - Koeffizient in Abhängigkeit vom Neigungswinkel des Schlingenzweigs zur Vertikalen (bei =45 etwa k=1,42);

m ist die Gesamtzahl der Zweige der Schlinge.

Wir ermitteln die Bruchkraft im Ast der Schlinge:

R \u003d S k z \u003d 113,6 6 \u003d 681,6 kN.

wobei k z der Sicherheitsfaktor für die Schlinge ist.

Wir wählen einen Seiltyp TK 6x37 mit einem Durchmesser von 38mm. Bei einer berechneten Zugfestigkeit des Drahtes von 1700 MPa mit einer Bruchkraft von 704.000 N, d. h. dem nächstgrößeren der rechnerisch erforderlichen Bruchkraft von 681.600 N.

Querschnittsauswahl des Querträgers

Abb.22 - Berechnungsschema der Traverse

P \u003d Q k p k d \u003d 160 1,1 1,2 \u003d 211,2

wobei k p der Überlastfaktor ist, k d der Lastdynamikfaktor ist.

Maximales Biegemoment in Traverse:

M max \u003d P a / 2 \u003d 211,2 300 / 2 \u003d 31680 kN cm,

wobei a der Arm der Traverse ist (300 cm).

Erforderliches Widerstandsmoment des Querträgerquerschnitts:

W tr > \u003d M max / (n R von ) \u003d 31680 / (0,85 21 0,9) \u003d 1971,99 cm 3

wobei n = 0,85 der Koeffizient der Arbeitsbedingungen ist;

 – Biegestabilitätskoeffizient;

R out - Bemessungswiderstand beim Biegen in der Traverse, Pa.

Wir wählen die Konstruktion des Querschnittsquerschnittsbalkens, bestehend aus zwei I-Trägern, die durch Stahlplatten Nr. 45 verbunden sind, und bestimmen das Widerstandsmoment des gesamten Querschnitts:

B d x \u003d 1231 cm 3

B x \u003d 2 B d x \u003d 2 1231 \u003d 2462 cm 3\u003e W tr \u003d 1971,99 cm 3,

die die Festigkeitsbedingung des Bemessungsquerschnitts der Traverse erfüllt.

9. Struktur- und Festigkeitsberechnungen

9.1. Berechnung der Schutzabdeckung eines drehbaren Mehrspindel-Vertikal-Halbautomaten Beispiel 37

Ausgangsdaten:

Das Schutzgehäuse eines Mehrspindel-Vertikal-Halbautomaten ist eine rechteckige Stahlkonstruktion mit einer Länge l = 750 mm, einer Breite b = 500 mm und einer Dicke S. Es wird an den Enden in Halterungen eingespannt, damit das System als ein auf zwei Stützen liegender Balken betrachtet werden.

Der Chip hat ein Gewicht G = 0,2 g und fliegt mit einer Geschwindigkeit V = 10 m/s auf das Gehäuse zu und trifft senkrecht zu dessen Mitte auf das Gehäuse.

Abstand von der Spantrennstelle in der Schnittzone zum Gehäuse:

Bestimmen Sie die Dicke des Blechs, aus dem die Schutzhülle hergestellt werden kann.

LÖSUNG:

Durch den Späneaufprall erfährt das Gehäuse eine Durchbiegung. Die größte Durchbiegung wird durch Späne verursacht, die in seine Mitte gefallen sind. Der Druck, der dieser Auslenkung entspricht, ist:

wobei E der Elastizitätsmodul des Hüllenmaterials ist. Für Stahlblech:

E \u003d 2 10 6 kg / cm 2;

I ist das Trägheitsmoment des Balkengehäuses. Für einen rechteckigen Querschnitt:

f - Durchbiegung des Gehäuses zum Aufprallort:

l ist die Länge des Gehäuses.

Die in diesem Fall im Gehäuse gespeicherte Energie ist gleich:

Im Moment der maximalen Durchbiegung des Gehäuses geht die Kraftwirkung vollständig in die potentielle Verformungsenergie des Gehäuses über, d.h.

Bundesbehörde der Bildung

Bundesland Bildungseinrichtung

höher Berufsausbildung

"Staatliche Universität für Energietechnik Iwanowo

benannt nach W. I. Lenin

Abteilung für Kernkraftwerke

STRAHLENSICHERHEIT
UND DOSIMETRIE DER EXTERNEN GAMMASTRAHLUNG

Richtlinien zur Durchführung der Laborarbeit Nr. 1

Iwanowo 2009

Zusammengestellt von: A.Yu. TOKOV, V.A. KRYLOV, A.N. ÄNGSTE

Herausgeber V.K. SEMENOV

Die Richtlinien richten sich an Studierende der Fachrichtung „Kernkraftwerke und Anlagen“, die einen Laborworkshop in Physik der ionisierenden Strahlung absolvieren. Das theoretische Material in Abschnitt 1 ergänzt und teilweise dupliziert das in Vorlesungen gelesene Material.

Genehmigt von der zyklusmethodischen Kommission des IFF

Rezensent:

Abteilung für Kernkraftwerke, Ivanovo State Power Engineering University, benannt nach V. I. Lenin

STRAHLENSICHERHEIT UND DOSIMETRIE

EXTERNE GAMMASTRAHLUNG

Richtlinien für Labor arbeit №1

zum Kurs "Strahlenschutz"

Zusammengestellt von: Tokov Alexander Jurjewitsch,

Krylov Vyacheslav Andreevich,

Strachov Anatoli Nikolajewitsch

Herausgeberin N. S. Rabotaeva

Zur Veröffentlichung unterzeichnet am 7.12.09. Format 60x84 1/16.

Der Druck ist flach. Konv. Ofen l. 1.62. Auflage 100 Exemplare. Best.-Nr.

GOUVPO "Ivanovo State Power Engineering University benannt nach V. I. Lenin"

153003, Iwanowo, st. Rabfakowskaja, 34.

Gedruckt in UIUNL-AUSGABE

1. GRUNDLAGEN DES STRAHLENSCHUTZES

1.1. Biologische Wirkung ionisierender Strahlung

Ionisierende Strahlung, die auf einen lebenden Organismus einwirkt, verursacht eine Kette reversibler und irreversibler Veränderungen, deren "Auslöser" ist Ionisation und Anregung Atome und Moleküle der Materie. Ionisation (d. h. die Umwandlung eines neutralen Atoms in ein positives Ion) tritt auf, wenn das ionisierende Teilchen (α, β - Teilchen, Röntgenstrahl oder γ - Photon) Energie auf die Elektronenhülle des Atoms überträgt, die ausreicht, um das Orbital abzulösen Elektron (d. h. Überschreiten der Bindungsenergie). Ist der übertragene Energieanteil kleiner als die Bindungsenergie, so erfolgt nur die Anregung der Elektronenhülle des Atoms.

Bei einfachen Substanzen, deren Moleküle aus Atomen eines Elements zusammengesetzt sind, der Ionisationsprozess wird von dem Rekombinationsprozess begleitet. Ein ionisiertes Atom heftet sich eines der immer im Medium vorhandenen freien Elektronen an und wird wieder neutral. Das angeregte Atom kehrt durch den Übergang eines Elektrons von einem höheren Energieniveau auf ein niedrigeres in seinen Normalzustand zurück, und ein Photon mit charakteristischer Strahlung wird emittiert. Die Ionisierung und Anregung von Atomen einfacher Substanzen führt also zu keiner Veränderung der physikalisch-chemischen Struktur des bestrahlten Mediums.

Anders verhält es sich bei der Bestrahlung komplexer Moleküle, die aus einer Vielzahl unterschiedlicher Atome bestehen. (Eiweißmoleküle und andere Gewebestrukturen). Die direkte Einwirkung von Strahlung auf Makromoleküle führt zu deren Dissoziation, d.h. chemische Bindungen durch Ionisation und Anregung von Atomen aufzubrechen. Die indirekte Wirkung von Strahlung auf komplexe Moleküle manifestiert sich durch die Produkte der Radiolyse von Wasser, das den Großteil der Körpermasse ausmacht (bis zu 75%). Durch die Energieaufnahme verliert das Wassermolekül ein Elektron, das seine Energie schnell an die umgebenden Wassermoleküle abgibt:

H 2 O \u003d > H 2 O + + e – .

Als Ergebnis werden Ionen, freie Radikale, Radikalionen mit einem ungepaarten Elektron (H, OH, Hydroperoxid HО 2 ), Wasserstoffperoxid H 2 O 2 , atomarer Sauerstoff gebildet:

H 2 O + + H 2 O = > H 3 O + + OH – +H ;

H + O 2 = > ABER 2 ; ABER 2 + NEIN 2 => H 2 O 2 + 2 O.

Freie Radikale mit ungepaarten Elektronen sind extrem reaktiv. Die Lebensdauer eines freien Radikals überschreitet 10 -5 s nicht. Während dieser Zeit rekombinieren die Produkte der Wasserradiolyse entweder miteinander oder gehen katalytische Kettenreaktionen mit Proteinmolekülen, Enzymen, DNA und anderen zellulären Strukturen ein. Induziert durch freie Radikale chemische Reaktionen mit hoher Ausbeute entwickeln und in diesen Prozess viele Hunderte und Tausende von Molekülen einbeziehen, die von der Strahlung nicht betroffen sind.

Die Einwirkung ionisierender Strahlung auf biologische Objekte kann in drei Phasen unterteilt werden, die bei auftreten verschiedene Level:

1) auf atomarer Ebene - Ionisation und Anregung von Atomen, die über einen Zeitraum in der Größenordnung von 10 -16 - 10 -14 s auftreten;

2) auf molekularer Ebene – physikalische und chemische Veränderungen in Makromolekülen, die durch direkte und radiolytische Strahlungseinwirkung verursacht werden und zu Störungen der intrazellulären Strukturen führen, für eine Zeit in der Größenordnung von 10 -10 - 10 -6 s;

3) auf biologischer Ebene - Verletzungen der Funktionen von Geweben und Organen, die sich über einen Zeitraum von einigen Sekunden bis zu mehreren Tagen oder Wochen (bei akuten Läsionen) oder über Jahre oder Jahrzehnte (Langzeitwirkungen der Exposition) entwickeln.

Die Hauptzelle eines lebenden Organismus ist eine Zelle, deren Kern beim Menschen 23 Chromosomenpaare (DNA-Moleküle) enthält, die eine codierte tragen genetische Information, das für Zellreproduktion und intrazelluläre Proteinsynthese sorgt. Getrennte DNA-Abschnitte (Gene), die für die Bildung eines elementaren Merkmals eines Organismus verantwortlich sind, befinden sich in einer genau definierten Reihenfolge auf dem Chromosom. Die Zelle selbst und ihre Beziehung zur extrazellulären Umgebung wird durch ein komplexes System semipermeabler Membranen aufrechterhalten. Diese Membranen regulieren den Fluss von Wasser, Nährstoffen und Elektrolyten in die und aus der Zelle. Jeder Schaden kann die Lebensfähigkeit der Zelle oder ihre Reproduktionsfähigkeit gefährden.

Unter den verschiedenen Formen von Störungen ist die DNA-Schädigung die wichtigste. Allerdings verfügt die Zelle über ein komplexes System von Reparaturprozessen, insbesondere innerhalb der DNA. Wenn die Wiederherstellung nicht vollständig ist, kann eine lebensfähige, aber veränderte Zelle (Mutante) erscheinen. Das Aussehen und die Reproduktion veränderter Zellen können neben der Bestrahlung auch durch andere Faktoren beeinflusst werden, die sowohl vor als auch nach der Bestrahlung auftreten.

In höheren Organismen sind Zellen zu Geweben und Organen organisiert, die eine Vielzahl von Funktionen erfüllen, zum Beispiel: Energieerzeugung und -speicherung, Muskelaktivität für die Bewegung, Nahrungsverdauung und Abfallausscheidung, Sauerstoffversorgung, Suche für und Zerstörung von mutierten Zellen usw. Die Koordination dieser Arten von Körperaktivitäten erfolgt durch nervöse, endokrine, hämatopoetische, immunologische und andere Systeme, die wiederum auch aus spezifischen Zellen, Organen und Geweben bestehen.

zufällige Verteilung Die durch Strahlung erzeugte Energieabsorption kann lebenswichtige Teile der DNA-Doppelhelix und andere Makromoleküle der Zelle auf verschiedene Weise schädigen. Wenn eine beträchtliche Anzahl von Zellen in einem Organ oder Gewebe abgestorben ist oder nicht in der Lage ist, sich zu reproduzieren oder normal zu funktionieren, kann die Funktion des Organs verloren gehen. In einem bestrahlten Organ oder Gewebe werden Stoffwechselprozesse gestört, die Aktivität von Enzymsystemen wird unterdrückt, das Gewebewachstum verlangsamt sich und stoppt, neue chemische Verbindungen treten auf, die für den Körper nicht charakteristisch sind - Toxine. Die endgültigen unerwünschten Strahlungseffekte werden unterteilt in somatisch und genetisch.

Somatische Wirkungen manifestieren sich direkt in der exponierten Person oder als früh erkennbare Wirkung Exposition (akut oder chronisch) Strahlenkrankheit und lokale Strahlenschäden) oder beides Langzeiteffekte(Verringerung der Lebenserwartung, Auftreten von Tumoren oder anderen Krankheiten), die sich mehrere Monate oder Jahrzehnte nach der Bestrahlung manifestieren . Genetische oder erbliche Wirkungen- dies sind die Folgen einer Bestrahlung des Erbguts von Keimzellen, die vererbt werden und bei den Nachkommen angeborene Missbildungen und andere Störungen verursachen. Diese Expositionswirkungen können sehr langfristig sein und sich über mehrere Generationen von Menschen erstrecken.

Die Schwere der Auswirkungen schädlicher Wirkungen hängt vom spezifischen bestrahlten Gewebe sowie von der Fähigkeit des Körpers ab, Schäden zu kompensieren oder zu reparieren.

Die Fähigkeit, Zellen zu regenerieren, hängt davon ab ab dem Alter der Person zum Zeitpunkt der Bestrahlung, von Geschlecht, Gesundheitszustand und genetischer Veranlagung des Organismus sowie vom Ausmaß absorbierte Dosis(aufgenommene Strahlungsenergie pro Masseeinheit biologischen Gewebes) und schließlich aus Art der Primärstrahlung das wirkt sich auf den Körper aus.

1.2. Schwellen- und Nicht-Schwellenwirkungen bei der Exposition des Menschen

In Übereinstimmung mit den modernen Konzepten, die in der ICRP-Publikation 60 dargelegt sind und den russischen Strahlenschutzstandards NRB-99 zugrunde liegen, werden mögliche schädliche Wirkungen der Gesundheitsexposition in zwei Arten unterteilt: schwellenwertbezogene (deterministische) und nicht schwellenwertbezogene (stochastische) Wirkungen.

1.Deterministische (Schwellen-)Effekte - unmittelbare frühe, klinisch erkannte Strahlenerkrankungen, unterhalb derer sie nicht auftreten, und oberhalb - die Schwere der Wirkung dosisabhängig ist. Dazu gehören akute oder chronische Strahlenkrankheit, Strahlenkatarakt, beeinträchtigte Fortpflanzungsfunktion, kosmetische Schäden an der Haut, dystrophische Schäden an verschiedenen Geweben usw.

Akut Strahlenkrankheit tritt nach Überschreiten einer bestimmten Schwellendosis einer Einzelexposition auf und ist durch Symptome gekennzeichnet, die von der Höhe der erhaltenen Dosis abhängen (Tabelle 1.1). Chronisch Strahlenkrankheit entsteht bei systematisch wiederholter Exposition, wenn Einzeldosen niedriger sind als diejenigen, die akute Strahlenschäden verursachen, aber deutlich über den zulässigen Grenzwerten liegen. Anzeichen einer chronischen Strahlenkrankheit sind Veränderungen in der Zusammensetzung des Blutes (Abnahme der Leukozytenzahl, Blutarmut) und eine Reihe von Symptomen aus Nervensysteme s. Ähnliche Symptome treten bei anderen Krankheiten auf, die mit einer geschwächten Immunität verbunden sind, daher ist es sehr schwierig, eine chronische Strahlenkrankheit zu identifizieren, wenn die Tatsache der Exposition nicht sicher ist.

In vielen Organen und Geweben gibt es einen kontinuierlichen Prozess von Zellverlust und -ersatz. Der Anstieg der Verluste kann durch eine Erhöhung der Ersatzrate kompensiert werden, aber es kann auch zu einer vorübergehenden und manchmal dauerhaften Abnahme der Anzahl von Zellen kommen, die in der Lage sind, die Funktion eines Organs oder Gewebes aufrechtzuerhalten.

Der daraus resultierende Zellverlust kann zu einer schweren, klinisch nachweisbaren Störung führen. Daher hängt die Schwere des beobachteten Effekts von der Strahlendosis und ab es gibt eine schwelle unterhalb dessen der Zellverlust zu gering ist, um die Gewebe- oder Organfunktion nennenswert zu beeinträchtigen. Neben dem Zelltod kann Strahlung auf andere Weise Gewebeschäden verursachen: durch Beeinflussung zahlreicher Gewebefunktionen, einschließlich der Regulierung zellulärer Prozesse, Entzündungsreaktionen, Unterdrückung des Immunsystems, des hämatopoetischen Systems (rotes Knochenmark). Alle diese Mechanismen bestimmen letztendlich die Schwere deterministischer Effekte.

Der Wert der Schwellendosis wird durch die Strahlenempfindlichkeit der Zellen des betroffenen Organs oder Gewebes und die Fähigkeit des Körpers bestimmt, solche Schäden zu kompensieren oder wiederherzustellen. Die deterministischen Strahlenwirkungen sind in der Regel spezifisch und treten nicht unter dem Einfluss anderer physikalischer Faktoren auf, und der Zusammenhang zwischen Wirkung und Exposition ist eindeutig (deterministisch). Schwellendosen für das Auftreten deterministischer Wirkungen, die zum unmittelbar bevorstehenden Tod von Erwachsenen führen, sind in Tabelle 1.2 angegeben. Bei chronischer Langzeitexposition treten die gleichen Wirkungen bei höheren Gesamtdosen auf wie bei einmaliger Exposition.

Die durchschnittlichen Dosisschwellen für das Auftreten deterministischer Effekte sind in der Tabelle angegeben. 1.1 - 1.3. Die Schwere der Wirkung (der Schweregrad)

Zunahmen bei Personen mit höherer Strahlenempfindlichkeit (Kinder, Personen mit schlechter Gesundheit, Personen mit medizinischen Kontraindikationen für die Arbeit mit Strahlenquellen). Für solche Personen können die in Tabelle 1.1 angegebenen Werte der Dosisschwellenwerte der Exposition 10-mal oder mehr niedriger sein.

Tabelle 1.1. Die Auswirkungen verschiedener Strahlendosen auf die Gesundheit eines Erwachsenen

mit einmaliger Bestrahlung

Dosisäquivalent	Arten von somatischen Wirkungen im menschlichen Körper
0,1 - 0,2 rest (1 - 2 mSv)	Mittlere Jahresdosis durch natürliche Strahlung für einen Erdbewohner auf Meereshöhe (keine Wirkung bis 5 - 10 mSv)
(20 - 50mSv)	Die von den Normen für Personal, das mit Strahlungsquellen arbeitet, festgelegten sicheren Grenzwerte der jährlichen Strahlendosis (siehe Tabelle 1.4)
Bis zu 10 - 20 Rem (100 - 200 mSv)	Vorübergehende, sich schnell normalisierende Veränderungen in der Blutzusammensetzung; sich müde fühlen. Bei systematischer Exposition - Unterdrückung des Immunsystems, Entwicklung einer chronischen Strahlenkrankheit
	Moderate Veränderungen in der Blutzusammensetzung, erhebliche Behinderung, in 10% der Fälle - Erbrechen. Mit einer einzigen Bestrahlung wird der Gesundheitszustand normalisiert
	Der Beginn der akuten Strahlenkrankheit (RS). Eine starke Abnahme der Immunität
	Leichte Form der akuten LB. anhaltende, schwere Lymphopenie; in 30 - 50% der Fälle - Erbrechen am ersten Tag nach der Bestrahlung
250 - 400 Rest (2,5 - 4 Sv)	LB von mittlerem Schweregrad. Übelkeit und Erbrechen am ersten Tag. Eine starke Abnahme der Leukozyten im Blut. In 20 % der Fälle tritt der Tod 2-6 Wochen nach der Exposition ein
400 - 600 Rest	Schwere Form von LB. Subkutane Blutungen. In 50 % der Fälle tritt der Tod innerhalb eines Monats ein
	Extrem schwere Form von LB. 2-4 Stunden nach der Bestrahlung - Erbrechen, multiple subkutane Blutungen, blutiger Durchfall. Leukozyten verschwinden vollständig. In 100% der Fälle Tod aus Infektionskrankheiten und innere Blutungen

Notiz. Gegenwärtig gibt es eine Reihe von Anti-Strahlenmitteln und es wurden erfolgreiche Erfahrungen in der Behandlung der Strahlenkrankheit gesammelt, die es ermöglichen, den Tod bei Dosen bis zu 10 Sv (1000 rem) zu verhindern.

Tabelle 1.2. Bereich der akuten Exposition, die zum Tod des Menschen führt

Die Abhängigkeit des Überlebens von der Strahlendosis wird durch die mittlere absorbierte Dosis D 50/60 charakterisiert, bei der die Hälfte der Menschen nach 60 Tagen stirbt. Für einen gesunden Erwachsenen beträgt eine solche Dosis (gemittelt über den ganzen Körper) 3 - 5 Gy (Gy) bei akuter Exposition (Tab. 1.2).

Unter Produktionsbedingungen ist das Auftreten deterministischer Effekte nur bei einem Strahlenunfall möglich, wenn sich die Strahlenquelle in einem unkontrollierten Zustand befindet. In diesem Fall wird die Exposition von Personen durch dringende Maßnahmen - Interventionen - begrenzt. Die in NRB-99 angenommenen Dosiskriterien für dringende Interventionen im Falle eines Strahlenunfalls basieren auf Daten über Schwellendosis für das Auftreten lebensbedrohlicher deterministischer Wirkungen (Tabelle 1.3).

Tabelle 1.3. Schwellendosis für das Auftreten deterministischer Effekte

und Kriterien für ein dringendes Eingreifen bei einem Strahlenunfall

Bestrahltes Organ	Deterministischer Effekt	Schwellendosis, Gy	Kriterien für ein dringendes Eingreifen bei einem Unfall - vorhergesagte Dosis pro 2 Tage, Gr


	Lungenentzündung


Schilddrüse	Zerstörung Drüsen
Die Linse des Auges	Trübung
Die Linse des Auges	Katarakt
(Hoden, Eierstöcke)	Sterilität

Die etablierten Dosisgrenzwerte für die Exposition am Arbeitsplatz sind zehn- und hundertmal niedriger als die Schwellendosen für das Auftreten deterministischer Wirkungen. Daher besteht die Hauptaufgabe des modernen Strahlenschutzes darin, die Möglichkeit stochastischer Wirkungen beim Menschen aufgrund einer Exposition unter normalen Bedingungen zu begrenzen.

2. Stochastische oder schwellenlose Effekte - Langzeitwirkungen der Exposition, die keinen Dosisschwellenwert haben, deren Wahrscheinlichkeit direkt proportional zur Strahlendosis ist und deren Schweregrad nicht von der Dosis abhängt. Dazu gehören Krebserkrankungen und Erbkrankheiten, die aufgrund vielfältiger natürlicher Ursachen im Laufe der Jahre beim Menschen spontan auftreten.

Die Zuverlässigkeit des Zusammenhangs eines bestimmten Teils dieser Wirkungen mit der Exposition wurde erst Anfang der 1990er Jahre durch internationale medizinische und epidemiologische Statistiken belegt. Stochastische Effekte werden in der Regel durch erkannt lange Zeit nach Bestrahlung und nur während der Langzeitbeobachtung großer Bevölkerungsgruppen von Zehn- und Hunderttausenden von Menschen. Die durchschnittliche Latenzzeit beträgt bei Leukämie etwa 8 Jahre und bei anderen Krebsarten 2-3 mal länger. Das Risiko, durch Exposition an Krebs zu sterben, ist für Männer und Frauen nicht gleich und variiert je nach Zeit nach der Exposition (Abb. 1.1).

Die Wahrscheinlichkeit einer bösartigen Umwandlung einer Zelle wird von der Höhe der Strahlendosis beeinflusst, während die Schwere einer bestimmten Krebsart nur von ihrer Art und Lokalisation abhängt. Es sollte beachtet werden, dass, wenn die bestrahlte Zelle nicht abgestorben ist, sie eine gewisse Fähigkeit hat, den beschädigten DNA-Code selbst zu reparieren. Wenn dies nicht geschehen ist, ist in einem gesunden Körper seine Vitalaktivität blockiert. Immunsystem: Die regenerierte Zelle wird entweder zerstört oder vermehrt sich nicht bis zu ihrem natürlichen Tod. Daher ist die Wahrscheinlichkeit einer onkologischen Erkrankung gering und hängt von der "Gesundheit" des Immun- und Nervensystems des Körpers ab.

Der Prozess der Vermehrung von Krebszellen ist zufällig, obwohl Menschen aufgrund genetischer und physiologischer Merkmale sehr unterschiedlich in ihrer Empfindlichkeit gegenüber strahleninduziertem Krebs sein können. Manche Menschen mit seltenen genetischen Erkrankungen können deutlich empfindlicher sein als der Durchschnitt.

Bei kleinen Dosiszusätzen zur natürlichen (Hintergrund-)Exposition ist die Wahrscheinlichkeit, zusätzliche Krebsfälle zu verursachen, naturgemäß gering, und die erwartete Anzahl von Fällen, die einer zusätzlichen Dosis in einer exponierten Personengruppe zugeschrieben werden können, kann sogar in einem geringer als 1 sein sehr große Gruppe von Menschen. Da neben der spontanen Höhe stochastischer Wirkungen auch immer die natürliche Hintergrundstrahlung vorhanden ist, führt jede praktische Tätigkeit, die zu einer zusätzlichen Exposition führt, auch zu einer Erhöhung der Wahrscheinlichkeit stochastischer Wirkungen. Es wird angenommen, dass die Wahrscheinlichkeit ihres Auftretens direkt proportional zur Dosis ist und die Schwere der Manifestation nicht von der Strahlendosis abhängt.

Abbildung 1.2 veranschaulicht die Beziehung zwischen Exposition und Krebsinzidenz in der Bevölkerung. Sie zeichnet sich durch ein erhebliches Maß an spontanen Krebserkrankungen in der Bevölkerung und eine relativ geringe Wahrscheinlichkeit des Auftretens zusätzlicher Erkrankungen unter Strahleneinfluss aus. Darüber hinaus variiert laut UNSCEAR die spontane Inzidenz und Mortalität von Krebs sowohl von Land zu Land als auch von Jahr zu Jahr in einem bestimmten Land erheblich. Das bedeutet, dass es durch die Analyse der Auswirkungen einer Strahlenexposition auf eine große Gruppe von Personen, die der gleichen Dosis ausgesetzt waren, möglich ist, eine probabilistische Beziehung zwischen der Strahlendosis und der Anzahl zusätzlicher Krebserkrankungen aufgrund der Exposition herzustellen. es ist jedoch nicht möglich festzustellen, welche Krankheit eine Folge der Exposition ist und welche spontan aufgetreten ist.

Abbildung 1.3 zeigt eine Schätzung der Größe einer Gruppe gleich exponierter Erwachsener, die erforderlich ist, um den Zusammenhang zwischen einem Anstieg der Gesamtzahl Krebserkrankungen in der Gruppe und Strahlendosis. Linie A-B in der Abbildung bestimmt die theoretische Schätzung der Gruppengröße, die erforderlich ist, um zusätzliche stochastische Strahlungseffekte mit einem Konfidenzintervall von 90 % zu identifizieren. Oberhalb dieser Linie liegt ein Bereich, in dem es theoretisch möglich ist, einen Zusammenhang zwischen einer Zunahme der Anzahl stochastischer Effekte in einer Gruppe und der Exposition nachzuweisen. Unterhalb dieser Linie ist es theoretisch unmöglich, diesen Zusammenhang zu beweisen. Die gestrichelte Linie zeigt, dass zur zuverlässigen Identifizierung zusätzlicher Wirkungen einer gleichmäßigen Exposition des Körpers von Erwachsenen mit Photonen mit einer Dosis von 20 mGy, die dem Arbeitsplatzdosisgrenzwert entspricht, die Untersuchung von mindestens 1 Million Menschen mit einer solchen Dosis erforderlich ist .

Somit wird die Aufgabe der Gewährleistung des Strahlenschutzes reduziert auf: 1) Verhinderung deterministischer Wirkungen bei Arbeitnehmern durch Kontrolle von Strahlungsquellen; 2) Verringerung des zusätzlichen Risikos stochastischer Wirkungen durch Begrenzung der Expositionsdosen und der Zahl der exponierten Personen.

1.3. Grundlegende dosimetrische Größen und Einheiten ihrer Messung

Aktivität (A) – ein Maß für die Menge eines Radionuklids in einer Quelle oder in einer Substanz, einschließlich des menschlichen Körpers. Die Aktivität ist gleich der Rate des radioaktiven Zerfalls der Atomkerne des Radionuklids. Der Wert der Gesamtaktivität charakterisiert die potentielle Strahlengefährdung der Räumlichkeiten, in denen mit radioaktiven Stoffen gearbeitet wird.

SI-Einheit - Bq(Becquerel) gleich 1 Zerfall pro Sekunde ( s –1).

Systemfremde Einheit - Taste(Curie); 1 Ci \u003d 37 GBq \u003d 3,7 × 10 10 s -1.

Partikelfluss ( F) ist die Anzahl der Elementarteilchen (Alpha, Beta, Photonen, Neutronen), die von der Quelle emittiert werden oder pro Zeiteinheit auf das Ziel einwirken. Maßeinheit - Teil / s, Photon / s oder einfach s - 1 .

Art und Anzahl der bei Kernumwandlungen emittierten Teilchen (Photonen) werden durch die Art des Zerfalls der Radionuklidkerne bestimmt. Da die Richtung der Partikelemission zufällig ist, breitet sich die Strömung von der Quelle in alle Richtungen aus. Der gesamte Strahlungsfluss einer Quelle steht in Beziehung zu ihrer Aktivität durch die Beziehung

wo v, % ist die Partikelausbeute pro 100 Zerfälle (angegeben in Nachschlagewerken über Radionuklide; für verschiedene Radionuklide variiert die Ausbeute erheblich, v= 0,01 % - 200 % oder mehr).

Partikelfluss (F) ist das Verhältnis der Anzahl der Elementarteilchen (Alpha, Beta, Photonen, Neutronen), die in die Elementarkugel eindringen, zur Fläche des mittleren Abschnitts dieser Kugel. Die Fluence ist wie die Dosis eine additive und nicht abnehmende Größe – ihr Wert nimmt im Laufe der Zeit immer zu. Maßeinheit - Teil / cm 2, Photon / cm 2 oder einfach cm –2 .

Partikelflussdichte ( j) - Fluenz pro Zeiteinheit. Einheit der Flussdichte von Teilchen oder Quanten - cm–2 s–1. Die Flussdichte charakterisiert die Höhe (Intensität) der Strahlung an einem bestimmten Punkt im Raum (bzw. die Strahlungssituation an einem bestimmten Punkt im Raum).

Energie (E R ) - ist die wichtigste Eigenschaft ionisierender Strahlung. In der Kernphysik wird eine systemfremde Energieeinheit verwendet - das Elektronenvolt (eV). 1 eV = 1,6020 × 10 –19 J.

Expositionsdosis (X) - ein Maß für die Menge der Ionisationszerstörung von Atomen und Molekülen des Körpers während der Bestrahlung. Sie ist gleich dem Verhältnis der Gesamtladung aller Ionen gleichen Vorzeichens, erzeugt durch Photonenstrahlung in Luft, zur Masse des bestrahlten Luftvolumens. Die Belichtungsdosis wird nur für Photonenstrahlung mit Energien bis 3 MeV verwendet. Im Bereich Strahlenschutz ist es seit 1996 stillgelegt.

SI-Einheit - C/kg(Coulomb pro Kilogramm).

Systemfremde Einheit - R(Röntgen); 1 P = 2,58 × 10 –4 C/g; 1 C/kg = 3872 R.

Absorbierte Dosis oder einfach Dosis ( D) - ein Maß für die physikalische Wirkung ionisierender Strahlung auf eine Substanz (auf molekularer Ebene). Sie ist gleich dem Verhältnis der im Stoff absorbierten Strahlungsenergie zur Bildung von Ionen zur Masse des bestrahlten Stoffes.

SI-Einheit - GR(grau); 1 Gy = 1 J/kg.

Systemfremde Einheit - froh(rad – absorbierte Strahlungsdosis);

1 Rad = 0,01 Gy = 10 mGy.

Die Expositionsdosis der Photonenstrahlung X = 1Р entspricht der absorbierten Dosis in Luft D = 0,87 rad (8,7 mGy) und in biologischem Gewebe D = 0,96 rad (9,6 mGy) aufgrund der unterschiedlichen Ionisationsarbeit von Molekülen. Für praktische Zwecke des Strahlenschutzes kann davon ausgegangen werden, dass 1 R 1 rad oder 10 mGy entspricht.

Äquivalentdosis (N) - ein Maß für die biologische Wirkung von Strahlung auf ein Organ oder Gewebe (auf der Ebene lebender Zellen, Organe und Gewebe). Sie ist gleich dem Produkt der absorbierten Dosis durch Strahlungsgewichtungsfaktor W R , der die Strahlungsqualität (lineare Ionisationsleistung) berücksichtigt. Bei Mischstrahlung wird die Äquivalentdosis als Summe der Strahlungsarten definiert « R » :

H = å D R × W R

Werte der StW R angenommen in NRB-99. Für Alpha-, Beta-, Photonen- und Neutronenstrahlung sind sie gleich:

W a = 20; W b= W g = 1; W n = 5 - 20(W n hängt von der Neutronenenergie ab).

SI-Einheit - Sv(Sievert); für Gammastrahlung 1 Sv = 1 Gy.

Systemfremde Einheit - Rest(biologisches Äquivalent von rad);

1 Rem = 0,01 Sv = 10 mSv.

Verhältnis zu anderen Dosierungseinheiten:

Für Röntgen-, Beta- und Gammastrahlung 1 Sv = 1 Gy = 100 rem » 100 R;

Für Alphastrahlung (W R \u003d 20) 1 Gy \u003d 20 Sv oder 100 rad \u003d 2000 rem;

Bei Neutronenstrahlung würde eine Energiedosis von 1 rad (10 mGy) je nach Energie der Neutronen einer Äquivalentdosis von 5–20 rem (50–200 mSv) entsprechen.

Effektive Dosis (E) - ein Maß für das Risiko des Auftretens entfernter stochastischer Wirkungen (bei niedrigen Strahlendosen) unter Berücksichtigung der ungleichen Strahlenempfindlichkeit von Organen und Geweben. Bei gleichmäßiger Bestrahlung des ganzen Körpers fällt die effektive Dosis mit dem Äquivalent zusammen: E = H, wo H- die gleiche Äquivalentdosis für alle Organe und Gewebe .

Bei ungleichmäßiger Exposition wird die effektive Dosis als Summe der Organe und Gewebe bestimmt "T" :

E = å H T × W T(T = 1 ... 13),

wobei H T die Äquivalentdosis für das Organ oder Gewebe „T »; W T – Wichtungskoeffizient der Strahlenempfindlichkeit eines Organs (Gewebe) . Die Werte von W T werden in NRB-99 für 13 Organe (Gewebe) akzeptiert, insgesamt betragen sie eins (siehe Tabelle 2.1). Effektive Dosiseinheit– mSv(Millisievert).

Kollektivdosis ( S) ist ein Maß für den potenziellen Schaden für die Gesellschaft durch den möglichen Verlust von Mannjahren vollwertigen Lebens der Bevölkerung aufgrund der Erkenntnis langfristiger Folgen der Exposition. Gleich der Summe der jährlichen individuellen effektiven Dosen E i , die ein Team von N Personen erhält:

S= å E ich (i = 1...N).

Maßeinheit - Mann-Sv(Mann-Sievert).

Um die Kosten des Strahlenschutzes in NRB-99 zu rechtfertigen, wird angenommen, dass die Exposition gegenüber einer Kollektivdosis von S = 1 Mann-Sv zu einem potenziellen Schaden führt, der dem Verlust von 1 Mannjahr des Arbeitslebens der Bevölkerung entspricht.

Dosisleistung ( , , oder ) ist die zeitliche Ableitung des entsprechenden Dosiswerts (d. h. die Geschwindigkeit der Dosisakkumulation). Direkt proportional zur Partikelflussdichte j , auf den Körper einwirken. Neben der Flussdichte charakterisiert die Dosisleistung die Strahlungssituation (Strahlungspegel) an der Stelle des Raumes oder auf dem Gelände.

Häufig werden folgende Abkürzungen verwendet:

MD (MPD)– Dosisleistung (aufgenommene Dosis) ( 1 µGy/h = 100 µrad/h);

MED ist die Äquivalentdosisleistung ( 1 µSv/h = 100 µrem/h).

natürlichen Hintergrund ist das Niveau der natürlichen Gammastrahlung, die im Durchschnitt auf Meereshöhe zu 1/3 aus der kosmischen Strahlung und zu 2/3 aus der Strahlung der darin enthaltenen natürlichen Radionuklide stammt Erdkruste und Materialien. Die natürliche Hintergrundstrahlung kann in Einheiten der Photonenflussdichte (j) oder in Einheiten der Dosisleistung gemessen werden.

Das Niveau der natürlichen (Hintergrund-)Gammastrahlung bei offene Fläche in Einheiten der Exposition Dosisleistung liegt innerhalb von = (8–12) μR/h. Dies entspricht der Flussdichte j etwa 10 Photonen / (cm 2 s), sowie:

In MPD-Einheiten = (8–12) mcrad/h =(0,08–0,12) µGy/h=(80–120) nGy/h,

In DER-Einheiten = =(0,08–0,12) µSv/h =(80–120) nSv/h.

In einigen Gebäuden darf aufgrund der erhöhten Konzentration von natürlichen Radionukliden in Baumaterialien die DER natürlicher Gammastrahlung über dem Hintergrundniveau in offenen Bereichen um bis zu 0,2 μSv/h überschritten werden, d.h. bis (0,25–0,35) µSv/h.

In einigen Teilen der Welt kann der natürliche Hintergrund reichen
(0,5–0,6) µSv/h, was als normal angesehen werden sollte.

Die jährliche natürliche Strahlungsdosis (in 8760 Stunden empfangen) kann daher für verschiedene Erdbewohner zwischen 0,8–1 mSv und 2–6 mSv liegen.

1.4. Grundlegende Bestimmungen der NRB-99 Strahlenschutznormen

Die Strahlenschutznormen NRB-99 werden verwendet, um die Sicherheit des Menschen unter allen Bedingungen der Exposition gegenüber ionisierender Strahlung künstlichen oder natürlichen Ursprungs zu gewährleisten.

Je nach Möglichkeiten der Quell- und Belichtungskontrolle unterscheiden sich die Normen vier Arten der Strahlenbelastung pro Person :

· aus technogenen Quellen unter den Bedingungen ihres normalen Betriebs (die Quelle und der Strahlenschutz werden kontrolliert und verwaltet);

das gleiche unter den Bedingungen eines Strahlenunfalls (unkontrollierte Exposition);

aus natürlichen Strahlungsquellen (unkontrollierte Exposition);

aus medizinischen Quellen zum Zwecke der Diagnose und Behandlung von Krankheiten.

Die Anforderungen zur Begrenzung der Strahlenexposition sind in NRB-99 für jede Expositionsart gesondert formuliert. Die Gesamtdosis aus allen vier Expositionsarten wird nicht berücksichtigt.

technogen künstliche Quellen genannt speziell von Menschen gemacht zum nützliche Anwendung Strahlung(Instrumente, Geräte, Anlagen, einschließlich besonders konzentrierter natürlicher Radionuklide) oder Quellen, die es sind Nebenprodukte menschliche Aktivitäten (z. B. radioaktiver Abfall).

Es gelten die Anforderungen der Regeln zu Quellen, deren Exposition kontrolliert werden kann. Von der Kontrolle Strahlungsquellen werden freigesetzt, die nicht in der Lage sind, zu erzeugen eine individuelle jährliche effektive Dosis von mehr als 10 μSv und eine kollektive Dosis von mehr als 1 Mann-Sv pro Jahr unter allen Bedingungen ihrer Handhabung (das Risiko zunehmender stochastischer Wirkungen bei solchen Dosen ist unbedeutend und überschreitet 10 - 6 1/Mann-Jahr nicht).

Das Hauptziel der Strahlensicherheit ist der Schutz der öffentlichen Gesundheit, einschließlich des Personals, vor den schädlichen Wirkungen von Strahlung, ohne unzumutbare Einschränkungen nützliche Tätigkeit beim Einsatz von Strahlung in verschiedenen Bereichen der Wirtschaft, Wissenschaft und Medizin.

Um die Strahlensicherheit während des normalen Betriebs von Quellen zu gewährleisten, drei Grundprinzipien von RB:

· Begründungsprinzip – Verbot aller Arten von Tätigkeiten bei der Nutzung von Strahlenquellen, bei denen der Nutzen für die Person und die Gesellschaft das Risiko nicht übersteigt möglichen Schaden verursacht durch zusätzliche Exposition;

· Rationierungsprinzip – Nichtüberschreitung zulässiger Grenzen individuelle Expositionsdosen der Bürger aus allen Expositionsquellen;

· Optimierungsprinzip - Wartung auf dem niedrigsten möglichen und erreichbaren Niveau unter Berücksichtigung wirtschaftlicher und sozialer Faktoren individuelle Expositionsdosen und Anzahl der exponierten Personen(In der internationalen Praxis ist dieses Prinzip bekannt als ALARA – As Low As Reasonably Achievable – As Low As Reasonably Achievable).

NRB-99-Anforderungen zur Begrenzung der vom Menschen verursachten Exposition unter kontrollierten Bedingungen (während des normalen Betriebs von Strahlungsquellen).

1. Folgende Kategorien von exponierten Personen werden festgelegt:

· Personal der Gruppe A(Personen, die direkt mit technogenen Quellen arbeiten);

· Mitarbeiter der Gruppe B(Personen, die sich nach den Arbeitsbedingungen in ihrem Einflussbereich befinden);

· Population (alle Personen, einschließlich Personal außerhalb des Umfangs und der Bedingungen der Produktionstätigkeiten).

Als Personal der Gruppe A gelten Personen ab dem 20. Lebensjahr, bei denen keine medizinischen Kontraindikationen für die Arbeit mit ionisierenden Strahlen vorliegen, die eine besondere Ausbildung absolviert haben und sich anschließend einer jährlichen ärztlichen Untersuchung unterziehen. Personal der Gruppe B - Personen unter 18 Jahren (inkl Studierende im Laborpraktikum mit Quellen). In der Kategorie „Bevölkerung“ werden in der Regel Kinder ab 0 Jahren herausgegriffen. Viele Konzepte in NRB-99 sind standardisiert, beispielsweise wird die durchschnittliche Lebenserwartung unter Berücksichtigung des Risikos von Wirkungen ohne Schwellenwert mit 70 Jahren angenommen.

· Basisdosisgrenzen (PD) – solche Werte der individuellen jährlichen effektiven Dosis, deren Nichtüberschreitung den vollständigen Ausschluss schwellenwertdeterministischer Effekte garantiert und die Wahrscheinlichkeit stochastischer Nichtschwelleneffekte das gesellschaftlich akzeptable Risiko nicht übersteigt;

· zulässige Werte (DU) sind Ableitungen der Hauptdosisgrenzwerte zur Beurteilung der Strahlensituation. Bei Einfaktor Exposition aus externen Quellen ist die durchschnittliche jährliche zulässige Dosisleistung in Arbeitsstätten ( DMD );

· Referenzpegel (CL) – die in der Organisation tatsächlich erreichten Expositionsdosen, Aktivitäten, Flussdichten usw., um sicherzustellen, dass die Exposition des Personals so weit wie möglich durch Strahlenschutzmaßnahmen reduziert wird.

3. Basisdosisgrenzen (PD) nicht enthalten Dosen aus natürlicher und medizinischer Exposition sowie Dosen aufgrund von Strahlenunfällen. Diese Engagementarten unterliegen besonderen Beschränkungen. Die AP-Werte für die Kategorien exponierter Personen sind in Tabelle 1.4 angegeben, und Tabelle 1.5 zeigt die AMD-Werte für die Standard-Jahres-Expositionszeit.

4. Effektive Expositionsdosis des Personals über einen Zeitraum von 50 Jahren Arbeitstätigkeit sollte 1000 mSv nicht überschreiten, und für die Bevölkerung über einen Lebenszeitraum von 70 Jahren - 70 mSv.

5. Bei gleichzeitiger Exposition einer Person gegenüber Quellen externer und interner Strahlung (Multifaktorielle Bestrahlung) die in Tabelle 1.4 angegebenen Hauptdosisgrenzen beziehen sich auf Gesamtjahresdosis aufgrund aller Faktoren. Daher sollten die Werte von DU (DMA) für jeden Expositionsfaktor separat kleiner als in Tabelle 1.5 genommen werden.

6. Für Frauen unter 45 Jahren, die dem Personal der Gruppe A zugeordnet sind, wurden zusätzliche Einschränkungen eingeführt: Die Äquivalentdosis für den unteren Teil des Abdomens sollte 1 mSv pro Monat nicht überschreiten. Unter diesen Bedingungen beträgt die effektive Bestrahlungsdosis des Fötus 2 Monate. unerkannte Schwangerschaft wird 1 mSv nicht überschreiten. Nach Feststellung der Schwangerschaft ist die Unternehmensleitung verpflichtet, die Frau auf einen nicht strahlenbezogenen Arbeitsplatz zu versetzen.

7. Geplante erhöhte Exposition oberhalb der festgelegten Dosisgrenzen (PD = 50 mSv als effektive Dosis) ist während der Liquidation oder Verhütung eines Unfalls nur dann zulässig, wenn es notwendig ist, Menschen zu retten und (oder) ihre Exposition zu verhindern. Eine solche Bestrahlung ist Männern über 30 Jahren nur mit ihrer freiwilligen schriftlichen Zustimmung gestattet, nachdem sie über die möglichen Dosen und Gesundheitsrisiken aufgeklärt wurden. Die Exposition in Dosen bis zu 2 PD (100 mSv) oder bis zu 4 PD (200 mSv) ist nur mit Genehmigung der territorialen bzw. föderalen Organe der staatlichen sanitären und epidemiologischen Aufsicht und nur für Personen der Gruppe A zulässig Personal.

8. Exposition in Dosen über 4 PD (200 mSv) als potenziell gefährlich angesehen. Personen, die einer solchen Strahlung ausgesetzt sind, ist die anschließende Arbeit mit Strahlenquellen nur im Einzelfall durch Beschluss der zuständigen Ärztekommission zulässig.

Fälle ungeplante erhöhte Exposition beim Menschen in Dosen über dem Expositionsgrenzwert untersucht werden.

Tabelle 1.4. Grundlegende Dosisgrenzen

**Alle Werte von PD und DU für Personal der Gruppe B sind gleich 1 / 4 aus den entsprechenden Werten für Personal der Gruppe A.

Tabelle 1.5. Zulässige Werte für Einfaktor-Exposition von außen

2.1. Vorbereitung auf die Arbeit

Zielsetzung

1. Bewertung der Strahlensicherheit von Studenten und Labormitarbeitern bei der Arbeit mit einer umschlossenen Radionuklidquelle von Gammastrahlung.

2. Untersuchung des Schwächungsgesetzes von Gammastrahlung mit der Entfernung von der Quelle.

3. Überprüfung der Messwerte verschiedener Dosimeter mit der Berechnung der Dosisleistung.

Angewandte Ausrüstung und Materialien

1. Geschlossene Radionuklidquelle für Gammastrahlung mit dem Isotop 27 Co 60 (Kobalt-60), untergebracht in einem Schutzbehälter aus Blei mit einer Wandstärke von 10 cm. Kollimator(ein Öffnungskanal, der es ermöglicht, einen begrenzten Strahl von g-Strahlung zu erhalten).

2. Ein mobiler Schlitten und ein Lineal mit Teilung zum Messen der Entfernung von der Quelle zum Messsensor (Detektor).

3. Dosimeter mit Detektoren, die Gammastrahlung registrieren.

Die Hauptmerkmale der Installation mit einer Quelle von Gammastrahlung

Begriff "umschlossene Radionuklidquelle" bezeichnet ein technisches Produkt, deren Gestaltung die Ausbreitung radioaktiver Stoffe ausschließt unter den Gebrauchs- und Verschleißbedingungen, für die es ausgelegt ist, an die Umwelt abzugeben. Die Gammaquelle Kobalt GIK-2-9 ist eine versiegelte Edelstahlkapsel (Zylinder 10 x 10 mm), in der sich ein radioaktives Isotop Co-60 befindet. Ein nützlicher Strom von Gamma-Quanten dringt ungehindert durch die dünnen Wände der Kapsel (mit geringer Filterung). Für die Zwecke dieser Arbeit kann die Quelle als punktförmige, isotrope und monoenergetische Quelle betrachtet werden.

Zum Schutz vor Gammastrahlung wird die Quelle GIK-2-9 in einen Bleibehälter mit einer Wandstärke von x = 10,5 cm eingebracht, in dem sich ein durchgehender, mit einem Bleistopfen verschlossener Kollimationskanal befindet. Wenn der Stecker entfernt wird, wird ein leicht expandierender Arbeitsstrahl von Gammastrahlung erhalten, der von Personen weg gerichtet ist. In diesem Strahl werden Messungen der Dosisleistung in verschiedenen Entfernungen von der Quelle durchgeführt.

Im Bericht über die Arbeit vom Laborposter müssen Sie schreiben:

Skizze eines Schutzbehälters mit Quelle (im Schnitt);

Photonenenergie von Kobalt-Gammastrahlung (Åg = 1,25 MeV);

Die Halbwertszeit des Isotops Co-60 (T 1/2 = 5,27 Jahre);

die anfängliche Aktivität der Quelle ao(Bq) und Datum der Bescheinigung der Quelle;

Pass-Expositionsdosisleistung in 1 m Entfernung (μR/h);

der Wert der Gammakonstante von Kobalt-60 G (nGy × m 2 / (s × GBq))

2.2. Beurteilung der Strahlensicherheit beim Arbeiten mit einer Quelle

Personen, die sich im Dosimetrielabor auf Anordnung der Universität aufhalten, werden in „Personal der Gruppe A“ (Lehrkräfte und Beschäftigte) und „Personal der Gruppe B“ (Studierende) eingeteilt. Zulässige Grenzwerte der jährlichen effektiven Dosis nach NRB-99 für sie sind jeweils PD A = 20 mSv und PD B = 5 mSv.

Um die Strahlensicherheit zu beurteilen, sollte man die jährliche effektive Dosis eines Arbeiters abschätzen und die vom Menschen verursachte Komponente von der natürlichen trennen. Für solche Messungen ist das am besten geeignete tragbare digitale Dosimeter MKS-08 im Modus zur Messung der Äquivalentdosisleistung (µSv/h) enthalten. Aufmerksamkeit: Um korrekte Messwerte zu erhalten, muss das Instrument mit dem Detektor ( Rückseite Körper) zur Strahlungsquelle.

1. Nachdem Sie mit einem Dosimeter durch den Laborraum gegangen sind, führen Sie eine Strahlungsaufklärung durch, d.h. Orte finden mit erhöhtes Niveau Gammastrahlung. Es wird empfohlen, die DER auf der Oberfläche aller Geräte zu messen, die mit Strahlengefahrenzeichen gekennzeichnet sind(Container, Safes, Quellensätze auf anderen Desktops). Erfassen Sie DER-Werte für 3-4 charakteristische Punkte im Bericht und geben Sie sie auf dem Grundriss an.

2. Bestimmen Sie den Mittelwert des natürlichen Hintergrunds (Äquivalentdosisleistung f) an Punkten, die sich in maximaler Entfernung von künstlichen Quellen befinden, und wenn möglich auch außerhalb des Fensters (beachten Sie in diesem Fall die Differenz der Messwerte). vor dem Fenster und im Zimmer).

3. Messen Sie den Mittelwert der Äquivalentdosisleistung rm am Arbeitsplatz möglichst nahe an der Quelle, d.h. mit der höchsten Strahlenbelastung. Der kollimierende Quellkanal muss offen sein, d.h. schuf die schlimmste Strahlungsumgebung. Ermitteln Sie durch Subtraktion die technogene Komponente der Äquivalentdosisleistung:

R.m - f

4. Berechnen Sie unter den gleichen Bedingungen die effektive Dosisleistung am Arbeitsplatz. Dazu muss die ungleichmäßige Bestrahlung von Organen und Geweben des Körpers in der Nähe der Quelle berücksichtigt werden, d.h. Messen Sie DER T für 13 Organe und Gewebe und multiplizieren Sie sie dann mit den Wichtungskoeffizienten der Strahlenempfindlichkeit W T. Unter unseren Bedingungen reicht es aus, sich auf Messungen für vier Kontrollpunkte des Körpers zu beschränken: 1 - Kopf, 2 - Brust, 3 - Keimdrüsen, 4 - Füße, und nehmen Sie für sie die vergrößerten Gewichtungskoeffizienten W K (siehe Tabelle 2.1).

Für die akzeptierte Körperhaltung am Arbeitsplatz („sitzend“ oder „stehend“ nach Anweisung des Lehrers) ist die Äquivalentdosisleistung K an vier Kontrollpunkten zu messen. Subtrahieren Sie von allen Messwerten den durchschnittlichen natürlichen Hintergrund f definiert in Abschnitt 2.

= Σ (K · WK), (2.1)

wobei k = 1…4 die Kontrollzahl ist Körperpunkte, K – technogener Bestandteil von DER und W K – Gewichtungskoeffizient von Organen und Geweben für jeden Punkt (Tabelle 2.1).

Tabelle 2.1. Zur Bestimmung der effektiven Dosisleistung am Arbeitsplatz

Kontrollpunkt K	Organe (Gewebe)	Gewichtungskoeffizienten
		W T (NRB-99)
	1. Schilddrüse
	2. "Der Rest"
	3.Rot Knochen Gehirn

	5. Magen
	6. Brustdrüse

	8. Speiseröhre

	10. Dickdarm
	11. Blase

	13. Zellen von Knochenoberflächen
Prüfsumme

Gesamt: \u003d Σ ( K Wk) \u003d ___________ μSv / h

Ermitteln Sie den Strahlungsungleichmäßigkeitskoeffizienten gleich dem Verhältnis der effektiven Dosis zu den Messwerten eines Dosimeters:

α = /

und zu schlussfolgern, ob es unter den gegebenen Bedingungen sinnvoll ist, die Ungleichmäßigkeit der Exposition bei der Bestimmung der effektiven Dosis zu berücksichtigen.

6. Unter der Annahme, dass der Schüler alle 16 Stunden des Laborworkshops an diesem Arbeitsplatz ist, bestimmen Sie die maximal mögliche effektive Dosis der technogenen Exposition des Schülers für das laufende Jahr:

E-Bolzen = 16.

7. Schätzen Sie auf der Grundlage der gleichen Überlegungen die maximal mögliche Jahresdosis des Personals der Gruppe A ab, wenn die Standardarbeitszeit der Mitarbeiter 1700 Stunden beträgt:

E Pers = 1700.

7. Bestimmen Sie die effektive Dosis aus der natürlichen Exposition für dasselbe Kalenderjahr (8760 Stunden) unter der Annahme, dass die natürliche Exposition menschliche Organe und Gewebe gleichmäßig beeinflusst:

E essen \u003d f 8760.

Schätzen Sie die mögliche Streuung der Dosis der natürlichen Exposition ab und akzeptieren Sie grob das Konfidenzintervall für die in Absatz 2 gemessenen maximalen und minimalen Hintergrundwerte:

Δ = (max - min) 8760,

wobei max, min Hintergrundwerte sind. Geben Sie den Wert der Jahresdosis der natürlichen Exposition unter Berücksichtigung der möglichen Ausbreitung in der Form E essen ± Δ/2 mSv an.

8. Bewerten Sie anhand einer effektiven Dosis das zusätzliche individuelle lebenslange Risiko von Wirkungen ohne Schwellenwert bei Studenten und Angestellten, 1 / (Person · Jahr), das mit den akzeptierten Arbeitsbedingungen verbunden ist:

r = E Gestüt, Persisch r E ,

wobei der Risikokoeffizient gleich r E = 5,6 10 – 2 1/ (Person · · Sv) genommen wird.

9. Ziehen Sie Rückschlüsse auf die Strahlensicherheit im Labor, vergleichen Sie dazu die Jahresdosen der technogenen Exposition von Beschäftigten und Studierenden mit den entsprechenden Dosisgrenzwerten von PD A und PD B. Berechnen Sie den Faktor des Abstands zu Dosisgrenzwerten.

Vergleichen Sie die Dosen der technogenen Exposition von Beschäftigten und Studierenden mit der zu erwartenden Jahresdosis aus natürlicher Exposition und deren Streuung.

2.3. Entfernungsabhängigkeit der Dosisleistung beseitigt

In diesem Teil der Arbeit ist es erforderlich, die Abhängigkeit der Dosisleistung vom Abstand zur Quelle mit drei verschiedenen Dosimetern abwechselnd unter Bedingungen eines offenen und geschlossenen Kollimators am Behälter mit der Quelle zu messen.

Mit offenem Kollimator ein Detektor, der sich in einem Gammastrahl befindet, „sieht“ direkt eine Punktquelle und registriert deren Direktstrahlung. Absorption und Streuung in Luft auf kurze Distanzen können vernachlässigt werden, daher gilt in diesem Fall Gesetz des umgekehrten Quadrats: Die Strahlungsintensität im Vakuum ist umgekehrt proportional zum Quadrat der Entfernung von einer punktförmigen isotropen Quelle, zum Beispiel:

1 / 2 = (r 2 / r 1) 2 .

Mit geschlossenem Kollimator Der Detektor registriert eine deutlich abgeschwächte (um Faktor 300 oder mehr) und in der Bleiabschirmung gestreute Strahlung. Die Quelle der Streustrahlung ist die gesamte Oberfläche des Behälters, daher kann die Quelle nicht mehr als Punktquelle betrachtet werden und das Abstandsgesetz kann nur in großen Abständen von ihr gelten.

Für Messungen Der Detektor des ausgewählten Dosimeters ist auf einem Schlitten montiert, der sich entlang eines Lineals mit Zentimetereinteilung bewegt. Es wird empfohlen, aus großer Entfernung (r = 150 cm) zu beginnen und dann den Detektor allmählich näher an die Quelle zu bringen und die Grenze zu finden, an der das Gerät nicht vom Maßstab abweicht. Nehmen Sie 4–5 Messungen der Dosisleistung in verschiedenen Entfernungen im ausgewählten Bereich vor und subtrahieren Sie den Hintergrund von ihnen . Notieren Sie die Werte der Entfernungen und Dosisleistungen im Beobachtungsprotokoll (Tabelle 2.2). Dosimeter-Messwerte sollten im Tagebuch in DER-Einheiten (µSv/h) umgerechnet werden, wenn das Gerät in anderen Einheiten kalibriert ist.

Die Messungen sollten mit mehreren Instrumenten mit offenem und geschlossenem Kollimator wiederholt werden. Gleichzeitig sollte berücksichtigt werden, dass aufgrund der unterschiedlichen Empfindlichkeit von Dosimetern einige im offenen Strahl „aus dem Maßstab gehen“ können, während andere im geschlossenen Strahl nichts anzeigen. Das in Einheiten von s –1 kalibrierte UIM-2-2-Gerät misst den Photonenfluss durch den Detektor (F) und wird aufgerufen Radiometer. Um die Messwerte in Dosisleistungseinheiten umzuwandeln, sollten Sie die auf dem Desktop befindlichen Kalibrierungsabhängigkeiten verwenden.

Die Ergebnisse der Messung der Abstandsabhängigkeit von DER sollten in zwei Diagrammen dargestellt werden (eins für einen offenen Kollimator, das andere für einen geschlossenen Kollimator). Auf jede von ihnen werden 3 Kurven angewendet, wodurch die experimentellen Punkte geglättet werden.

Tabelle 2.2. Protokoll der Äquivalentdosisrate

Gerätetyp	Maßeinheit	Abstand r, cm
Gerätetyp	Maßeinheit
*Kollimator offen*
MKS-01-R
MKS-08-P



*Kollimator geschlossen*
MKS-01-R
MKS-08-P

Notiz: von den mit * gekennzeichneten Angaben ist der natürliche Untergrund abzuziehen.

2.4. Berechnung der Dosisleistung aus Quellenaktivität

Dosisleistungsberechnungen werden bequem in Form einer Tabelle durchgeführt. 2.3.

Tabelle 2.3. Journal für Dosisleistungsberechnungen

	Abstand r, m
	*Der Kollimator ist geöffnet.* Isotop:______ G=________ Aktivität A=_______ am Tag der Arbeit
	Ungeschützte Quelle, ohne Luftdämpfung Äquivalentdosisleistung o, µSv/h
Linearer Luftdämpfungskoeffizient μ V = ________ cm -1
	Produkt μ B x B (x B \u003d r)
	Luftspeicherfaktor B ∞ (μ B x V)
	Luftdämpfungsverhältnis K= exp (μ V x V) / V ∞
	Ungeschützte Quelle unter Berücksichtigung der Luftdämpfung: Äquivalentdosisleistung 1 = o / K
	*Der Kollimator ist geschlossen.* Bleischirmdicke x Pb = 10,5 cm
Linearer Dämpfungskoeffizient von Blei μ Pb = ______ cm - 1
Korrektur des Akkumulationsfaktors für Barrierengeometrie d =_______
Bleischutzakkumulationsfaktor В Р b (μx) P b = _______________
Lead-Dämpfungsverhältnis K Pb \u003d exp (μx) P b / (B P b d) \u003d _________ mal
	DER unter Berücksichtigung der Dämpfung im Blei: 2 \u003d 1 exp (-μx) P b B R b d \u003d 1 / K Pb

ABER = ao/ 2n , (2.2)

wobei n die Anzahl der Halbwertszeiten ist, die seit dem Datum der metrologischen Zertifizierung der Quelle bis zum Datum des Experiments vergangen sind: n = (t - To) / T 1/2

t ist das aktuelle Datum des Experiments, To ist das Datum der Zertifizierung, T 1/2 ist die Halbwertszeit (n muss dimensionslos sein); ao ist die Anfangstätigkeit der Quelle laut Pass (Daten aus dem Laborplakat).

2. Berechnen Sie in gleicher Weise am Versuchstag die Pass-Expositionsdosisleistung in einem Abstand von 1 m von der Quelle, die auf dem Laborplakat am Datum ihrer Zertifizierung angegeben ist. Konvertieren Sie es in äquivalente Dosisleistungseinheiten (µSv/h).

3. Berechnen Sie DER-Werte bei verschiedenen Entfernungen von der Quelle außerhalb des Schutzbehälters – o (r), µSv/h. Für Berechnungen wird das Gesetz des umgekehrten Quadrats verwendet: Die Dosisleistung einer isotropen Punktquelle ist direkt proportional zu ihrer Aktivität und umgekehrt proportional zum Quadrat der Entfernung zu ihr:

G · ABER/r2, nGy/s, (2.3)

wo ist die absorbierte Dosisleistung, nGy/s; G ist die Gammakonstante des Radionuklids, nGy × m 2 / (s × GBq); ABER ist die Quellaktivität, GBq; r – Entfernung, m.

Zur Bestimmung der Äquivalentdosisleistung (µSv/h) wird ein Strahlungsgewichtungsfaktor W R , gleich eins für Gammastrahlung, und ein Umrechnungsfaktor 3,6 = 3600/1000 in die Formel eingesetzt:

O(r) = G ABER/ r 2 3,6 W R , µSv/h. (2.4)

Berechnungen nach Formel (2.4) sind in die Zeile mit der Nummer 2 der Tabelle 2.3 einzutragen.

Vergleichen Sie für die Entfernung r = 1 m den DER-Wert mit dem in Schritt 2 erhaltenen Passwert.

4. Nehmen Sie eine Korrektur für die Dämpfung der Gammastrahlung in der Luft vor. Die Dicke der Luftschicht wird gleich dem Abstand von der Quelle zum Detektor genommen, x = r.

Die Vielfachheit der Schwächung der Luftschicht mit einer Dicke von x V cm ist

K = exp (μ B x B) / B ∞ ,

wobei μ V der lineare Luftdämpfungskoeffizient ist, abhängig von der Energie der Gammastrahlen, cm–1; Â ∞ ist der Akkumulationsfaktor in der unendlichen Geometrie, der den Beitrag der von der Luft gestreuten Strahlung berücksichtigt (abhängig von der Energie der Gammastrahlen und vom Produkt μх). Diese Werte werden gemäß den Tabellen A.1 und A.2 für die Quellen-Gammastrahlungsenergie genommen.

DER bei verschiedenen Entfernungen, unter Berücksichtigung der Dämpfung in Luft 1 = o / K, sollte in die 6. Zeile von Tabelle 2.3 geschrieben werden.

5. Berechnen Sie die DER-Werte bei gleichen Abständen für den Fall, dass sich die Quelle in einem geschlossenen Bleibehälter befindet (die Geometrie des Bleischirms kann als Barriere betrachtet werden). Die Vielfachheit der Schwächung des Bleischutzes mit einer Dicke von x P b = 10,5 cm beträgt

K R b \u003d exp (μ R b x R b) / (B R b d) ,

wobei μ R b der lineare Schwächungskoeffizient von Blei ist, der sich aus der Energie der Gammastrahlen ergibt (Tabelle A.1); В Р b ist der Bleiakkumulationsfaktor für unendliche Geometrie, genommen gemäß Tabelle P.2, und d ist die Korrektur für Barrierengeometrie (hängt nur von der Energie der Gammastrahlen ab), genommen gemäß Tabelle P.3. DER unter Berücksichtigung der Dämpfung in Leitung 2 = 1 / К Р b ist in die 8. Zeile der Tabelle 2.3 einzutragen.

6. Die Ergebnisse der Berechnungen gemäß Tabelle 2.3 sollten in zwei entsprechende Diagramme aufgetragen werden, die als Ergebnis der Messung der DER aus der Entfernung erhalten wurden: ein Diagramm für den Fall einer ungeschützten Quelle - 1 (r), das andere für eine in a platzierte Quelle Behälter - 2 (r). Zur Vereinfachung des Abgleichs von Dosimeterablesungen mit Berechnungen sollten experimentelle Punkte aus Tabelle 2.2 in den Diagrammen gezeigt werden.

7. Die Schlussfolgerungen zu diesem Teil der Arbeit sollten lauten:

Formulieren Sie das Schwächungsgesetz der Strahlung mit zunehmender Entfernung von der Quelle;

Denken Sie über die möglichen Gründe für Abweichungen der Instrumentenanzeigen von den berechneten Werten nach;

Bewerten Sie die Aufnahmefähigkeit von Luft;

Testfragen

1. Auswirkungen ionisierender Strahlung auf den menschlichen Körper.

2. Deterministische Wirkungen der Strahlung, Entwicklungsmechanismus.

3. Stochastische Wirkungen von Strahlung, Entwicklungsmechanismus.

4. Direkte und indirekte Wirkungen von Strahlung auf biologisches Gewebe.

5. Energiedosis und Äquivalentdosis – Definition, Maßeinheiten.

6. Effektive Dosis, Anwendungsbereich.

7. Kollektivdosis und Kollektivschaden.

8. Dosisrate. Natürlicher Strahlungshintergrund.

9. Ziele des Strahlenschutzes und Wege zu ihrer Erreichung.

10. Grundsätze zur Gewährleistung der Strahlensicherheit.

11. Das Rechtfertigungsprinzip.

12. Das Regulierungsprinzip.

13. Das Prinzip der Optimierung.

14 Arten der menschlichen Exposition, die in NRB-99 berücksichtigt wurden.

15. Arten von Strahlungsquellen, die von der Kontrolle und Abrechnung ausgenommen sind.

16. Basisdosisgrenzwerte – Definition und Inhalt des Konzepts.

17. Zulässige Werte für äußere technogene Exposition - Zusammenhang mit den Hauptdosisgrenzwerten.

18. Gammakonstante der Quelle. Zusammenhang zwischen der von einer punktförmigen isotropen γ-Strahlungsquelle erzeugten Dosisleistung, Aktivität und Entfernung.

19. Das Gesetz der Strahlungsabschwächung mit der Entfernung.

20. Das Strahlungsschwächungsgesetz in Materie.

21. Zweck, Funktionsprinzip und Hauptmerkmale der in dieser Arbeit verwendeten Geräte. Mögliche Einsatzgebiete dieser Geräte.

22. Grundsätze zum Schutz vor Zeit, Entfernung und Bildschirmen.

23. Geschätzte Expositionszeit und zulässige Dosisleistung.

24. Zulässige Betriebszeit mit einer Strahlungsquelle (wann und wie soll bewertet werden).

Bibliographisches Verzeichnis

2. Bund Gesetz „Über den Strahlenschutz der Bevölkerung“. Nr. 3-FZ vom 01.09.1996.

3. Normen Strahlenschutz / NRB-99. - M.: TsSEN des Gesundheitsministeriums der Russischen Föderation, 1999. - 116 p.

4. Hauptsächlich Hygienevorschriften Gewährleistung des Strahlenschutzes / OSPORB-99. - M.: TsSEN des Gesundheitsministeriums der Russischen Föderation, 2000. - 132 p.

5. Kutkow, V.A. Grundlegende Bestimmungen und Anforderungen von Regulierungsdokumenten in der Praxis zur Gewährleistung der Strahlensicherheit von Kernkraftwerken: Lehrbuch / V. A. Kutkov [und andere] - M: Ed. OIATE, 2002. - 292 S.

6. Kozlov, V.F. Nachschlagewerk zum Strahlenschutz / V.F.Kozlov. – M.: Energoatomizdat, 1999. – 520 S.

7. Normen Strahlenschutz NRB-76/87 und die grundlegenden Hygienevorschriften für die Arbeit mit radioaktiven Stoffen und anderen Quellen ionisierender Strahlung OSP-72/87 / Gesundheitsministerium der UdSSR. – M.: Energoatomizdat, 1988. – 160 p.

8. Golubev, B.P. Dosimetrie und Schutz vor ionisierender Strahlung / B. P. Golubev. – M.: Energoatomizdat, 1986. – 464 p.

Anwendung

Tabelle A.1. Lineare Dämpfungskoeffizienten μ , cm–1, für einige Substanzen in Abhängigkeit von der Energie der Photonenstrahlung

	Material
			Aluminium

Tabelle A.2. Dosisakkumulationsfaktoren in unendlicher Geometrie B ∞

für eine punktisotrope Quelle

E g ,	Arbeit μx(Umweltschwächungsindex)
E g ,


















Blei (bei einer flachen unidirektionalen Quelle)

Tabelle A.3. Ergänzung der Tabelle A.2 zur Berechnung des Akkumulationsfaktors BEI b punktisotrope Quelle in Barrierengeometrie ( d = B b/c ∞ )

1. GRUNDLAGEN DES STRAHLENSCHUTZES……………….…………....3

1.1. Biologische Wirkung ionisierender Strahlung………………….……..3

1.2. Schwellenwert- und Nicht-Schwellenwert-Effekte bei menschlicher Exposition …….…….…5

1.3. Grundlegende dosimetrische Größen und Einheiten ihrer Messung ………………………………………………………………………………..12

1.4. Grundlegende Bestimmungen der NRB-99 Strahlenschutznormen ……..…15

2.1. Arbeitsvorbereitung………………………………………………………….….18

2.2. Bewertung der Strahlensicherheit beim Arbeiten mit einer Quelle ……….….19

2.3. Beseitigung der Entfernungsabhängigkeit der Dosisleistung………………………..21

2.4. Berechnung der Dosisleistung nach Quellenaktivität…………………………..23

Kontrollfragen……………………………………………………………..25

Bibliografisches Verzeichnis …………………………………………………….…26

Anwendung………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………

Die Internationale Strahlenschutzkommission wurde 1928 gegründet. beim 2. Internationalen Radiologischen Kongress. Bringt zusammen mit der International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU, 1925) Experten auf dem Gebiet der Strahlungsmessung, der biologischen Auswirkungen von Strahlung, der Dosimetrie und der Strahlensicherheit zusammen.

Wissenschaftlicher Ausschuss der Vereinten Nationen für die Auswirkungen atomarer Strahlung. 1955 von der UNO gegründet, um die gesundheitlichen Auswirkungen der Exposition gegenüber ionisierender Strahlung zu bewerten.