محاسبه سطح تشعشع از یک منبع مسطح از راه دور. حفاظت در برابر تشعشعات یونیزان. طراحی و محاسبه صفحات محافظ

معیار محاسبه پارامترهای حفاظت در برابر قرار گرفتن در معرض خارجی، حد دوز موثر است که برای کسانی که با مواد رادیواکتیو کار می کنند (پرسنل دسته A) 20 mSv در سال است (جدول 1).

67). اگرچه در حال حاضر هیچ مقرراتی در مورد محدودیت دوز هفتگی وجود ندارد، اما استفاده از دوز هفتگی در محاسبات راحت تر است، که با توزیع یکنواخت قرار گرفتن در معرض سالانه، 0.4 mSv است.

با جایگزینی مقدار دوز هفتگی، تنظیم واحدهای اندازه گیری و بیان فاصله در متر، می توانید یک فرمول ساده برای محاسبه پارامترهای حفاظتی اصلی دریافت کنید:

که در آن m y-فعالیت منبع تابش است، در Bq. t زمان قرار گرفتن در معرض در هفته کاری بر حسب ساعت است. R فاصله از منبع تابش بر حسب متر است. 1.8 x 10 8 - ضریب تبدیل.

زیرا فرمول داده شدهنشان دهنده رابطه بین فعالیت منبع، فاصله و زمان قرار گرفتن در معرض در شرایط عملیاتی ایمن است، می توان از آن برای محاسبه پارامترهای حفاظتی اساسی استفاده کرد.

حفاظت از کمیت شامل تعیین حداکثر فعالیت منبع مجاز است که با آن می توانید بدون صفحه نمایش برای مدت زمان معین در یک فاصله معین کار کنید.

مثال. اپراتور به طور مداوم در فاصله 1 متری از منبع تشعشع به مدت 36 ساعت در هفته کار می کند. حداکثر فعالیت منبع تشعشعی که می تواند با آن کار کند چقدر است؟ بر اساس فرمول محاسبه کنید:

حفاظت زمان شامل تعیین دوره کار با یک ماده رادیواکتیو در طول یک هفته است که در طی آن شرایط ایمن (بدون تجاوز از PD) در طول کار مداوم ایجاد می شود.

مثال. در آزمایشگاه، آنها با یک منبع تابش با فعالیت 5.8x10 7 Bq در فاصله 1 متر از آن کار می کنند. تعیین زمان مجاز کار (در هفته) ضروری است. بر اساس فرمول محاسبه کنید:

حفاظت از راه دور عبارت است از تعیین فاصله کارگر تا منبع تشعشعی که در آن (برای یک منبع و زمان معین) کار کردن ایمن است.

مثال. پرستار بخش رادیولوژی روزانه به مدت 6 ساعت آماده سازی رادیوم را با فعالیت 5.8×106 Bq می کند. در چه فاصله ای از منبع باید کار کند؟

محافظ صفحه نمایش بر اساس توانایی مواد در جذب تشعشعات رادیواکتیو است. شدت جذب تابش γ مستقیماً متناسب است وزن مخصوصمواد و ضخامت آنها و با انرژی تابش نسبت عکس دارد.

با تابش خارجی با ذرات a، نیازی به محافظ نیست، زیرا ذرات a محدوده کمی در هوا دارند و به خوبی توسط مواد دیگر حفظ می شوند (یک ورق کاغذ اجازه عبور ذرات a را نمی دهد).

برای محافظت در برابر تابش β باید از مواد سبک استفاده کرد: آلومینیوم، شیشه، پلاستیک و غیره. لایه ای از آلومینیوم به ضخامت 0.5 سانتی متر ذرات p را کاملاً به دام می اندازد.

برای محافظت در برابر اشعه γ، صفحه نمایش ساخته شده از فلزات سنگینالف: سرب، چدن و سایر مواد سنگین (بتن). همچنین می توانید از خاک، آب و ... استفاده کنید.

ضخامت صفحه محافظ، که قدرت تابش γ را به حداکثر سطوح مجاز کاهش می دهد، به دو روش قابل محاسبه است: 1) طبق جداول (با در نظر گرفتن انرژی تابش). 2) توسط لایه نیمه میرایی (بدون در نظر گرفتن انرژی تابش).

محاسبه ضخامت صفحه با توجه به جداول. بسته به انرژی تابش γ، قدرت نفوذ آن متفاوت خواهد بود. بنابراین، به منظور محاسبه دقیق ضخامت صفحه نمایش های محافظجداول ویژه ای تهیه شده است که تعدد میرایی و انرژی تشعشع را در نظر می گیرد (جدول 68).

مثال. دستیار آزمایشگاهی که طلای رادیواکتیو 198 Au را با انرژی تابشی 0.8 مگا الکترون ولت بسته بندی می کند، در عرض یک هفته دوز نوردهی 2.0 mSv را بدون محافظت دریافت می کند. برای ایجاد چه ضخامتی از محافظ سربی باید استفاده کرد شرایط امنکار آزمایشگاهی؟

مقدار ضریب تضعیف (نسبت میرایی) با فرمول تعیین می شود:

که در آن K نسبت تضعیف است. P دوز دریافتی است. P 0 - حداکثر دوز مجاز.

ضخامت صفحه محافظ ساخته شده از سرب (mm) بسته به نسبت تضعیف و انرژی تابش γ (پرتو گسترده)

جدول 68

نسبت تضعیف، K				انرژی پرتو Y،			MeV
نسبت تضعیف، 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	و	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	و	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

انتهای جدول 68

نسبت تضعیف، K	انرژی پرتو Y، MeV
نسبت تضعیف، K	1,25	1,5	1,75	2	2,5	3	4	6	8	10
1,5	9,5	و	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	از جانب	117	122	121	109	99	87

در مثال ما:

68 در تقاطع خطوط مربوط به ضریب تضعیف 5 و انرژی تابش 0.8 مگا الکترون ولت، متوجه می شویم که ضخامت مورد نیاز محافظ سربی باید 22 میلی متر باشد.

اگر داده‌های مربوط به نسبت تضعیف و انرژی تشعشع با آنچه در جدول نشان داده شده است مطابقت نداشته باشد، نتیجه با درون یابی یا اعداد بعدی برای ارائه حفاظت مطمئن‌تر استفاده می‌شود.

محاسبه حفاظت در برابر تشعشعات آلفا و بتا

روش حفاظت از زمان

روش حفاظت از راه دور؛

روش حفاظت مانع (ماده)؛

دوز قرار گرفتن در معرض خارجی از منابع تابش گاما متناسب با زمان قرار گرفتن در معرض است. علاوه بر این، برای آن دسته از منابعی که می توان آنها را از نظر اندازه منابع نقطه ای در نظر گرفت، دوز با مجذور فاصله از آن نسبت معکوس دارد. بنابراین، کاهش دوز پرتودهی پرسنل از این منابع را می توان نه تنها با استفاده از روش حفاظتی مانع (ماده)، بلکه با محدود کردن زمان عملیات (حفاظت زمانی) یا افزایش فاصله از منبع تشعشع تا کارگر (حفاظت) به دست آورد. با فاصله). این سه روش در سازماندهی حفاظت در برابر تشعشع در نیروگاه های هسته ای استفاده می شود.

برای محاسبه حفاظت در برابر تشعشعات آلفا و بتا، معمولاً تعیین حداکثر طول مسیر که به انرژی اولیه آنها و همچنین به عدد اتمی، جرم اتمی و چگالی ماده جاذب بستگی دارد، کافی است.

حفاظت در برابر تشعشعات آلفا در نیروگاه های هسته ای (به عنوان مثال، هنگام پذیرش سوخت "تازه") به دلیل طول مسیر کوتاه در ماده دشوار نیست. خطر اصلی نوکلیدهای آلفا فعال فقط با تابش داخلی بدن است.

حداکثر طول مسیر ذرات بتا را می توان با فرمول های تقریبی زیر تعیین کرد، ببینید:

برای هوا - R β =450 E β، که در آن E β انرژی مرزی ذرات بتا، MeV است.

برای مواد سبک (آلومینیوم) - R β = 0.1E β (در E β< 0,5 МэВ)

R β = 0.2E β (در E β > 0.5 MeV)

در تمرین کار در نیروگاه های هسته ای، منابع تشعشع گاما با پیکربندی ها و اندازه های مختلف وجود دارد. میزان دوز از آنها را می توان با ابزارهای مناسب اندازه گیری کرد یا به صورت ریاضی محاسبه کرد. در حالت کلی، میزان دوز از یک منبع توسط کل یا فعالیت خاص، طیف منتشر شده و شرایط هندسی - اندازه منبع و فاصله تا آن تعیین می شود.

ساده ترین نوع ساطع کننده گاما منبع نقطه ای است. . این چنین ساطع کننده گامایی است که بدون از دست دادن قابل توجه دقت محاسباتی، می توان از اندازه آن و خود جذب تابش در آن غافل شد. در عمل، هر تجهیزاتی که در فواصل بیش از 10 برابر بزرگتر از اندازه خود یک گاما ساطع کننده باشد، می تواند منبع نقطه ای در نظر گرفته شود.

برای محاسبه حفاظت در برابر تابش فوتون، استفاده از جداول جهانی برای محاسبه ضخامت حفاظت بسته به نسبت تضعیف تابش K و انرژی پرتوهای گاما راحت است. چنین جداول در کتاب های مرجع در مورد ایمنی تشعشع ارائه شده است و بر اساس فرمول تضعیف پرتو گسترده ای از فوتون ها از یک منبع نقطه ای در ماده با در نظر گرفتن ضریب تجمع محاسبه می شود.

روش حفاظت مانع (هندسه پرتو باریک و عریض). در دزیمتری، مفاهیم پرتوهای "عریض" و "باریک" (همسو) تابش فوتون وجود دارد. کولیماتور، مانند یک دیافراگم، مقدار تابش پراکنده وارد شده به آشکارساز را محدود می کند (شکل 6.1). برای مثال در برخی از تاسیسات برای کالیبراسیون ابزار دزیمتری از تیر باریک استفاده می شود.

برنج. 6.1. طرح یک پرتو فوتون باریک

1 - ظرف؛ 2 - منبع تشعشع; 3 - دیافراگم؛ 4 - پرتو باریک فوتون

برنج. 6.2. تضعیف یک پرتو باریک از فوتون ها

تضعیف یک پرتو باریک از تابش فوتون در حفاظت در نتیجه تعامل آن با ماده طبق قانون نمایی رخ می دهد:

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

که در آن Io یک مشخصه دلخواه (چگالی شار، دوز، سرعت دوز، و غیره) پرتو باریک فوتون اولیه است. I - مشخصه دلخواه تیر باریک پس از عبور از محافظ ضخامت x , سانتی متر؛

متر - ضریب تضعیف خطی که نسبت فوتون های تک انرژی (دارای انرژی یکسان) را که برهمکنش را در ماده حفاظتی در واحد مسیر تجربه کرده اند، تعیین می کند، سانتی متر -1.

بیان (7.1) همچنین در هنگام استفاده از ضریب تضعیف جرم m m به جای خطی معتبر است. در این حالت ، ضخامت محافظ باید بر حسب گرم بر سانتی متر مربع بیان شود (گرم بر سانتی متر مربع) ، سپس محصول m m x بدون بعد باقی می ماند.

در بیشتر موارد، هنگام محاسبه تضعیف تابش فوتون، از یک پرتو گسترده استفاده می شود، به عنوان مثال، پرتویی از فوتون ها، که در آن تابش پراکنده وجود دارد، که نمی توان از آن غافل شد.

تفاوت بین نتایج اندازه گیری تیرهای باریک و عریض با ضریب تجمع B مشخص می شود:

B \u003d Iwide / Inarrow، (6.2)

که به هندسه منبع، انرژی تابش فوتون اولیه، ماده ای که تابش فوتون با آن برهمکنش می کند و ضخامت آن که بر حسب واحدهای بی بعد mx بیان می شود، بستگی دارد. .

قانون تضعیف یک پرتو گسترده از تابش فوتون با فرمول بیان می شود:

عرض I \u003d I 0 B e - m x \u003d I 0 e - m عرض x; (6.3)،

که در آن m و m shir به ترتیب ضریب تضعیف خطی برای پرتوهای فوتون باریک و گسترده هستند. متر و که دربرای انرژی ها و مواد مختلف در کتابچه های ایمنی در برابر تشعشعات آورده شده است. اگر دفترچه راهنما m را برای پرتو وسیع فوتون نشان می دهد، ضریب تجمع نباید در نظر گرفته شود.

مواد زیر اغلب برای محافظت در برابر تابش فوتون استفاده می شود: سرب، فولاد، بتن، شیشه سربی، آب و غیره.

روش حفاظت مانع (محاسبه حفاظت توسط لایه های نیمه میرایی).نسبت تضعیف تشعشع K نسبت میزان دوز مؤثر (معادل) اندازه گیری شده یا محاسبه شده P meas بدون حفاظت، به سطح مجاز متوسط نرخ دوز مؤثر سالانه (معادل) Pcf در همان نقطه پشت صفحه محافظ ضخامت است. ایکس:

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

که در آن P cf سطح مجاز میانگین نرخ دوز موثر سالانه (معادل) است.

PD A - حد دوز موثر (معادل) برای پرسنل گروه A.

1700 ساعت - صندوق زمان کار پرسنل گروه A برای سال.

K \u003d P meas / P cf;

که در آن P meas میزان دوز موثر (معادل) اندازه گیری شده بدون محافظت است.

هنگام تعیین ضخامت مورد نیاز لایه محافظ یک ماده معین x (cm) از جداول جهانی، باید انرژی فوتون e (MeV) و ضریب تضعیف تابش K را بدانید. .

در غیاب جداول جهانی، تعیین عملیاتی ضخامت تقریبی محافظ را می توان با استفاده از مقادیر تقریبی نقطه نیمه راه میرایی فوتون در هندسه پرتو گسترده انجام داد. لایه نیمه میرایی Δ 1/2 دارای ضخامت حفاظتی است که دوز تابش را 2 برابر کاهش می دهد. با ضریب تضعیف شناخته شده K، می توان تعداد لایه های نیمه تضعیف n مورد نیاز و در نتیجه ضخامت محافظ را تعیین کرد. طبق تعریف K = 2 n علاوه بر فرمول، یک رابطه جدولی تقریبی بین تعدد میرایی و تعداد لایه های نیمه میرایی ارائه می دهیم:

با تعداد مشخصی از لایه‌های نیمه میرایی n، ضخامت محافظ x = Δ 1/2 n.

به عنوان مثال، نیم لایه تضعیف Δ 1/2 برای سرب 1.3 سانتی متر است، برای شیشه سربی - 2.1 سانتی متر.

روش حفاظت از راه دورسرعت دوز تابش فوتون از یک منبع نقطه ای در خلاء برعکس مجذور فاصله متفاوت است. بنابراین، اگر نرخ دوز Pi در برخی از فاصله های شناخته شده Ri تعیین شود , سپس نرخ دوز Rx در هر فاصله دیگر Rx با فرمول محاسبه می شود:

P x \u003d P 1 R 1 2 / R 2 x (6.4)

روش حفاظت از زمانروش حفاظت از زمان (محدود کردن زمانی که کارمند تحت تأثیر آن قرار می گیرد تابش یونیزه کننده) بیشترین کاربرد را در تولید کارهای خطرناک تشعشع در منطقه دسترسی کنترل شده (CCA) دارد. این کارها با دستور دزیمتری که نشان دهنده زمان مجاز برای انجام کار است، مستند شده است.

فصل 7 روش های ثبت پرتوهای یونیزه کننده

محاسبه حفاظت در برابر تشعشعات آلفا و بتا

روش حفاظت از زمان

روش حفاظت از راه دور؛

روش حفاظت مانع (ماده)؛

دوز قرار گرفتن در معرض خارجی از منابع تابش گاما متناسب با زمان قرار گرفتن در معرض است. با این حال، برای آن دسته از منابعی که می توان از نظر اندازه منابع نقطه ای در نظر گرفت، دوز با مجذور فاصله از آن نسبت معکوس دارد. بنابراین، کاهش دوز پرتودهی پرسنل از این منابع را می توان نه تنها با استفاده از روش حفاظتی مانع (ماده)، بلکه با محدود کردن زمان عملیات (حفاظت زمانی) یا افزایش فاصله از منبع تشعشع تا کارگر (حفاظت) به دست آورد. با فاصله). این سه روش در سازماندهی حفاظت در برابر تشعشع در نیروگاه های هسته ای استفاده می شود.

حداکثر طول مسیر ذرات بتا را می توان با فرمول های تقریبی زیر تعیین کرد، ببینید:

برای هوا - R β =450 E β، که در آن E β انرژی مرزی ذرات بتا، MeV است.

برای مواد سبک (آلومینیوم) - R β = 0.1E β (در E β< 0,5 МэВ)

R β = 0.2E β (در E β > 0.5 MeV)

ساده ترین نوع ساطع کننده گاما منبع نقطه ای است. . این چنین ساطع کننده گامایی است که بدون از دست دادن قابل توجه دقت محاسباتی، می توان از اندازه آن و خود جذب تابش در آن غافل شد. در عمل، هر تجهیزاتی که در فواصل بیش از 10 برابر اندازه خود تشعشعات گاما ساطع کند، می تواند منبع نقطه ای در نظر گرفته شود.

برنج. 6.1. طرح یک پرتو فوتون باریک

1 - ظرف؛ 2 - منبع تشعشع; 3 - دیافراگم؛ 4 - پرتو باریک فوتون

برنج. 6.2. تضعیف یک پرتو باریک از فوتون ها

تضعیف یک پرتو باریک از تابش فوتون در حفاظت در نتیجه تعامل آن با ماده طبق قانون نمایی رخ می دهد:

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

متر - ضریب تضعیف خطی، که نسبت فوتون های تک انرژی (دارای همان انرژی) را که برهمکنش را در ماده حفاظتی در واحد مسیر تجربه کرده اند، تعیین می کند، سانتی متر -1.

تفاوت بین نتایج اندازه گیری تیرهای باریک و عریض با ضریب تجمع B مشخص می شود:

B \u003d Iwide / Inarrow، (6.2)

قانون تضعیف یک پرتو گسترده از تابش فوتون با فرمول بیان می شود:

عرض I \u003d I 0 B e - m x \u003d I 0 e - m عرض x; (6.3)،

که در آن m، m br به ترتیب ضریب تضعیف خطی برای پرتوهای فوتون باریک و گسترده است. متر و که دربرای انرژی ها و مواد مختلف در کتابچه های ایمنی در برابر تشعشعات آورده شده است. اگر کتب مرجع m را برای یک پرتو وسیع فوتون نشان می دهد، ضریب تجمع نباید در نظر گرفته شود.

مواد زیر اغلب برای محافظت در برابر تابش فوتون استفاده می شود: سرب، فولاد، بتن، شیشه سربی، آب و غیره.

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

که در آن P cf سطح مجاز میانگین نرخ دوز موثر سالانه (معادل) است.

PD A - حد دوز موثر (معادل) برای پرسنل گروه A.

1700 ساعت - صندوق زمان کار پرسنل گروه A برای سال.

K \u003d P meas / P cf;

که در آن P meas میزان دوز موثر (معادل) اندازه گیری شده بدون محافظت است.

هنگام تعیین ضخامت بسیار مهم لایه محافظ یک ماده معین x (cm) از جداول جهانی، باید انرژی فوتون e (MeV) و ضریب تضعیف تابش K را بدانید. .

در غیاب جداول جهانی، تعیین عملیاتی ضخامت تقریبی محافظ را می توان با استفاده از مقادیر تقریبی نقطه نیمه راه میرایی فوتون در هندسه پرتو گسترده انجام داد. لایه نیمه میرایی Δ 1/2 دارای ضخامت حفاظتی است که دوز تابش را 2 برابر کاهش می دهد. با ضریب تضعیف شناخته شده K، می توان تعداد لایه های نیمه تضعیف n مورد نیاز و در نتیجه ضخامت محافظ را تعیین کرد. طبق تعریف، K = 2 n علاوه بر فرمول، یک رابطه جدولی تقریبی بین تعدد میرایی و تعداد لایه های نیمه میرایی ارائه می دهیم:

با تعداد مشخصی از لایه‌های نیمه میرایی n، ضخامت محافظ x = Δ 1/2 n.

به عنوان مثال، نیم لایه تضعیف Δ 1/2 برای سرب 1.3 سانتی متر است، برای شیشه سربی - 2.1 سانتی متر.

روش حفاظت از راه دورسرعت دوز تابش فوتون از یک منبع نقطه ای در خلاء برعکس مجذور فاصله متفاوت است. به همین دلیل، اگر نرخ دوز Pi در فاصله مشخصی از Ri تعیین شود , سپس نرخ دوز Rx در هر فاصله دیگر Rx با فرمول محاسبه می شود:

P x \u003d P 1 R 1 2 / R 2 x (6.4)

روش حفاظت از زمانروش حفاظت از زمان (محدود کردن زمان قرار گرفتن یک کارمند در معرض تشعشعات یونیزان) بیشترین کاربرد را در تولید کارهای خطرناک پرتو در یک منطقه دسترسی کنترل شده (CCA) دارد. این کارها با دستور دزیمتری که نشان دهنده زمان مجاز برای انجام کار است، مستند شده است.

فصل 7 روش های ثبت پرتوهای یونیزه کننده

سطح مقطع تیر و طناب تراورس را برای بلند کردن دوک آسیاب نورد انتخاب کنید.

اطلاعات اولیه:

وزن دوک Q=160 کیلونیوتن.

طول تراورس l=6m;

تیر تراورس در خمش کار می کند.

نمودار سیم کشی را ترسیم کنید.

سطح مقطع تیر تراورس، نوع و مقطع طناب را انتخاب کنید.

راه حل:

طرح زنجیر با تراورس در دو نقطه.

برنج. 21 - طرح زنجیر. 1 - مرکز ثقل بار؛

2 - تراورس; 3 - غلتک؛ 4 - زنجیر

تعیین نیروی کشش در یک شاخه از زنجیر

S \u003d Q / (m cos) \u003d k Q / m \u003d 1.42 160 / 2 \u003d 113.6 kN.

که در آن S نیروی طراحی اعمال شده به زنجیر بدون در نظر گرفتن اضافه بار، kN است.

Q وزن بار برداشته شده، kN است.

 زاویه بین جهت عمل نیروی محاسبه شده زنجیر است.

k - ضریب بسته به زاویه شیب شاخه زنجیر به سمت عمودی (در =45 حدود k=1.42).

m تعداد کل شاخه های زنجیر است.

نیروی شکست را در شاخه زنجیر تعیین می کنیم:

R \u003d S k z \u003d 113.6 6 \u003d 681.6 kN.

که در آن k z ضریب ایمنی برای زنجیر است.

ما یک طناب از نوع TK 6x37 را با قطر 38 میلی متر انتخاب می کنیم. با استحکام کششی محاسبه شده سیم 1700 مگاپاسکال، دارای نیروی شکست 704000 نیوتن، یعنی نزدیکترین بزرگتر به نیروی شکست مورد نیاز با محاسبه 681600 نیوتن.

انتخاب مقطع تیر تراورس

شکل 22 - طرح محاسبه تراورس

P \u003d Q k p k d \u003d 160 1.1 1.2 \u003d 211.2

جایی که k p ضریب اضافه بار است، k d ضریب دینامیکی بار است.

حداکثر گشتاور خمشی در تراورس:

M max \u003d P a / 2 \u003d 211.2 300 / 2 \u003d 31680 kN cm,

جایی که a بازوی تراورس (300 سانتی متر) است.

مدول مقطع مورد نیاز مقطع تیر تراورس:

W tr > \u003d M max / (n R از ) \u003d 31680 / (0.85 21 0.9) \u003d 1971.99 cm 3

که در آن n = 0.85 ضریب شرایط کاری است.

 – ضریب پایداری در خمش.

R out - مقاومت طراحی در هنگام خمش در تراورس، Pa.

طرح تیر مقطع متشکل از دو تیر I که توسط صفحات فولادی شماره 45 به هم متصل شده اند را انتخاب می کنیم و لحظه مقاومت سطح مقطع را به طور کلی تعیین می کنیم:

W d x \u003d 1231 سانتی متر 3

W x \u003d 2 W d x \u003d 2 1231 \u003d 2462 cm 3\u003e W tr \u003d 1971.99 سانتی متر 3،

که شرایط مقاومت سطح مقطع طراحی تراورس را برآورده می کند.

9. محاسبات سازه و مقاومت

9.1. محاسبه پوشش محافظ یک دستگاه نیمه اتوماتیک عمودی چند اسپیندل چرخشی مثال 37

اطلاعات اولیه:

پوشش محافظ تراش نیمه اتوماتیک عمودی چند اسپیندل یک سازه فولادی مستطیل شکل به طول l=750mm، عرض b=500mm و ضخامت S می باشد که در انتها در نگهدارنده ها گیره می شود تا سیستم بتواند به عنوان تیری در نظر گرفته شود که روی دو تکیه گاه قرار دارد.

تراشه دارای وزن G = 0.2 گرم است و با سرعت V = 10 متر بر ثانیه به سمت بدنه پرواز می کند و عمود بر وسط آن به بدنه برخورد می کند.

فاصله از نقطه جداسازی تراشه در منطقه برش تا پوشش:

ضخامت ورقی را که می توان پوشش محافظ را از آن ساخت تعیین کنید.

راه حل:

در نتیجه ضربه تراشه، پوشش یک انحراف دریافت می کند. بیشترین انحراف توسط تراشه هایی ایجاد می شود که در وسط آن افتاده است. فشاری که با این انحراف مطابقت دارد:

که در آن E مدول الاستیسیته مواد پوششی است. برای ورق فولادی:

E \u003d 2 10 6 kg / cm 2؛

I لحظه اینرسی بدنه تیر است. برای بخش مستطیلی:

و - انحراف بدنه تا محل ضربه:

l طول بدنه است.

انرژی انباشته شده در این مورد در بدنه برابر است با:

در لحظه حداکثر انحراف پوشش، عمل نیرو به طور کامل به انرژی پتانسیل تغییر شکل پوشش تبدیل می شود، یعنی.

آژانس فدرالآموزش و پرورش

حالت موسسه تحصیلی

بالاتر آموزش حرفه ای

"دانشگاه دولتی مهندسی برق ایوانوو

به نام وی آی لنین

اداره نیروگاه های هسته ای

ایمنی در برابر تشعشع
و دزیمتری تابش گامای خارجی

رهنمودهابه اجرای کار آزمایشگاهی شماره 1

ایوانوو 2009

گردآوری شده توسط: A.Yu. توکوف، V.A. کریلوف، A.N. ترس ها

ویرایشگر V.K. سمنوف

این دستورالعمل ها برای دانشجویانی است که در تخصص "نیروگاه ها و تاسیسات هسته ای" تحصیل می کنند و کارگاه آزمایشگاهی فیزیک پرتوهای یونیزان را گذرانده اند. مطالب نظری ارائه شده در بخش 1 مطالب خوانده شده در سخنرانی ها را تکمیل و تا حدی تکرار می کند.

تایید شده توسط کمیسیون روش شناسی چرخه IFF

بازبین:

گروه نیروگاه های هسته ای، دانشگاه مهندسی برق دولتی ایوانوو به نام V. I. Lenin

ایمنی و دزیمتری در برابر تشعشعات

تابش گامای خارجی

رهنمودهایی برای کار آزمایشگاهی №1

در دوره "محافظت در برابر تشعشع"

گردآورنده: توکوف الکساندر یوریویچ,

کریلوف ویاچسلاو آندریویچ،

استراخوف آناتولی نیکولایویچ

سردبیر N.S. Rabotaeva

امضا برای انتشار در 7.12.09. فرمت 60x84 1/16.

چاپ تخت است. تبدیل فر ل 1.62. تیراژ 100 نسخه. شماره سفارش.

GOUVPO "دانشگاه دولتی مهندسی برق ایوانوو به نام V. I. Lenin"

153003، ایوانوو، خ. Rabfakovskaya، 34.

چاپ شده در UIUNL ISUE

1. مبانی ایمنی در برابر تشعشع

1.1. اثر بیولوژیکی پرتوهای یونیزان

تشعشعات یونیزان که بر روی یک موجود زنده اثر می‌کنند، زنجیره‌ای از تغییرات برگشت‌پذیر و غیرقابل برگشت را در آن ایجاد می‌کنند که "محرک" آن است. یونیزاسیون و تحریک اتم ها و مولکول های ماده یونیزاسیون (یعنی تبدیل یک اتم خنثی به یک یون مثبت) در صورتی رخ می دهد که ذره یونیزه کننده (ذره α، β -، اشعه ایکس یا γ - فوتون) انرژی را به پوسته الکترونی اتم منتقل کند که برای جدا کردن اوربیتال کافی است. الکترون (یعنی بیش از انرژی اتصال). اگر بخش انتقال یافته انرژی کمتر از انرژی اتصال باشد، آنگاه فقط تحریک پوسته الکترونی اتم رخ می دهد.

در مواد ساده ای که مولکول های آنها از اتم های یک عنصر تشکیل شده است، فرآیند یونیزاسیون با فرآیند نوترکیبی همراه است. یک اتم یونیزه شده یکی از الکترون های آزاد را که همیشه در محیط وجود دارد به خود می چسباند و دوباره خنثی می شود. اتم برانگیخته شده با انتقال یک الکترون از سطح انرژی بالا به سطح پایین به حالت عادی خود باز می گردد و فوتونی از تابش مشخصه ساطع می شود. بنابراین، یونیزاسیون و تحریک اتم های مواد ساده منجر به هیچ تغییری در ساختار فیزیکوشیمیایی محیط تابش شده نمی شود.

هنگام تابش مولکول های پیچیده متشکل از تعداد زیادی اتم مختلف، وضعیت متفاوت است. (مولکول های پروتئین و سایر ساختارهای بافتی).اثر مستقیم تابش بر درشت مولکول ها منجر به تفکیک آنها می شود، یعنی. برای شکستن پیوندهای شیمیایی به دلیل یونیزاسیون و تحریک اتم ها. اثر غیرمستقیم تابش بر روی مولکول های پیچیده از طریق محصولات رادیولیز آب آشکار می شود که بخش عمده ای از توده بدن (تا 75٪) را تشکیل می دهد. به دلیل جذب انرژی، مولکول آب یک الکترون از دست می دهد که به سرعت انرژی خود را به مولکول های آب اطراف منتقل می کند:

H 2 O \u003d > H 2 O + + e – .

در نتیجه، یون ها، رادیکال های آزاد، یون های رادیکال با الکترون جفت نشده (H، OH، هیدروپراکسید HO 2)، پراکسید هیدروژن H 2 O 2، اکسیژن اتمی تشکیل می شوند:

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

اچ + O 2 = > اما 2 ; اما 2 + NO 2 => H 2 O 2 + 2O.

رادیکال های آزاد حاوی الکترون های جفت نشده بسیار واکنش پذیر هستند. طول عمر یک رادیکال آزاد از 10-5 ثانیه تجاوز نمی کند. در این مدت، محصولات حاصل از رادیولیز آب یا با یکدیگر ترکیب می شوند یا با مولکول های پروتئین، آنزیم ها، DNA و سایر ساختارهای سلولی وارد واکنش های زنجیره ای کاتالیزوری می شوند. ناشی از رادیکال های آزاد واکنش های شیمیاییبا بازدهی بالا توسعه یافته و صدها و هزاران مولکول را درگیر این فرآیند می کند که تحت تأثیر تشعشع قرار نمی گیرند.

عمل پرتوهای یونیزان بر روی اجسام بیولوژیکی را می توان به سه مرحله تقسیم کرد که در آن رخ می دهد سطوح مختلف:

1) در سطح اتمی - یونیزاسیون و برانگیختگی اتم ها که در یک زمان از مرتبه 10 -16 - 10 -14 ثانیه رخ می دهد.

2) در سطح مولکولی - تغییرات فیزیکی و شیمیایی در ماکرومولکول ها ناشی از اثر مستقیم و رادیولیتیک تشعشع که منجر به اختلال در ساختارهای درون سلولی برای مدت زمان 10-10-10-6 ثانیه می شود.

3) در سطح بیولوژیکی - نقض عملکرد بافت ها و اندام ها که طی یک دوره چند ثانیه تا چند روز یا هفته (با ضایعات حاد) یا در طول سال ها یا دهه ها (اثرات طولانی مدت قرار گرفتن در معرض) ایجاد می شود.

سلول اصلی یک موجود زنده سلولی است که هسته آن در انسان حاوی 23 جفت کروموزوم (مولکول DNA) است که حامل یک رمزگذاری شده است. اطلاعات ژنتیکیکه تولید مثل سلولی و سنتز پروتئین درون سلولی را فراهم می کند. بخش‌های جداگانه‌ای از DNA (ژن‌ها) که مسئول تشکیل هر صفت ابتدایی یک ارگانیسم هستند، به ترتیب کاملاً مشخص روی کروموزوم قرار دارند. خود سلول و ارتباط آن با محیط خارج سلولی توسط یک سیستم پیچیده از غشاهای نیمه تراوا حفظ می شود. این غشاها جریان آب، مواد مغذی و الکترولیت ها را به داخل و خارج سلول تنظیم می کنند. هر گونه آسیب می تواند حیات سلول یا توانایی آن را برای تولید مثل تهدید کند.

در میان اشکال مختلف اختلالات، آسیب DNA از همه مهمتر است. با این حال، سلول دارای سیستم پیچیده ای از فرآیندهای ترمیم، به ویژه در داخل DNA است. اگر بازیابی کامل نباشد، ممکن است یک سلول زنده اما تغییر یافته (جهش یافته) ظاهر شود. ظاهر و تولید مثل سلول های تغییر یافته می تواند علاوه بر تابش، تحت تأثیر عوامل دیگری باشد که هم قبل از قرار گرفتن در معرض اشعه و هم بعد از آن ایجاد می شوند.

در ارگانیسم های بالاتر، سلول ها به بافت ها و اندام هایی سازماندهی می شوند که وظایف مختلفی را انجام می دهند، به عنوان مثال: تولید و ذخیره انرژی، فعالیت ماهیچه ای برای حرکت، هضم غذا و دفع مواد زائد، تامین اکسیژن، جستجو و از بین رفتن سلول های جهش یافته و غیره. هماهنگی این نوع فعالیت های بدن توسط سیستم های عصبی، غدد درون ریز، خون ساز، ایمنی و سایر سیستم ها انجام می شود که به نوبه خود از سلول ها، اندام ها و بافت های خاصی نیز تشکیل شده اند.

توزیع تصادفیاعمال جذب انرژی ایجاد شده توسط تابش می تواند به بخش های حیاتی مارپیچ دوگانه DNA و سایر درشت مولکول های سلول به روش های مختلف آسیب برساند. اگر تعداد قابل توجهی از سلول ها در یک اندام یا بافت مرده باشند یا نتوانند تولید مثل یا عملکرد طبیعی داشته باشند، ممکن است عملکرد اندام از بین برود. در یک اندام یا بافت تحت تابش، فرآیندهای متابولیک مختل می شود، فعالیت سیستم های آنزیمی سرکوب می شود، رشد بافت کاهش می یابد و متوقف می شود، ترکیبات شیمیایی جدیدی ظاهر می شوند که مشخصه بدن نیستند - سموم. اثرات پرتوهای ناخواسته نهایی به دو دسته تقسیم می شوند جسمی و ژنتیکی

جلوه های جسمیخود را مستقیماً در فرد در معرض یا به عنوان ظاهر می کنند اثرات قابل تشخیص زودهنگامقرار گرفتن در معرض (حاد یا مزمن) بیماری تشعشعو آسیب های ناشی از تشعشع موضعی) یا هر دو اثرات بلند مدت(کاهش امید به زندگی، بروز تومورها یا سایر بیماری ها) که چندین ماه یا چند دهه پس از تابش خود را نشان می دهد. . اثرات ژنتیکی یا ارثی- اینها پیامدهای تابش ژنوم سلولهای زاینده است که ارثی است و باعث ناهنجاری های مادرزادی و سایر اختلالات در فرزندان می شود. این اثرات قرار گرفتن در معرض می تواند بسیار طولانی مدت باشد و در چندین نسل از افراد گسترش یابد.

شدت اثر اثرات مضر به بافت خاص تحت تابش و همچنین به توانایی بدن برای جبران یا ترمیم آسیب بستگی دارد.

توانایی بازسازی سلول ها بستگی دارد از سن فرددر زمان پرتودهی، بر جنسیت، وضعیت سلامتی و استعداد ژنتیکی ارگانیسم، و همچنین در اندازه دوز جذب شده(انرژی تابشی جذب شده در واحد جرم بافت بیولوژیکی) و در نهایت از نوع تابش اولیهکه روی بدن تاثیر می گذارد.

1.2. اثرات آستانه و غیر آستانه در قرار گرفتن در معرض انسان

مطابق با مفاهیم مدرن ارائه شده در نشریه ICRP 60 و زیربنای استانداردهای ایمنی پرتوی روسیه NRB-99، اثرات مضر احتمالی قرار گرفتن در معرض سلامتی به دو نوع تقسیم می‌شوند: اثرات آستانه (تعیین کننده) و غیر آستانه (تصادفی).

1.اثرات قطعی (آستانه). - بیماری های تشعشعات زودهنگام تشخیص داده شده بالینی را با آستانه دوزی که کمتر از آن رخ نمی دهند و بالاتر - شدت اثرات به دوز بستگی دارد.این موارد عبارتند از بیماری تشعشع حاد یا مزمن، آب مروارید پرتوی، اختلال در عملکرد تولید مثل، آسیب زیبایی به پوست، آسیب دیستروفیک به بافت های مختلف و غیره.

حادبیماری تشعشع پس از تجاوز از یک دوز آستانه معینی از یک بار مواجهه رخ می دهد و با علائمی مشخص می شود که به سطح دوز دریافتی بستگی دارد (جدول 1.1). مزمنبیماری تشعشع با قرار گرفتن در معرض مکرر سیستماتیک ایجاد می شود، در صورتی که دوزهای منفرد کمتر از مواردی باشد که باعث صدمات حاد تشعشع می شود، اما به طور قابل توجهی بالاتر از حد مجاز باشد. علائم بیماری پرتوی مزمن عبارتند از تغییر در ترکیب خون (کاهش تعداد لکوسیت ها، کم خونی) و تعدادی از علائم ناشی از سیستم های عصبیس علائم مشابه در سایر بیماری‌های مرتبط با ضعف ایمنی رخ می‌دهد، بنابراین اگر حقیقت قرار گرفتن در معرض به طور قطعی ثابت نشود، تشخیص بیماری پرتوی مزمن بسیار دشوار است.

در بسیاری از اندام‌ها و بافت‌ها، روندی پیوسته از دست دادن و جایگزینی سلول وجود دارد. افزایش تلفات را می توان با افزایش نرخ جایگزینی جبران کرد، اما ممکن است کاهش موقت و گاهی دائمی در تعداد سلول هایی که قادر به حفظ عملکرد یک اندام یا بافت هستند نیز وجود داشته باشد.

از دست دادن سلول در نتیجه می تواند یک اختلال شدید ایجاد کند که می تواند از نظر بالینی تشخیص داده شود. بنابراین، شدت اثر مشاهده شده بستگی به دوز تابش و یک آستانه وجود داردکه در زیر آن از دست دادن سلول بسیار کوچک است که به طور محسوسی عملکرد بافت یا اندام را مختل کند. علاوه بر مرگ سلولی، تشعشع می‌تواند به روش‌های دیگری نیز باعث آسیب بافت شود: با تأثیر بر عملکردهای بافتی متعدد، از جمله تنظیم فرآیندهای سلولی، پاسخ‌های التهابی، سرکوب سیستم ایمنی، سیستم خونساز (مغز استخوان قرمز). همه این مکانیسم ها در نهایت شدت اثرات قطعی را تعیین می کنند.

مقدار دوز آستانه با حساسیت پرتوی سلول های اندام یا بافت آسیب دیده و توانایی بدن برای جبران یا بازگرداندن چنین آسیبی تعیین می شود. به عنوان یک قاعده، اثرات قطعی تابش خاص است و تحت تأثیر سایر عوامل فیزیکی ایجاد نمی شود و رابطه بین تأثیر و قرار گرفتن در معرض ابهام (جبرگرا) است. دوزهای آستانه برای وقوع اثرات قطعی منجر به مرگ قریب الوقوع بزرگسالان در جدول 1.2 آورده شده است. در مورد قرار گرفتن در معرض طولانی مدت مزمن، همان اثرات در مجموع دوزهای بالاتر نسبت به مواجهه منفرد رخ می دهد.

آستانه دوز متوسط برای وقوع اثرات قطعی در جدول آورده شده است. 1.1 - 1.3. شدت اثر (درجه شدت آن)

در افرادی که حساسیت پرتویی بالاتری دارند (کودکان، افراد با سلامت ضعیف، افراد دارای موارد منع پزشکی برای کار با منابع پرتو) افزایش می یابد. برای چنین افرادی، مقادیر آستانه دوز نشان داده شده در جدول 1.1 ممکن است 10 بار یا بیشتر کمتر باشد.

جدول 1.1. تاثیر دوزهای مختلف پرتو بر سلامت یک بزرگسال

با یک تابش

معادل دوز	انواع اثرات جسمانی در بدن انسان
0.1 - 0.2 رم (1 - 2 mSv)	میانگین دوز سالانه تابش طبیعی برای ساکنان زمین در سطح دریا (بدون تأثیر تا 5 تا 10 میلی‌Sv)
(20 - 50mSv)	حدود ایمن دوز سالانه تشعشع تعیین شده توسط هنجارها برای پرسنل کار با منابع تشعشع (به جدول 1.4 مراجعه کنید)
تا 10 - 20 رم (100 - 200 mSv)	تغییرات موقتی و عادی کننده سریع در ترکیب خون؛ احساس خستگی. با قرار گرفتن در معرض سیستماتیک - سرکوب سیستم ایمنی، ایجاد بیماری مزمن تشعشع
	تغییرات متوسط در ترکیب خون، ناتوانی قابل توجه، در 10٪ موارد - استفراغ. با یک بار تابش، وضعیت سلامتی عادی می شود
	شروع بیماری تشعشع حاد (RS). کاهش شدید ایمنی
	شکل خفیف LB حاد. لنفوپنی شدید و طولانی مدت؛ در 30 تا 50 درصد موارد - استفراغ در روز اول پس از تابش
250 - 400 رم (2.5 - 4 Sv)	LB با شدت متوسط. تهوع و استفراغ در روز اول. کاهش شدید لکوسیت ها در خون. در 20% موارد مرگ 2-6 هفته پس از مواجهه اتفاق می افتد
400 - 600 رم	شکل شدید LB. خونریزی های زیر جلدی. در 50 درصد موارد مرگ در عرض یک ماه اتفاق می افتد
	شکل بسیار شدید LB. 2-4 ساعت پس از تابش - استفراغ، خونریزی زیر جلدی متعدد، اسهال خونی. لکوسیت ها به طور کامل ناپدید می شوند. در 100٪ موارد، مرگ ناشی از بیماری های عفونیو خونریزی های داخلی

توجه داشته باشید. در حال حاضر، تعدادی از عوامل ضد تشعشع وجود دارد و تجربه موفقی در درمان بیماری تشعشع انباشته شده است، که امکان جلوگیری از مرگ در دوزهای 10 Sv (1000 rem) را ممکن می سازد.

جدول 1.2. محدوده مواجهه حاد منجر به مرگ انسان

وابستگی بقا به دوز تابش با میانگین دوز جذب شده D 50/60 مشخص می شود که در آن نیمی از افراد پس از 60 روز می میرند. برای یک بزرگسال سالم، چنین دوزی (به طور متوسط در کل بدن) 3 تا 5 گری (گری) برای مواجهه حاد است (جدول 1.2).

در شرایط تولید، وقوع اثرات قطعی تنها در یک حادثه تشعشع ممکن است، زمانی که منبع تشعشع در حالت کنترل نشده باشد. در این مورد، قرار گرفتن در معرض افراد با انجام اقدامات فوری - مداخلات محدود می شود. معیارهای دوز اتخاذ شده در NRB-99 برای مداخله فوری در صورت حادثه تشعشع بر اساس داده‌های مربوط به دوزهای آستانه برای وقوع اثرات قطعی تهدید کننده زندگی است (جدول 1.3).

جدول 1.3. دوزهای آستانه برای وقوع اثرات قطعی

و معیارهای مداخله فوری در حادثه تشعشع

اندام تحت تابش	اثر قطعی	دوز آستانه، Gy	معیارهای مداخله فوری در صورت بروز حادثه - دوز پیش بینی شده در هر 2 روز، گر


	ذات الریه


تیروئید	تخریب غدد
عدسی چشم	ابری شدن
عدسی چشم	آب مروارید
(بیضه ها، تخمدان ها)	عقیمی

حدود دوز قرار گرفتن در معرض شغلی تعیین شده ده ها و صدها برابر کمتر از دوزهای آستانه برای وقوع اثرات قطعی است، بنابراین وظیفه اصلی ایمنی پرتوهای مدرن محدود کردن احتمال اثرات تصادفی در انسان به دلیل قرار گرفتن در معرض در شرایط عادی است.

2. اثرات تصادفی یا غیر آستانه ای - اثرات طولانی مدت قرار گرفتن در معرض که آستانه دوز ندارند، که احتمال آن با دوز تابش مستقیماً متناسب است و شدت آن به دوز بستگی ندارد.اینها شامل سرطان ها و بیماری های ارثی است که به طور خود به خود در طول سال ها در افراد به دلایل مختلف طبیعی رخ می دهد.

قابلیت اطمینان ارتباط بخشی خاصی از این اثرات با قرار گرفتن در معرض توسط آمارهای پزشکی و اپیدمیولوژیک بین المللی تنها در اوایل دهه 1990 ثابت شد. اثرات تصادفی معمولاً از طریق شناسایی می شوند مدت زمان طولانیپس از تابش و تنها در طول مشاهده طولانی مدت گروه های جمعیتی بزرگ ده ها و صدها هزار نفر. متوسط دوره نهفته در سرطان خون حدود 8 سال و برای انواع دیگر سرطان 2 تا 3 برابر بیشتر است. خطر مرگ ناشی از سرطان به دلیل قرار گرفتن در معرض برای مردان و زنان یکسان نیست و بسته به زمان پس از مواجهه متفاوت است (شکل 1.1).

احتمال دگرگونی بدخیم یک سلول تحت تأثیر میزان دوز تابش است، در حالی که شدت نوع خاصی از سرطان تنها به نوع و محل آن بستگی دارد. لازم به ذکر است که اگر سلول تحت تابش نمرده باشد، توانایی خاصی برای ترمیم کد DNA آسیب دیده دارد. اگر این اتفاق نیفتاد، در یک بدن سالم فعالیت حیاتی آن مسدود می شود. سیستم ایمنی: سلول بازسازی شده یا از بین می رود یا تا زمان مرگ طبیعی خود تکثیر نمی شود. بنابراین، احتمال بیماری انکولوژیک اندک است و به "سلامت" سیستم ایمنی و عصبی بدن بستگی دارد.

فرآیند تولید مثل سلول‌های سرطانی تصادفی است، اگرچه به دلیل ویژگی‌های ژنتیکی و فیزیولوژیکی، حساسیت افراد به سرطان ناشی از تشعشع بسیار متفاوت است. برخی از افراد مبتلا به بیماری های ژنتیکی نادر می توانند به طور قابل توجهی حساس تر از افراد عادی باشند.

برای افزودن دوزهای کوچک به قرار گرفتن در معرض طبیعی (پس‌زمینه)، احتمال ایجاد موارد سرطان اضافی به طور طبیعی کم است و تعداد موارد مورد انتظاری که می‌توان به دوز اضافی در گروهی از افراد در معرض تماس نسبت داد ممکن است کمتر از 1 باشد، حتی در یک گروه بسیار بزرگی از مردم از آنجایی که پس‌زمینه تابش طبیعی همیشه وجود دارد، و همچنین سطح خود به خودی اثرات تصادفی، هر فعالیت عملی که منجر به قرار گرفتن در معرض اضافی شود، منجر به افزایش احتمال اثرات تصادفی نیز می‌شود. احتمال وقوع آنها مستقیماً متناسب با دوز فرض می شود و شدت تظاهرات وابسته به دوز تابش نیست.

شکل 1.2 رابطه بین قرار گرفتن در معرض و بروز سرطان در جمعیت را نشان می دهد. مشخصه آن سطح قابل توجهی از سرطان های خود به خود در جمعیت و احتمال نسبتاً کم بروز بیماری های اضافی تحت تأثیر تشعشعات است. علاوه بر این، طبق UNSCEAR، بروز خود به خود و مرگ و میر ناشی از سرطان به طور قابل توجهی از کشوری به کشور دیگر و از سالی به سال دیگر در یک کشور خاص متفاوت است. این بدان معنی است که با تجزیه و تحلیل اثرات قرار گرفتن در معرض تابش بر روی گروه بزرگی از افرادی که در معرض همان دوز قرار می گیرند، می توان یک رابطه احتمالی بین دوز پرتو و تعداد سرطان های اضافی ناشی از قرار گرفتن در معرض اشعه ایجاد کرد. با این حال، نمی توان تعیین کرد که کدام بیماری پیامد مواجهه است و کدام یک خود به خود ایجاد شده است.

شکل 1.3 تخمینی از اندازه گروهی از بزرگسالان را نشان می دهد که به طور مساوی در معرض خطر قرار گرفته اند تا به طور قابل اعتماد رابطه بین افزایش را تایید کنند. تعداد کلسرطان در گروه و دوز تشعشع. خط A-Bدر شکل تخمین نظری اندازه گروه مورد نیاز برای شناسایی اثرات تصادفی اضافی تابش با فاصله اطمینان 90٪ را تعیین می کند. بالای این خط ناحیه‌ای است که از نظر تئوری می‌توان ارتباط بین افزایش تعداد اثرات تصادفی در یک گروه و قرار گرفتن در معرض را اثبات کرد. در زیر این خط، اثبات این رابطه از لحاظ نظری غیرممکن است. خط نقطه چین نشان می دهد که برای شناسایی مطمئن اثرات اضافی ناشی از قرار گرفتن در معرض یکنواخت بدن بزرگسالان با فوتون با دوز 20 میلی گی، برابر با حد مجاز دوز شغلی، لازم است حداقل 1 میلیون نفر با چنین دوزی مورد بررسی قرار گیرند. .

بنابراین، وظیفه تضمین ایمنی تشعشع به موارد زیر کاهش می یابد: 1) جلوگیری از اثرات قطعی در کارگران با کنترل منابع تشعشع. 2) کاهش خطر اضافی اثرات تصادفی با محدود کردن دوزهای مواجهه و تعداد افراد در معرض.

1.3. کمیت های دزیمتریک پایه و واحدهای اندازه گیری آنها

فعالیت (الف) – اندازه گیری مقدار یک رادیونوکلئید در یک منبع یا در هر ماده، از جمله بدن انسان. فعالیت برابر است با سرعت واپاشی رادیواکتیو هسته اتم های رادیونوکلئید. ارزش کل فعالیت مشخص کننده خطر بالقوه تشعشع مکانی است که در آن کار با مواد رادیواکتیو انجام می شود.

واحد SI - Bq(بکرل) برابر با 1 فروپاشی در ثانیه ( s -1).

واحد خارج از سیستم - کلید(کوری)؛ 1 Ci \u003d 37 GBq \u003d 3.7 × 10 s -1.

جریان ذرات ( و) تعداد ذرات بنیادی (آلفا، بتا، فوتون‌ها، نوترون‌ها) است که از منبع ساطع می‌شوند یا بر هدف در واحد زمان تأثیر می‌گذارند. واحد اندازه گیری - قسمت / ثانیه، فوتون / ثانیه یا به سادگی s - 1 .

نوع و تعداد ذرات (فوتون) ساطع شده در طول تبدیلات هسته ای بر اساس نوع فروپاشی هسته های رادیونوکلئید تعیین می شود. از آنجایی که جهت انتشار ذرات تصادفی است، جریان در همه جهات از منبع منتشر می شود. کل شار تابشی یک منبع با فعالیت آن توسط رابطه مرتبط است

جایی که v، درصد بازده ذره در هر 100 واپاشی است (در کتابهای مرجع در مورد رادیونوکلئیدها آورده شده است؛ برای رادیونوکلئیدهای مختلف، بازده به طور قابل توجهی متفاوت است، v= 0.01٪ - 200٪ یا بیشتر).

جریان ذرات (F) نسبت تعداد ذرات بنیادی (آلفا، بتا، فوتون ها، نوترون ها) است که به کره ابتدایی نفوذ می کنند به ناحیه بخش مرکزی این کره. فلوئنس، مانند دوز، یک مقدار افزودنی و غیر کاهشی است - مقدار آن همیشه در طول زمان انباشته می شود. واحد اندازه گیری - قسمت / سانتی متر 2، فوتون / سانتی متر 2 یا به سادگی سانتی متر –2 .

چگالی شار ذرات ( ی) - نفوذ در واحد زمان واحد چگالی شار ذرات یا کوانتوم - cm–2 s–1.چگالی شار سطح (شدت) تابش در یک نقطه معین از فضا (یا وضعیت تابش در یک نقطه معین از اتاق) را مشخص می کند.

انرژی (E آر ) - مهمترین ویژگی پرتوهای یونیزان است. در فیزیک هسته ای، از یک واحد انرژی خارج از سیستم استفاده می شود - الکترون ولت (eV). 1 eV = 1.6020×10 -19 J.

دوز قرار گرفتن در معرض (X) - اندازه گیری میزان تخریب یونیزاسیون اتم ها و مولکول های بدن در طول تابش. برابر است با نسبت بار کل همه یون های یک علامت که توسط تابش فوتون در هوا ایجاد می شود به جرم حجم هوای تابش شده. دوز نوردهی فقط برای تابش فوتون با انرژی تا 3 مگا ولت استفاده می شود. در زمینه ایمنی پرتویی از سال 1996 از رده خارج شده است.

واحد SI - C/kg(کولن در کیلوگرم).

واحد خارج از سیستم - آر(اشعه ایکس)؛ 1 P = 2.58×10 -4 C/g؛ 1 C/kg = 3872 R.

دوز جذبی یا به سادگی دوز ( د) - اندازه گیری تأثیر فیزیکی پرتوهای یونیزان بر روی یک ماده (در سطح مولکولی). برابر است با نسبت انرژی تابشی جذب شده در ماده برای تشکیل یون به جرم ماده تابیده شده.

واحد SI - گر(خاکستری)؛ 1 گری = 1 ژول بر کیلوگرم.

واحد خارج از سیستم - خوشحالم(راد – دوز جذب شده اشعه)؛

1 راد = 0.01 گری = 10 میلی گی.

دوز قرار گرفتن در معرض تابش فوتون X = 1Р مطابق با دوز جذب شده در هوا D = 0.87 راد (8.7 mGy) و در بافت بیولوژیکی D = 0.96 راد (9.6 mGy) به دلیل کار متفاوت یونیزاسیون مولکول ها است. برای اهداف عملی ایمنی تابش، می توان در نظر گرفت که 1 R مربوط به 1 راد یا 10 میلی گی است.

دوز معادل (N) - اندازه گیری اثر بیولوژیکی تابش بر یک اندام یا بافت (در سطح سلول ها، اندام ها و بافت های زنده). برابر است با محصول دوز جذب شده توسط فاکتور وزنی تشعشع دبلیو آر ، که کیفیت تابش (قدرت یونیزان خطی) را در نظر می گیرد. برای پرتوهای مختلط، دوز معادل به عنوان مجموع انواع تابش تعریف می شود « آر » :

H = å D آر × دبلیو آر

مقادیر ضریب وزنی تشعشع دبلیو آرتصویب شده در NRB-99. برای تابش آلفا، بتا، فوتون و نوترون برابر هستند:

دبلیو a = 20; دبلیو b= دبلیو g = 1; دبلیو n = 5 - 20(W n به انرژی نوترون بستگی دارد).

واحد SI - Sv(سیورت)؛ برای تابش گاما 1 Sv = 1 گری.

واحد خارج از سیستم - رم(معادل بیولوژیکی راد)؛

1 rem = 0.01 Sv = 10 mSv.

ارتباط با سایر واحدهای دوز:

برای اشعه ایکس، بتا و گاما 1 Sv = 1 Gy = 100 rem » 100 R;

برای تابش آلفا (W R \u003d 20) 1 Gy \u003d 20 Sv یا 100 Rad \u003d 2000 rem.

برای تشعشعات نوترونی، دوز جذب شده 1 راد (10 میلی گی) با دوز معادل 5-20 rem (50-200 mSv)، بسته به انرژی نوترون ها مطابقت دارد.

دوز موثر (E) - اندازه گیری خطر وقوع اثرات تصادفی از راه دور (در دوزهای کم تابش)، با در نظر گرفتن حساسیت پرتویی نابرابر اندام ها و بافت ها. با تابش یکنواخت کل بدن، دوز موثر با معادل برابر است: E = H،جایی که اچ- دوز معادل یکسان برای همه اندام ها و بافت ها .

در صورت قرار گرفتن در معرض ناهموار، دوز موثر به عنوان مجموع اندام ها و بافت ها تعیین می شود. "تی" :

E = å H تی × دبلیو تی(T = 1 ... 13)،

که در آن H T دوز معادل اندام یا بافت "T »; دبلیو تی – ضریب وزنی حساسیت پرتوی یک عضو (بافت) . مقادیر W T در NRB-99 برای 13 اندام (بافت) پذیرفته شده است، در مجموع آنها به یک می رسند (جدول 2.1 را ببینید). واحد دوز موثر - mSv(میلی سیورت).

دوز جمعی ( س) معیاری است برای آسیب احتمالی جامعه از از دست دادن احتمالی سالهای انسانی زندگی کامل جمعیت به دلیل تحقق پیامدهای دراز مدت قرار گرفتن در معرض. این برابر است با مجموع دوزهای موثر سالانه فردی E i دریافت شده توسط یک تیم از N نفر:

S= å E من (i = 1...N).

واحد - man-Sv(مرد-سیورت).

برای توجیه هزینه‌های حفاظت از تشعشع در NRB-99، فرض می‌شود که قرار گرفتن در معرض دوز جمعی S = 1 man-Sv منجر به آسیب احتمالی برابر با از دست دادن 1 سال انسان از زندگی کاری جمعیت می‌شود.

میزان دوز ( , , یا ) مشتق زمانی مقدار دوز مربوطه است (یعنی میزان تجمع دوز). نسبت مستقیم با چگالی شار ذرات j , بر روی بدن اثر می گذارد. علاوه بر چگالی شار، نرخ دوز وضعیت تشعشع (سطح تابش) را در نقطه اتاق یا در قلمرو مشخص می کند.

معمولاً از اختصارات زیر استفاده می شود:

MD (MPD)– میزان دوز (دوز جذبی) ( 1 µGy/h = 100 µrad/h);

MEDنرخ دوز معادل است ( 1 µSv/h = 100 µrem/h).

پس زمینه طبیعی سطح تابش گامای طبیعی است که به طور متوسط در سطح دریا به دلیل 1/3 پرتوهای کیهانی و 2/3 از تابش رادیونوکلئیدهای طبیعی موجود در پوسته زمینو مواد. تابش پس زمینه طبیعی را می توان بر حسب واحد چگالی شار فوتون (j) یا بر حسب واحد نرخ دوز اندازه گیری کرد.

سطح تابش گامای طبیعی (پس زمینه) در فضای بازدر واحدهای میزان دوز مواجهه در محدوده = است (8-12) µR/h. این مربوط به چگالی شار است j حدود 10 فوتون / (cm 2 s) و همچنین:

در واحدهای MPD = (8-12) mcrad/h =(0.08-0.12) µGy/h=(80-120) nGy/h،

در واحدهای DER = = (0.08-0.12) µSv/h = (80-120) nSv/h.

در برخی ساختمان ها، به دلیل افزایش غلظت رادیونوکلئیدهای طبیعی در مصالح ساختمانی، مجاز است تا 0.2 میکروSv/h از DER تابش گامای طبیعی بالاتر از سطح زمینه در مناطق باز فراتر رود. تا (0.25-0.35) µSv/h.

در برخی از نقاط جهان، پس زمینه طبیعی می تواند برسد
(0.5-0.6) µSv/h که باید نرمال در نظر گرفته شود.

بنابراین دوز سالانه تابش طبیعی (دریافت شده در 8760 ساعت) می تواند بین 0.8-1 mSv تا 2-6 mSv برای ساکنان مختلف زمین باشد.

1.4. مفاد اساسی استانداردهای ایمنی پرتو NRB-99

استانداردهای ایمنی پرتو NRB-99 برای اطمینان از ایمنی انسان در تمام شرایط قرار گرفتن در معرض پرتوهای یونیزان با منشاء مصنوعی یا طبیعی استفاده می شود.

با توجه به امکانات کنترل منبع و کنترل نوردهی، هنجارها متفاوت است چهار نوع قرار گرفتن در معرض تابش به ازای هر نفر :

· از منابع فناورانه در شرایط عملکرد عادی آنها (منبع و حفاظت در برابر تشعشع تحت کنترل و مدیریت هستند).

به همین ترتیب، در شرایط حادثه تشعشع (قرار گرفتن در معرض کنترل نشده)؛

از منابع طبیعی تابش (قرار گرفتن در معرض کنترل نشده)؛

از منابع پزشکی به منظور تشخیص و درمان بیماری ها.

الزامات محدود کردن قرار گرفتن در معرض تابش در NRB-99 به طور جداگانه برای هر نوع قرار گرفتن در معرض تابش فرموله شده است. دوز کل از هر چهار نوع مواجهه در نظر گرفته نمی شود.

تکنولوژیک منابع مصنوعی نامیده می شودبه طور خاص توسط انسان ساخته شده است برای برنامه مفیدتابش - تشعشع(ابزار، دستگاه‌ها، تأسیسات، از جمله رادیونوکلئیدهای طبیعی غلیظ خاص)، یا منابعی که هستند محصولات جانبیفعالیت های انسانی (مانند زباله های رادیواکتیو).

الزامات قوانین اعمال می شود به منابعی که می توان از طریق آنها قرار گرفتن در معرض را کنترل کرد. از کنترل منابع تشعشعی آزاد می شوند که قادر به ایجاد نیستند دوز مؤثر سالانه بیش از 10 میکروSvو دوز جمعی بیش از 1 انسان-Sv در سال تحت هر شرایطی که از آنها استفاده می شود (خطر افزایش اثرات تصادفی در چنین دوزهایی ناچیز است و از 10 - 6 1 / مرد در سال تجاوز نمی کند).

هدف اصلی ایمنی در برابر تشعشعاتحفاظت از سلامت عمومی، از جمله پرسنل، در برابر اثرات مضر تشعشعات، بدون محدودیت های غیر منطقی فعالیت مفید هنگام استفاده از تشعشعات در زمینه های مختلف اقتصاد، در علم و پزشکی.

برای اطمینان از ایمنی تشعشع در حین کارکرد عادی منابع، سه اصل اساسی RB:

· اصل توجیه - ممنوعیت هر نوع فعالیت در استفاده از منابع تشعشعی که در آن منفعت دریافتی برای فرد و جامعه بیش از خطر نباشد. آسیب احتمالیناشی از قرار گرفتن در معرض اضافی؛

· اصل جیره بندی – عدم تجاوز از حدود مجازدوزهای مواجهه فردی شهروندان از همه منابع مواجهه؛

· اصل بهینه سازی - نگهداری در پایین ترین سطح ممکن و قابل دستیابیبا در نظر گرفتن عوامل اقتصادی و اجتماعی دوزهای مواجهه فردی و تعداد افراد در معرض(در عمل بین المللی، این اصل با نام ALARA - As Low As Reasonably Achievable - As low as reasonably achievable شناخته می شود).

الزامات NRB-99 برای محدود کردن قرار گرفتن در معرض انسان در شرایط کنترل شده (در طول عملکرد عادی منابع تابش).

1. دسته های زیر از افراد در معرض ایجاد شده است:

· پرسنل گروه A(افرادی که مستقیماً با منابع تکنولوژیک کار می کنند)؛

· کارکنان گروه B(افرادی که با توجه به شرایط کار در حوزه نفوذ خود قرار دارند).

· جمعیت (کلیه افراد اعم از پرسنل خارج از محدوده و شرایط فعالیت های تولیدی).

پرسنل گروه A شامل افرادی با حداقل 20 سال سن هستند که منع مصرف پزشکی برای کار با پرتوهای یونیزان ندارند، که تحت آموزش های ویژه قرار گرفته اند و متعاقباً تحت معاینه پزشکی سالانه قرار می گیرند. پرسنل گروه B - افراد زیر 18 سال (از جمله دانش آموزانی که تحت عمل آزمایشگاهی هستندبا منابع). در رده "جمعیت"، به عنوان یک قاعده، کودکان 0 سال و بالاتر جدا می شوند. بسیاری از مفاهیم در NRB-99 استاندارد شده اند، به عنوان مثال، میانگین امید به زندگی در هنگام در نظر گرفتن خطر اثرات غیر آستانه برابر با 70 سال در نظر گرفته می شود.

· حدود دوز پایه (PD) – چنین مقادیری از دوز مؤثر سالانه فردی که بیش از آن نباشدحذف کامل اثرات قطعی آستانه را تضمین می کند و احتمال اثرات غیرآستانه ای تصادفی از خطر قابل قبول جامعه تجاوز نمی کند.

· سطوح مجاز (DU) مشتقاتی از حدود دوز اصلی برای ارزیابی وضعیت تابش هستند. در تک عاملیقرار گرفتن در معرض از منابع خارجی میانگین نرخ دوز مجاز سالانه در محل کار است ( DMD );

· سطوح مرجع (CL) - سطوح دوز قرار گرفتن در معرض، فعالیت ها، تراکم شار و غیره که در واقع در سازمان به دست می آید، کاهش قرار گرفتن در معرض پرسنل را تا حد معقولی که از طریق اقدامات حفاظت در برابر تشعشعات قابل دستیابی باشد، تضمین می کند.

3. حدود دوز پایه (PD) شامل نمی شوددوزهای ناشی از قرار گرفتن در معرض طبیعی و پزشکی، و همچنین دوزهای ناشی از حوادث پرتوی. این نوع قرار گرفتن در معرض محدودیت های خاصی است. مقادیر AP برای دسته بندی افراد در معرض در جدول 1.4 آورده شده است و جدول 1.5 مقادیر AMD را برای زمان استاندارد سالانه قرار گرفتن در معرض نشان می دهد.

4. دوز قرار گرفتن در معرض موثر برای پرسنل در یک دوره 50 ساله فعالیت کارگرینباید از 1000 mSv تجاوز کند و برای جمعیت در یک دوره زندگی 70 ساله - 70 mSv.

5. با قرار گرفتن همزمان فرد در معرض منابع تشعشع خارجی و داخلی (تابش چند عاملی) حدود دوز اصلی نشان داده شده در جدول 1.4 اشاره دارد کل دوز سالانهبه دلیل همه عوامل بنابراین، مقادیر DU (DMA) برای هر فاکتور مواجهه به طور جداگانه باید کمتر از جدول 1.5 در نظر گرفته شود.

6. برای زناندر سنین زیر 45 سال، که به پرسنل گروه A اختصاص داده شده است، محدودیت های اضافی معرفی شده است: دوز معادل در قسمت پایین شکم نباید از 1 mSv در ماه تجاوز کند. تحت این شرایط، دوز موثر تابش جنین به مدت 2 ماه است. حاملگی ناشناخته از 1 mSv تجاوز نخواهد کرد. پس از احراز واقعیت بارداری، اداره شرکت موظف است زن را به شغلی غیر مرتبط با تشعشع منتقل کند.

7. قرار گرفتن در معرض افزایش برنامه ریزی شدهبالاتر از حد دوز تعیین شده (PD = 50 mSv از نظر دوز موثر) در هنگام انحلال یا جلوگیری از یک حادثه فقط در صورتی مجاز است که برای نجات افراد و (یا) جلوگیری از قرار گرفتن در معرض آنها ضروری باشد. چنین تابش فقط برای مردان بالای 30 سال تنها با رضایت کتبی داوطلبانه آنها پس از اطلاع از دوزهای احتمالی و خطرات سلامتی مجاز است. قرار گرفتن در معرض دوزهای تا 2 PD (100 mSv) یا تا 4 PD (200 mSv) فقط با مجوز ارگان های مربوطه منطقه ای یا فدرال نظارت بهداشتی و اپیدمیولوژیک ایالتی و فقط برای افرادی که به عنوان پرسنل گروه A طبقه بندی می شوند مجاز است.

8. قرار گرفتن در معرض در دوزهای بالاتر از 4 PD (200 mSv)به عنوان بالقوه خطرناک در نظر گرفته می شود. افرادی که در چنین دوزهایی در معرض تشعشع هستند، کار بعدی با منابع پرتو تنها به صورت فردی با تصمیم کمیسیون پزشکی ذیصلاح مجاز است.

موارد افزایش قرار گرفتن در معرض برنامه ریزی نشدهدر انسان در دوزهای بالاتر از حد قرار گرفتن در معرض بررسی هستند.

جدول 1.4. حدود دوز پایه

**تمام مقادیر PD و DU برای پرسنل گروه B برابر است 1 / 4 از مقادیر مربوطه برای پرسنل گروه A.

جدول 1.5. سطوح مجاز برای قرار گرفتن در معرض خارجی تک عاملی

2.1. آمادگی برای کار

هدف کار

1. ارزیابی ایمنی پرتویی دانشجویان و کارکنان آزمایشگاه هنگام کار با منبع رادیونوکلئیدی مهر و موم شده پرتو گاما.

2. بررسی قانون تضعیف تابش گاما با فاصله از منبع.

3. تأیید قرائت های دزیمترهای مختلف با محاسبه نرخ دوز.

تجهیزات و مواد کاربردی

1. منبع رادیونوکلئیدی بسته تشعشع گاما با ایزوتوپ 27 Co 60 (کبالت-60) که در یک ظرف محافظ ساخته شده از سرب با ضخامت دیواره 10 سانتی متر قرار داده شده است. هماهنگ کننده(یک کانال باز کننده که به دست آوردن یک پرتو محدود از تابش g را ممکن می کند).

2. کالسکه متحرک و خط کش با تقسیم بندی برای اندازه گیری فاصله منبع تا سنسور اندازه گیری (دتکتور).

3. دزیمتر با آشکارسازهایی که تشعشعات گاما را ثبت می کنند.

ویژگی های اصلی نصب با منبع تابش گاما

مدت، اصطلاح "منبع رادیونوکلئید مهر و موم شده" به معنی یک محصول فنی، که طراحی آن از انتشار مواد رادیواکتیو جلوگیری می کندبه محیط تحت شرایط استفاده و سایش که برای آن طراحی شده است. کبالت منبع گاما GIK-2-9 یک کپسول فولادی ضد زنگ مهر و موم شده (سیلندری 10×10 میلی متر) است که داخل آن یک ایزوتوپ رادیواکتیو Co-60 قرار دارد. جریان مفید گاما کوانتا آزادانه از طریق دیواره های نازک کپسول (با فیلتراسیون کمی) نفوذ می کند. برای اهداف این کار، منبع را می توان منبع نقطه ای، همسانگرد و تک انرژی در نظر گرفت.

برای محافظت در برابر تشعشعات گاما، منبع GIK-2-9 در یک محفظه سربی با ضخامت دیواره x = 10.5 سانتی متر قرار می گیرد، که در آن یک کانال تطبیق دهنده بسته شده با یک پلاگین سربی وجود دارد. هنگامی که دوشاخه جدا می شود، یک پرتو در حال گسترش کمی از تابش گاما به دست می آید که به دور از افراد هدایت می شود. در این پرتو اندازه گیری میزان دز در فواصل مختلف از منبع انجام می شود.

در گزارش کار از پوستر آزمایشگاهی باید بنویسید:

طرح یک ظرف محافظ با منبع (در بخش)؛

انرژی فوتون تابش گامای کبالت (Еg = 1.25 مگا ولت).

نیمه عمر ایزوتوپ Co-60 (T 1/2 = 5.27 سال).

فعالیت اولیه منبع ao(Bq) و تاریخ تصدیق منبع؛

میزان دوز قرار گرفتن در معرض گذرنامه در فاصله 1 متری (µR/h)؛

مقدار ثابت گامای کبالت-60 G (nGy × m 2 / (s × GBq))

2.2. ارزیابی ایمنی تشعشع هنگام کار با منبع

افراد مقیم آزمایشگاه دزیمتری به دستور دانشگاه به عنوان پرسنل گروه A (معلمان و کارکنان) و پرسنل گروه B (دانشجو) طبقه بندی می شوند. حدود مجاز دوز موثر سالانه طبق NRB-99 برای آنها به ترتیب PD A = 20 mSv و PD B = 5 mSv است.

برای ارزیابی ایمنی تشعشعات، باید دوز موثر سالانه یک کارگر را تخمین زد و اجزای ساخته شده توسط انسان را از طبیعی جدا کرد. برای چنین اندازه‌گیری‌هایی، مناسب‌ترین دزیمتر دیجیتال قابل حمل MKS-08، که در حالت اندازه‌گیری نرخ دوز معادل (µSv/h) گنجانده شده است. توجه:برای به دست آوردن قرائت صحیح، ابزار باید با آشکارساز ( سمت عقببدن) به منبع تشعشع.

1. پس از قدم زدن در اتاق آزمایشگاه با دزیمتر، شناسایی تشعشع را انجام دهید، i.e. پیدا کردن مکان با افزایش سطحتابش گاما توصیه می شود DER را روی سطح تمام دستگاه هایی که با علائم خطر تشعشع مشخص شده اند اندازه گیری کنید(ظروف، گاوصندوق، مجموعه ای از منابع روی دسکتاپ های دیگر). مقادیر DER را برای 3-4 نقطه مشخصه در گزارش ثبت کنید و آنها را در پلان طبقه نشان دهید.

2. مقدار متوسط پس زمینه طبیعی (میزان دوز معادل f) را در نقاطی که در حداکثر فاصله از منابع مصنوعی قرار دارند و همچنین در صورت امکان در خارج از پنجره تعیین کنید (در این مورد به تفاوت قرائت ها توجه کنید. خارج از پنجره و داخل اتاق).

3. مقدار متوسط نرخ دوز معادل rm را در محل کار، که تا حد امکان نزدیک به منبع قرار دارد، اندازه گیری کنید. با بالاترین سطح تابش کانال منبع تطبیق دهنده باید باز باشد، یعنی. بدترین محیط تشعشع را ایجاد کرد. با تفریق، مولفه فن‌آوری نرخ دوز معادل را پیدا کنید:

R.m - f

4. در شرایط یکسان، میزان دوز موثر را در محل کار محاسبه کنید. برای انجام این کار، لازم است تابش ناهموار اندام ها و بافت های بدن در نزدیکی منبع، به عنوان مثال، در نظر گرفته شود. DER T را برای 13 اندام و بافت اندازه گیری کنید، و سپس آنها را در ضرایب وزنی حساسیت پرتوی W T ضرب کنید. در شرایط ما، کافی است خود را به اندازه گیری های چهار نقطه کنترل بدن محدود کنیم: 1 - سر، 2 - سینه، 3 - غدد جنسی، 4 - پا، و برای آنها، ضرایب وزنی بزرگ شده W K را در نظر بگیرید (جدول 2.1 را ببینید).

برای موقعیت پذیرفته شده بدن در محل کار ("نشسته" یا "ایستاده" طبق دستور معلم)، میزان دوز معادل K را در چهار نقطه کنترل اندازه گیری کنید. از تمام قرائت‌ها میانگین پس‌زمینه طبیعی را کم کنید f تعریف شده در بند 2.

= Σ (K · W K)، (2.1)

که در آن k = 1…4 عدد کنترل است نقاط بدن, K – جزء فناورانه DER و W K – ضریب وزنی اندامها و بافتها برای هر نقطه (جدول 2.1).

جدول 2.1. برای تعیین میزان دوز موثر در محل کار

نقطه کنترل K	اندام ها (بافت ها)	ضرایب وزنی
		W T (NRB-99)
	1. غده تیروئید
	2. "بقیه"
	3. قرمز استخوان مغز

	5. معده
	6. غده سینه

	8. مری

	10. روده بزرگ
	11. مثانه

	13. سلول های سطوح استخوانی
جمع را بررسی کنید

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

ضریب عدم یکنواختی تشعشع را برابر با نسبت دوز مؤثر به قرائت های یک دزیمتر بیابید:

α = /

و نتیجه گیری شود که آیا در شرایط داده شده مصلحت است که هنگام تعیین دوز موثر، ناهمواری نوردهی را در نظر بگیریم.

6. با فرض اینکه دانش آموز در تمام 16 ساعت کارگاه آزمایشگاهی در این محل کار است، حداکثر دوز موثر ممکن مواجهه فنی دانش آموز را برای سال جاری تعیین کنید:

E stud = 16.

7. بر اساس همین ملاحظات، حداکثر دوز ممکن سالانه پرسنل گروه A را با فرض زمان استاندارد کاری کارکنان 1700 ساعت تخمین بزنید:

E pers = 1700.

7. دوز مؤثر را از قرار گرفتن در معرض طبیعی برای همان سال تقویمی (8760 ساعت) تعیین کنید، با این فرض که قرار گرفتن در معرض طبیعی بر اندام ها و بافت های انسان به طور یکنواخت تأثیر می گذارد:

Eat \u003d f 8760.

گسترش احتمالی دوز قرار گرفتن در معرض طبیعی را تخمین بزنید، تقریباً فاصله اطمینان برای حداکثر و حداقل مقادیر پس‌زمینه اندازه‌گیری شده در بند 2 را بپذیرید.

Δ = (حداکثر - حداقل) 8760،

که در آن max، min مقادیر پس زمینه هستند. مقدار دوز سالانه قرار گرفتن در معرض طبیعی را با در نظر گرفتن انتشار احتمالی به شکل E eat ± Δ/2 mSv ارائه دهید.

8. از طریق یک دوز موثر، خطر اضافی طول عمر فردی اثرات غیر آستانه ای در دانش آموزان و کارکنان، 1/(نفر · سال) مرتبط با شرایط کاری پذیرفته شده را ارزیابی کنید:

r = E stud، فارسی r E،

که در آن ضریب ریسک برابر با r E = 5.6 10 – 2 1/ (نفر · · Sv) گرفته شده است.

9. در مورد ایمنی پرتو در آزمایشگاه نتیجه گیری کنید، برای این منظور دوزهای سالانه قرار گرفتن در معرض تکنولوژیک کارکنان و دانش آموزان را با حدود دوز متناظر PD A و PD B مقایسه کنید. فاکتور حاشیه را تا حد دوز محاسبه کنید.

دوزهای قرار گرفتن در معرض فن آوری کارکنان و دانش آموزان را با دوز سالانه مورد انتظار از قرار گرفتن در معرض طبیعی و پراکندگی آن مقایسه کنید.

2.3. حذف وابستگی میزان دوز به فاصله

در این قسمت از کار، لازم است وابستگی نرخ دوز به فاصله تا منبع را با استفاده از سه دزیمتر مختلف در شرایط کولیماتور باز و بسته روی ظرف با منبع اندازه گیری کنیم.

با کولیماتور باز آشکارساز واقع در پرتو پرتو گاما یک منبع نقطه ای را مستقیماً می بیند و تابش مستقیم آن را ثبت می کند. جذب و پراکندگی در هوا در فواصل کوتاه را می توان نادیده گرفت، بنابراین، در این مورد، قانون مربع معکوس: شدت تابش در خلاء با مجذور فاصله از یک منبع نقطه ای همسانگرد نسبت عکس دارد، برای مثال:

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

با کولیماتور بسته آشکارساز تشعشعات را به طور قابل توجهی ضعیف شده (با ضریب 300 یا بیشتر) و پراکنده شده در محافظ سربی ثبت می کند. منبع تابش پراکنده تمام سطح ظرف است، بنابراین، دیگر منبع را نمی توان یک منبع نقطه ای در نظر گرفت و قانون مربع معکوس فقط در فواصل زیاد از آن معتبر است.

برای اندازه گیری آشکارساز دزیمتر انتخاب شده بر روی کالسکه ای نصب شده است که در امتداد یک خط کش با تقسیمات سانتی متری حرکت می کند. توصیه می شود از فاصله دور شروع کنید (r = 150 سانتی متر)، و سپس، به تدریج آشکارساز را به منبع نزدیک کنید، مرزی را پیدا کنید که دستگاه از مقیاس خارج نمی شود. 4-5 قرائت میزان دوز را در فواصل مختلف در محدوده انتخاب شده انجام دهید و پس زمینه را از آنها کم کنید . مقادیر فواصل و میزان دوز را در گزارش مشاهده ثبت کنید (جدول 2.2). اگر دستگاه در واحدهای دیگر کالیبره شده باشد، قرائت های دزیمتر باید به واحدهای DER (µSv/h) در ژورنال تبدیل شوند.

اندازه گیری ها باید با چند ابزار با کولیماتور باز و بسته تکرار شود. در عین حال، باید در نظر گرفت که به دلیل حساسیت متفاوت دزیمترها، برخی از آنها می توانند در پرتو باز "از مقیاس خارج شوند" در حالی که برخی دیگر هنگام بسته شدن چیزی نشان نمی دهند. دستگاه UIM-2-2، کالیبره شده در واحدهای s –1، شار فوتون را از طریق آشکارساز (F) اندازه گیری می کند و نامیده می شود. رادیومتر. برای تبدیل قرائت‌های آن به واحدهای نرخ دوز، باید از وابستگی‌های کالیبراسیون واقع در دسکتاپ استفاده کنید.

نتایج اندازه گیری وابستگی DER به فاصله باید در دو نمودار (یکی برای کولیماتور باز و دیگری برای کولیماتور بسته) ارائه شود. روی هر یک از آنها 3 منحنی اعمال می شود که نقاط آزمایش را صاف می کند.

جدول 2.2. ثبت نرخ معادل دوز

نوع ابزار	واحد	فاصله r، سانتی متر
نوع ابزار	واحد
*کولیماتور باز است*
MKS-01-R
MKS-08-P



*کولیماتور بسته شد*
MKS-01-R
MKS-08-P

توجه داشته باشید:از نشانه هایی که با * مشخص شده اند، پس زمینه طبیعی باید کم شود.

2.4. محاسبه نرخ دوز از فعالیت منبع

محاسبه نرخ دوز به راحتی در قالب جدول انجام می شود. 2.3.

جدول 2.3. مجله برای محاسبه نرخ دوز

	فاصله r، m
	*کولیماتور باز است.* ایزوتوپ:______ G=________ فعالیت A=_______ در تاریخ کار
	منبع محافظت نشده، به استثنای تضعیف هوا نرخ دوز معادل o، µSv/h
ضریب میرایی خطی هوا μ V = ________ سانتی متر -1
	محصول μ B x B (x B \u003d r)
	ضریب ذخیره هوا B ∞ (μ B x V)
	نسبت میرایی هوا K= exp (μ V x V) / V ∞
	منبع محافظت نشده، با توجه به تضعیف هوا: نرخ معادل دوز 1 = o / K
	*کولیماتور بسته است.* ضخامت محافظ سرب x Pb = 10.5 سانتی متر
ضریب میرایی خطی سرب μ *سرب* = ______ سانتی متر - 1
تصحیح ضریب تجمع برای هندسه مانع د =_______
ضریب تجمع حفاظت سرب В Р ب (μx) P ب = _______________
نسبت تضعیف سرب K Pb \u003d انقضا (μx) P b / (B P b d) \u003d _________ بار
	DER با در نظر گرفتن تضعیف سرب: 2 \u003d 1 exp (-μx) Pb B R b d \u003d 1 / K Pb

آ = ao/ 2n، (2.2)

که در آن n تعداد نیمه عمرهایی است که از تاریخ تأیید اندازه گیری منبع تا تاریخ آزمایش گذشته است: n = (t - To) / T 1/2

t تاریخ فعلی آزمایش است، To تاریخ صدور گواهی است، T 1/2 نیمه عمر است (n باید بدون بعد باشد). aoفعالیت اولیه منبع با توجه به گذرنامه است (داده های برگرفته از پوستر آزمایشگاه).

2. به همین ترتیب در تاریخ آزمایش میزان دوز مواجهه گذرنامه را مجدداً محاسبه کنید در فاصله 1 متری از منبع که در پوستر آزمایشگاه در تاریخ تایید آن مشخص شده است. آن را به واحدهای نرخ دوز معادل (µSv/h) تبدیل کنید.

3. مقادیر DER را در فواصل مختلف از منبع خارج از ظرف محافظ محاسبه کنید - o (r)، µSv/h. برای محاسبات، از قانون مربع معکوس استفاده می شود: نرخ دوز از یک منبع همسانگرد نقطه ای با فعالیت آن نسبت مستقیم و با مجذور فاصله تا آن نسبت معکوس دارد:

G · آ/ r 2، nGy /s، (2.3)

نرخ دوز جذب شده کجاست، nGy/s. G ثابت گامای رادیونوکلئید، nGy است × m 2 / (s × GBq)؛ آفعالیت منبع، GBq است. r - فاصله، m.

برای تعیین نرخ دوز معادل (µSv/h)، یک ضریب وزنی تشعشع WR، برابر با یک برای تابش گاما، و یک ضریب تبدیل 3.6 = 3600/1000 به فرمول معرفی می‌شوند:

O(r) = G آ/ r 2 3.6 W R، µSv/h. (2.4)

محاسبات مطابق فرمول (2.4) باید در خط با شماره 2 جدول 2.3 نوشته شود.

برای فاصله r = 1 متر، مقدار DER را با مقدار پاسپورت به دست آمده در مرحله 2 مقایسه کنید.

4. اصلاحی برای کاهش تابش گاما در هوا انجام دهید. ضخامت لایه هوا برابر با فاصله منبع تا آشکارساز، x = r در نظر گرفته می شود.

تعدد ضعیف شدن لایه هوا با ضخامت x V سانتی متر است

K = exp (μ B x B) / B ∞،

که در آن μ V ضریب خطی میرایی هوا است، بسته به انرژی پرتوهای گاما، cm–1. В ∞ ضریب تجمع در هندسه بی نهایت است که سهم تابش پراکنده شده توسط هوا را در نظر می گیرد (بستگی به انرژی پرتوهای گاما و محصول μх دارد). این مقادیر مطابق جداول A.1 و A.2 برای انرژی تابش گامای منبع گرفته شده است.

DER در فواصل مختلف، با در نظر گرفتن تضعیف هوا 1 = o / K، باید در خط 6 جدول 2.3 نوشته شود.

5. مقادیر DER را در فواصل یکسان برای موردی که منبع در یک ظرف سرب بسته است محاسبه کنید (هندسه سپر سرب را می توان مانع در نظر گرفت). تعدد تضعیف حفاظ سرب با ضخامت x P b = 10.5 سانتی متر است.

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

که در آن μRb ضریب میرایی خطی سرب است که از انرژی پرتوهای گاما گرفته شده است (جدول A.1). В Р b ضریب تجمع سرب برای هندسه بی نهایت است که مطابق جدول P.2 گرفته شده است، و d تصحیح هندسه مانع است (فقط به انرژی پرتوهای گاما بستگی دارد)، مطابق جدول P.3. DER با در نظر گرفتن تضعیف در سرب 2 = 1 / К Р b باید در خط 8 جدول 2.3 نوشته شود.

6. نتایج محاسبات مطابق جدول 2.3 باید بر روی دو نمودار متناظر به دست آمده در نتیجه اندازه گیری DER از فاصله رسم شود: یک نمودار برای مورد منبع محافظت نشده - 1 (r)، دیگری برای منبعی که در یک منبع قرار داده شده است. ظرف - 2 (r). برای راحتی تطبیق قرائت های دزیمتر با محاسبات، نکات تجربی جدول 2.2 باید روی نمودارها نشان داده شود.

7. نتیجه گیری در این بخش از کار باید به شرح زیر باشد:

قانون تضعیف تابش با افزایش فاصله از منبع را فرموله کنید.

فکر کن دلایل ممکنانحراف قرائت ابزار از مقادیر محاسبه شده؛

ارزیابی ظرفیت جذب هوا؛

کنترل سوالات

1. اثرات پرتوهای یونیزان بر بدن انسان.

2. اثرات قطعی تشعشع، مکانیسم توسعه.

3. اثرات تصادفی تابش، مکانیسم توسعه.

4. اثرات مستقیم و غیرمستقیم تابش بر بافت بیولوژیکی.

5. دوز جذب شده و معادل - تعریف، واحدهای اندازه گیری.

6. دوز موثر، دامنه.

7. دوز جمعی و آسیب جمعی.

8. میزان دوز. پس زمینه تشعشع طبیعی

9. اهداف ایمنی در برابر تشعشعات و راههای دستیابی به آنها.

10. اصول تضمین ایمنی پرتویی.

11. اصل توجیه.

12. اصل مقررات.

13. اصل بهینه سازی.

14 نوع قرار گرفتن در معرض انسان در NRB-99 در نظر گرفته شده است.

15. انواع منابع تشعشعی معاف از کنترل و حسابداری.

16. حدود دوز پایه - تعریف و محتوای مفهوم.

17. سطوح مجاز برای قرار گرفتن در معرض تکنولوژی خارجی - ارتباط با محدوده دوز اصلی.

18. ثابت گامای منبع. رابطه بین میزان دوز تولید شده توسط یک منبع نقطه ای همسانگرد تابش γ، فعالیت و فاصله.

19. قانون تضعیف تابش با فاصله.

20. قانون تضعیف تابش در ماده.

21. هدف، اصل عملکرد و مشخصات اصلی دستگاه های مورد استفاده در این کار. زمینه های احتمالی کاربرد این دستگاه ها.

22. اصول حفاظت در برابر قرار گرفتن در معرض زمان، فاصله و صفحه نمایش.

23. زمان قرار گرفتن در معرض تخمینی و میزان دوز مجاز.

24. زمان کارکرد مجاز با منبع تشعشع (چه زمانی و چگونه باید ارزیابی شود).

فهرست کتابشناختی

2. فدرالقانون "ایمنی پرتوی جمعیت". شماره 3-FZ مورخ 09.01.1996.

3. هنجارهاایمنی در برابر تشعشع / NRB-99. - M.: TsSEN وزارت بهداشت فدراسیون روسیه، 1999. - 116 ص.

4. اصلی مقررات بهداشتیتضمین ایمنی تشعشع / OSPORB-99. - M.: TsSEN وزارت بهداشت فدراسیون روسیه، 2000. - 132 ص.

5. کوتکوف، V.A.مفاد اساسی و الزامات اسناد نظارتی در عمل تضمین ایمنی تابش نیروگاه های هسته ای: کتاب درسی / V.A. Kutkov [و دیگران] - M: Ed. OIATE، 2002. - 292 p.

6. کوزلوف، V.F. کتاب مرجع ایمنی در برابر اشعه / V.F.Kozlov. – M.: Energoatomizdat, 1999. – 520 p.

7. هنجارهاایمنی پرتو NRB-76/87 و قوانین بهداشتی اساسی برای کار با مواد رادیواکتیو و سایر منابع پرتوهای یونیزه OSP-72/87 / وزارت بهداشت اتحاد جماهیر شوروی. – M.: Energoatomizdat, 1988. – 160 p.

8. گلوبف، بی.پی.دزیمتری و حفاظت از اشعه یونیزان / B.P. Golubev. – M.: Energoatomizdat, 1986. – 464 p.

کاربرد

جدول A.1. ضرایب تضعیف خطی μ سانتی متر-1، برای برخی از مواد بسته به انرژی تابش فوتون

	مواد
			آلومینیوم

جدول A.2. عوامل انباشت دز در هندسه بی نهایت B ∞

برای یک منبع همسانگرد نقطه ای

E g ,	کار کنید μx(شاخص تضعیف محیط زیست)
E g ,


















سرب (در مورد منبع مسطح یک طرفه)

جدول A.3. اصلاح جدول A.2 برای محاسبه ضریب تجمع که در ب منبع همسانگرد نقطه ای در هندسه مانع ( d = B قبل از میلاد مسیح ∞ )

1. مبانی ایمنی در برابر تشعشع………………………………….3

1.1. اثر بیولوژیکی پرتوهای یونیزان……………………………..3

1.2. اثرات آستانه ای و غیر آستانه ای در مواجهه با انسان………………..۵

1.3. کمیت های دزیمتریک پایه و واحدهای اندازه گیری آنها……………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………

1.4. مفاد اساسی استانداردهای ایمنی در برابر تشعشع NRB-99……..…15

2.1. آماده شدن برای کار………………………………………………………….18

2.2. ارزیابی ایمنی تشعشع در هنگام کار با منبع…………….19

2.3. حذف وابستگی نرخ دوز به مسافت………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………….

2.4. محاسبه میزان دوز بر اساس فعالیت منبع……………………………..23

سوالات کنترل…………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………

فهرست کتابشناختی…………………………………………………………………………………………………….

کاربرد……………………………………………………………………..26

کمیسیون بین المللی حفاظت رادیولوژیک در سال 1928 تأسیس شد. در دومین کنگره بین المللی رادیولوژی همراه با کمیسیون بین المللی واحدها و اندازه گیری تشعشع (ICRU، 1925)، متخصصان در زمینه اندازه گیری تشعشع، اثرات بیولوژیکی تشعشع، دزیمتری و ایمنی تشعشع را گرد هم می آورد.

کمیته علمی سازمان ملل متحد در مورد اثرات تشعشعات اتمی. در سال 1955 توسط سازمان ملل متحد برای ارزیابی اثرات بهداشتی قرار گرفتن در معرض پرتوهای یونیزان تاسیس شد.