Методичні розробки з гігієни та екології для студентів 3 курсу медичного факультету



Скачати 12.28 Mb.
Сторінка54/58
Дата конвертації15.04.2016
Розмір12.28 Mb.
1   ...   50   51   52   53   54   55   56   57   58


Ефективна доза (Hеф) – являє собою величину еквівалентної дози, яка помножена на коефіцієнт, що враховує різну чутливість різних тканин до впливу іонізуючого випромінювання. Hеф = H  Wr , де

H – еквівалентна доза

Wr – коефіцієнт, який враховує ступінь чутливості органів і тканин до іонізуючого випромінювання (табл. 2).

Одиниця вимірювання еквівалентної та ефективної доз – Зіверт (Зв.). Позасистемна одиниця – Бер, тобто біологічний еквівалент рада. Цей показник використовується тому, що, залежно від фізичних властивостей випромінювання, біологічна ефективність однієї й тієї самої дози може бути різною. 1 Зіверт =100 Бер.



Таблиця 2
Коефіцієнти Wr якості для деяких органів та систем

Перелік органів та систем

Wr

Перелік органів та систем

Wr

Статеві залози

0,25

Печінка


0,05

Червоний кістковий мозок

0,12

Щитовидна залоза

0,03

Кишечник

0,12

Кісткова тканина

0,01

Легені

0,12

Шкіра

0,01

Існує також класифікація органів за чутливістю до опромінення іншого змісту, що виділяє 4 групи критичних органів:

I гр. – гонади, червоний кістковий мозок, лімфоїдна тканина, легені;

II гр. – кришталик, кишки, печінка, нирки, м’язи;

III гр. – шкіра, щитоподібна залоза, кісткова тканина, інші внутрішні органи.

IV гр. – шкіра рук та стоп.

Іонізуюче випромінювання та радіонукліди мають якісні та кількісні характеристики.

Як якісні характеристики радіонуклідів використовують:



  • вид ядерного перетворення (-розпад, електронний -розпад, позитронний -розпад, К-захват, самовільне ділення ядер, термоядерна реакція)

  • період напіврозпаду – тобто час, за який розпадається половина всіх радіонуклідів певного типу. (Приклад: Уран-238 – 4,47 млрд. років, Радій-226 – 1600 років, Свинець-214 – 26,8 хв.).

Як кількісну характеристику радіонуклідів використовують:

  • активність, що характеризується числом ядерних перетворень за одиницю часу. Одиницями активності є Бекерель (Бк) та Кюрі (Кі). Проте, більш зручним кількісним критерієм радіонукліда для -випромінювання слід вважати так званий –еквівалент, який вимірюється в міліграм-еквівалент радію.

До якісних характеристик іонізуючого випромінювання відноситься:

  • енергія випромінювання, що вимірюється у Джоулях (Дж) та електрон-вольтах (еВ);

  • проникаюча здатність, яка характеризується довжиною пробігу частинок або -квантів у речовині і виражається в одиницях довжини (м, см, мм);

  • іонізуюча здатність, що характеризується повною іонізацією (загальна кількість пар іонів, утворених частинками або -квантами в речовині) та лінійною щільністю іонізації (кількість пар іонів, що припадає на одиницю довжини пробігу).

До кількісних характеристик іонізуючого випромінювання відносять:

  • поглинута доза, одиницями вимірювання якої є Грей (Гр) та Рад;

  • еквівалентна доза, одиницями вимірювання якої є Зіверт (Зв) та Бер.;

  • ефективна доза, одиницями вимірювання якої є Зіверт (Зв) та Бер.;

  • експозиційна доза (для - та -випромінювання), одиницями якої є кількість кулон/кг (Кл/кг) та Рентген (Р);

  • щільність потоку частинок (для корпускулярних випромінювань), одиницями вимірювання якої є кількість частинок / 1 см2.


Протирадіаційний захист являє собою комплекс законодавчих, організаційних, санітарно-гігієнічних, та медичних заходів, що забезпечують безпечні умови праці при роботі с джерелами іонізуючого випромінювання.

До основних принципів протирадіаційного захисту відносять:



  • гігієнічне нормування;

  • попереджувальний та поточний санітарний нагляд;

  • виробниче навчання;

  • санітарну освіту;

  • радіаційний контроль;

  • медичний контроль.

Радіаційний контроль – це контроль за забезпеченням радіаційної безпеки, виконанням вимог щодо санітарних норм праці з радіонуклідами, а також отримання інформації, про опромінення медичного персоналу та населення.

Розрізняють 4 види радіаційного контролю:



  • дозиметричний;

  • радіометричний;

  • індивідуально-дозиметричний;

  • спектрометричний.

Відповідно до класифікації основних видів радіаційного контролю, апаратуру, що використовують для його проведення, поділяють на наступні групи:

1. Дозиметричні прилади, що визначають потужність дози (рівень радіації).

2. Радіометричні прилади, які визначають рівень забруднення поверхонь різних предметів.

3. Індивідуальні та мініатюрні портативні прилади, що призначені для проведення індивідуального контролю дози опромінення за певний проміжок часу.

4. Спектрометричні установки, які – встановлюють спектр (склад) радіонуклідів у будь-якому забрудненому об’єкті.


Класифікація засобів індивідуального захисту

(за С.М.Городинським)

1.Ізолюючі костюми:

а) шлангові;

б) з автономним джерелом повітряного підживлення.

2.Засоби захисту органів дихання:

а) фільтруючі (респіратори, протигази);

б) ізолюючі (пневмошлеми, пневмокаски).

3.Спецодяг:

а) повсякденного призначення;

б) короткочасного використовування (рукавиці, одежа з плівки).

4.Спецвзуття:

а) основне (черевики, чоботи);

б) додаткове (бахіли, напівгалоші).

5.Допоміжні захисні засоби захисту:

а) окуляри;

б) ручні захвати;

в) щітки.


Коротка характеристика основних приладів,

що використовуються для проведення радіаційного контролю
1. Радіометр-рентгенометр ДП-5А (польовий), що призначений для вимірювання рівня радіоактивного забруднення робочих поверхонь та потужності експозиційної дози -випромінювання (Р/год, мР/год) та складається з пошукового зонду з перемикачем (муфтою) для вимірювання - або -випромінювання та реєструвального пристрою, що має шкалу, блок підживлення та телефон (для індикації).

2. Комплект індивідуального дозиметричного контролю ДП-21-Б, що призначений для визначення індивідуальної сумарної дози -випромінювання. Комплект складається з малогабаритної іонізаційної камери (у вигляді авторучки) та зарядно-вимірювального пристрою (пульту). Камера установлюється в зарядний пристрій пульту, при цьому зовнішній електрод заряджається позитивно, а внутрішній – негативно. Величина заряду записується в журнал. Після роботи в зоні іонізуючого випромінювання заряд втрачається, про що свідчать результати вимірювання камери у вимірювальному пристрої пульту.

3. ІФКУ – дозиметр індивідуального фотоконтролю універсальний, що Призначений для вимірювання еквівалентних доз у діапазоні 0,05-2 Бер, а також теплових нейтронів. Являє собою поліетиленову касету, з світлонепроникаючим корпусом, з внутрішнього боку якого запресовані фільтри, що виключають певні види випромінювань. Всередині дозиметра знаходиться фотоплівка, яка розподілена на 4 поля:

Перше поле – доза -випромінювання, а також фонового випромінювання;

Друге поле – доза фонового -випромінювання;

Третє поле – доза -випромінювання;

Четверте поле – дози теплових нейтронів та -випромінювань.

4. Дозиметр ДРГЗ-04, що являє собою широкодіапазонний цифровий дозиметр потужності експозиційної дози хвильового випромінювання та призначений для вимірювання потужності експозиційної дози на робочих місцях у суміжних приміщеннях, а також на території підприємств і закладів, які використовують радіоактивні речовини та інші джерела іонізуючого випромінювання. Крім того, прилад можна використовувати і для контролю ефективності біологічного захисту радіаційних установок та протягом періоду ліквідації наслідків аварійних ситуацій.

Дозиметр-радіометр побутовий АНРІ-01-02-Сосна, що – призначений для індивідуального використання з метою здійснення контролю радіаційної обстановки в робочих приміщеннях. Прилад дозволяє вимірювати потужність експозиційної (польової еквівалентної) дози -випромінювання, щільність потоку -випромінювання забруднених поверхонь, об’ємну активність радіонуклідів в речовині.
Інструкція

Для роботи з приладом РАДІОМЕТР-РЕНТГЕНОМЕТР ДП-5А
Спочатку проводять підготовку приладу до роботи. Для цього перемикач дiапазонiв переводять з положення “Викл” у положення “Реж”, ручкою “Режим” встановлюють стрілку гальванометра на чорний трикутник і прогрівають прилад протягом 2–3 хвилин. Під час використання приладу ДП-5Б стрілка повинна самостійно установитися у межах чорного сектора.

Для визначення природного фону приладу зонд з датчиком встановлюють у положення -випромінювання, а перемикач дiапазон iв переводять у положення “0,1”, або інше, якщо стрілка відхиляється до кінця шкали. Через 1-2 хвилини реєструють показники шкали, помножуючи їх величини на значення конкретного діапазону.

Для вимірювання рівня забруднення продовольства та води радіоактивними речовинами датчик розташовують на вiдстанi 1 см вiд зразка досліджуваної проби.

Переміщуючи його уздовж поверхні знаходять найбільше забруднення. Через 1-2 хвилини реєструють результати вимірювання, помноживши їх величину на значення діапазону і віднявши природний фон приладу. Після дослідження прилад переводять у вихідне положення.


Інструкція

Для роботи з приладом радіометр-дозИметр АНРІ-01-02-Сосна”
Визначення потужності експозиційної дози -випромінювання.

Прилад має чотири режими роботи: три – для проведення точних вимірювань та четвертий режим “Пошук” – для грубої оцінки радіаційної обстановки за частотою послідовних звукових сигналів.

Порядок підготовки до роботи та увімкнення приладу.


  • Вимикач режиму роботи (лівий перемикач) перевести у положення “МД” (крайнє ліве положення).

  • Вимикачем підживлення (правий перемикач) увімкнути прилад.

  • Короткочасно натиснути кнопку “Пуск” – на цифровому табло повинні з’явитися крапки і розпочатися підрахунок імпульсів.

  • Через 20 сек. вимірювання автоматично закінчується, що супроводжується звуковим сигналом.

  • На цифровому табло фіксується величина експозиційної дози -випромінювання у мР/год.

  • Показники на цифровому табло зберігаються до повторного натиску на кнопку “Пуск”. Для виконання наступних 3-4 вимірювань достатньо кожний раз короткочасно натиснути на кнопку “Пуск”.

  • Після виконання завдання малий перемикач (вимикач режиму роботи) перевести в середнє положення, а правий перемикач (вимикач підживлення) в крайнє праве положення.


Вимірювання щільності потоку -випромінювання


  • Підготувати прилад до роботи згідно вищезазначеної інструкції

  • Перевірити чи закрита задня кришка приладу, при необхідності щільно закрити її.

  • Перевести вимикач режиму роботи у положення “МД” та увімкнути прилад.

  • Піднести прилад площиною задньої кришки до досліджуваної поверхні на відстань 0,5 см і короткочасно натиснути кнопку “Пуск”. Виконати вимірювання та записати показники приладу (N).

  • Відкрити задню кришку приладу.

  • Виконати вимірювання з відчиненою задньою кришкою та записати показники приладу (N + ).

  • Закрити задню кришку приладу, вимкнути прилад.

  • Величину щільності потоку -вимірювання з поверхні обчислити за формулою q=Кs (N +  – N);

де: q – щільність потоку -вимірювання (част/см2 хв);

N – показники приладу з закритою задньою кришкою;

N+  – показники приладу з відкритою задньою кришкою;

Ks – коефіцієнт лічення приладу (част/см2 хв імпульс).


Примітка:

Коефіцієнт лічення приладу Анрі-01-02-Сосна” складає 0,5 част/см2 хв. імпульс.


Ситуаційні задачі
Задача 1

Розподіліть за групами наступні радіоіндуковані ефекти (променеві ураження): катаракта, незлоякісні ураження шкіри, генетичні мутації, пригнічення кровотворення, хромосомні аберації, дисфункція статевих органів, скорочення тривалості життя, злоякісні пухлини, опіки.



Вкажіть, які фактори впливають на характер радіоіндукованих ефектів та час їх виникнення.

Задача 2

У ліквідатора аварії на ЧАЕС після роботи по розчищенню території від уламків будівельних конструкцій, протягом кількох хвилин після роботи на кистях рук з’явилась еритема яка змінилась гіперемією і набряком, зрештою пухирями і виразками, некротичними змінами. Робота була короткотривала, тому працівник не користувався індивідуальними засобами захисту.



1. Яка доза опромінення могла спричинити таке ураження?

2. Які індивідуальні засоби захисту могли б бути використані?

3. З допомогою якого приладу можна виміряти експозиційну дозу в даній місцевості?
Задача 3

Після ліквідації надзвичайної ситуації на військовій ракетній базі, що супроводжувалась викидом радіоактивної речовини, у частини військовослужбовців виникло раптове погіршання стану здоров’я. З’явилась нудота та блювання, петехії та геморагії, різке зниження нейтрофілів та тромбоцитів протягом двох тижнів, вміст лімфоцитів менше 1000/мм3, через тиждень перебування в лікарні у хворого розвинулась пневмонія.



  1. Переважне враження якої системи має місце?

  2. Яка доза опромінення могла спричинити такий перебіг променевої хвороби?

  3. Які прилади можуть бути використані для індивідуального дозиметричного контролю?


Задача 4

В радіологічному відділенні для лікування закритими джерелами іонізуючих випромінювань проведена оцінка результатів вимірювання індивідуальних доз опромінення. За допомогою термолюмінісцентних дозиметрів. Лікарі – радіологи протягом трьох місяців отримали 0,8-1,0 бер, процедурні сестри 0,9-1,1 бер, медична сестра, відповідальна за видачу та зберігання джерел випромінювання – 0,5 бер.



Порівняйте отримані дані з «Лімітами ефективних доз для різних категорій населення». Дайте рекомендації.
Задача 5

Члени рентген-хірургічної бригади – хірург, анестезіолог та операційна сестра під час використання сучасних рентгендіагностичних апаратів типу «Пантоскоп», щотижня одержують дозу 0,31 + 0,005 мЗв / тиждень.



Дайте загальну оцінку умовам праці та обґрунтуйте необхідні профілактичні рекомендації.
Додаток 1
Відповідно до постанови головного Державного санітарного лікаря України № 62

від 01.12.97 р. з 01.01.98 р. Введені в дію нові Державні гігієнічні нормативи

Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97)”.
Зокрема встановлені наступні нормативи:

1 – ліміт ефективної дози за рік для категорії А (особи, які постійно або тимчасово працюють безпосередньо з джерелами іонізуючих випромінювань) – 20 мЗв/рік (2 бер);

2 – для категорії Б (особи, які безпосередньо не зайняті роботою з джерелами іонізуючих випромінювань, проте можуть отримати додаткове опромінення) – 2 мЗв/рік (0,2 бер);

3 – для категорії В ( все населення) – 1 мЗв/рік (0,1 бер);

4 – річна ефективна доза, яку людина може отримати під час проведення профілактичного рентгенівського обстеження, не повинна перевищувати 1 мЗв;

5 – питома активність природних радіонуклідів для будівельних матеріалів та мінеральної сировини, повинна становити не вище 370 Бк/кг (I клас);

від 370 до 740 Бк/кг (II клас);

від 720 до 1350 Бк/кг (III клас);

6 – потужність поглиненої в повітрі дози повинна становити:

6.1 – для об’єктів, які проектуються, будуються або реконструюються для експлуатації з постійним перебуванням людей (житлові, дитячі заклади, санаторно-курортні та лікувально-оздоровчі заклади) – 30 мкР/год;

6.2 – для об’єктів, які експлуатуються для постійного перебування людей – 50 мкР/год;

6.3 – для дитячих закладів, санаторно-курортних та лікувально-оздоровчих закладів, незалежно від того, чи вони будуються (реконструюються), чи експлуатуються – 30 мкР/год;



7 – питома активність природних радіонуклідів у мінеральних добривах – 1,9 кБк/кг;

8 – активність природних радіонуклідів (радій, торій, калій) у глиняному, порцелярно-фаянсовому та скляному посуді побутового призначення – не більше 370 Бк/кг;

9 – питома активність природних радіонуклідів у мінеральних барвниках – 1400 Бк/кг.

Визначення доз згідно з пунктами 1, 2, 3, 4 може бути проведено шляхом індивідуальної дозиметрії або розрахунковими методами, відповідно до пункту 6 – дозиметричними приладами (типу ДРГ), за всіма іншими пунктами – за допомогою спектрометричних установок.



ТЕМА №43. РОЗРАХУНКОВІ МЕТОДИ ОЦІНКИ РАДІАЦІЙНОЇ БЕЗПЕКИ ТА ПАРАМЕТРІВ ЗАХИСТУ ВІД ЗОВНІШНЬОГО ОПРОМІНЕННЯ
МЕТА ЗАНЯТТЯ: систематизувати і закріпити знання про принципи та заходи протирадіаційного захисту персоналу під час роботи з радіонуклідами та іншими джерелами іонізуючого випромінювання, оволодіти розрахунковими методами оцінки радіаційної небезпеки та параметрів захисту від зовнішнього опромінення в ході роботи з джерелами —, — та рентгенівського випромінювання.
ПИТАННЯ ТЕОРЕТИЧНОЇ ПІДГОТОВКИ:

1. Провідні засоби застосування радіонуклідів та особливості радіаційної небезпеки під час роботи з ними.

2. Умови та фактори, що визначають ступінь радіаційної безпеки та дозу зовнішнього опромінення.

3. Поняття про протирадіаційний захист.

4. Заходи протирадіаційного захисту, що засновані на фізичних законах послаблення впливу іонізуючого випромінювання (захист кількістю, часом, відстанню, екрануванням).

5. Параметри радіаційної небезпеки протирадіаційного захисту, що визначають за допомогою розрахункових методів.

6. Принципи, які знаходяться в основі вибору матеріалу та розрахунку товщини захисних екранів в умовах опромінення —, — та рентгенівським випромінюванням.

7. Радіаційний контроль в радіологічному та рентгенологічному відділеннях лікарні.


ЗАВДАННЯ:

1. На підставі використання формул і таблиць для розрахунку рівня зовнішнього опромінення та параметрів захисту від іонізуючого випромінювання, розв'язати ситуаційні задачі, що передбачають гігієнічну оцінку умов праці персоналу, під час застосування радіонуклідів.

2. Скласти гігієнічний висновок та обґрунтувати необхідні рекомендації за результатами проведених розрахунків.
ЛІТЕРАТУРА:

1. Гігієна та екологія. Підручник / За ред. В.Г. Бардова. — Вінниця: Нова книга. 2006. — С. 513 — 524.

2. 3. Загальна гігієна: пропедевтика гігієни // Є.Г.Гончарук, Ю.І.Кундієв, В.Г.Бардов та ін.: За ред. Є.Г.Гончарука. — К.: Вища школа, 1995. — С. 252 —257.
МЕТОДИКА ВИКОНАННЯ САМОСТІЙНОЇ РОБОТИ
В ході практичного заняття після контролю вихідного рівня знань студенти на підставі використання розрахункових методів щодо визначення рівня зовнішнього опромінення та параметрів протирадіаційного захисту, розв'язують ситуаційні задачі з гігієнічної оцінки умов праці персоналу, який працює з радіонуклідами і, у разі необхідності, визначають та обґрунтовують відповідні рекомендації.
РОЗРАХУНОК ДОЗИ ЗОВНІШНЬОГО —ОПРОМІНЕННЯ

Розрахунок дози опромінювання (D), що отримана від точкового джерела іонізуючого випромінювання, проводиться за формулою (1):


8,4•А•t

D = ———; (1)

r2

де:


D — доза опромінення, що отримана, Р;

А — —активність джерела опромінення, мг—екв радію;

8,4 — потужність дози, яка створена 1 мг радію або іншим ізотопом з активністю 1 мг—екв радію на відстані 1 см;

T — час опромінення, год;

r — відстань від джерела опромінення, см.

Отже, величина дози зовнішнього опромінення, що отримана, прямо пропорційна активності джерела випромінювання та часу опромінення і обернено пропорційна квадрату відстані від джерела випромінювання.


РОЗРАХУНОК ОСНОВНИХ ПАРАМЕТРІВ ЗАХИСТУ

ВІД ЗОВНІШНЬОГО ОПРОМІНЕННЯ

До основних параметрів захисту, що визначаються за допомогою розрахункових методів, відносяться: захист кількістю, захист часом, захист відстанню і захист екрануванням.

Тому для визначення умов безпеки в ході роботи з радіоактивними речовинами при відсутності екрану слід використовувати універсальні формули (2) та (3):

А•t


——— = 8 (за день); (2)

r2


А•t

або ——— = 48 (за тиждень); (3)

r2

де:


А — —активність джерела опромінення, мг-екв радію;

t — час опромінення за год;

r — відстань від джерела випромінювання, м;

8 (48) — постійний коефіцієнт для розрахунків за тиждень (за робочий день).

Ураховуючи те, що ця формула відображає співвідношення між активністю джерела, відстанню та часом опромінення в умовах застосування джерел іонізуючого випромінювання, її можна використовувати для розрахунку основних параметрів захисту.

Для розрахунку допустимої активності джерела випромінювання формула в результаті перетворень набуває вигляду (4):


48•r2

А = ——— ; (4)

t

Приклад: оператор впродовж робочого тижня, що складає 41 годину, працює з джерелом —випромінювання, що розташоване на відстані 1 м від його робочого місця. Укажіть, з якою допустимою активністю джерела випромінювання він може працювати без захисту.
48•r2 48•1

А = ——— = ——— = 1,17 мг-екв радію

t 41

Для розрахунку допустимого часу роботи із джерелом іонізуючого випромінювання — формула набуває такого вигляду (5):


48•r2

t = ——— ; (5)

A

Приклад: В лабораторії радіоізотопної діагностики технологічний процес передбачає використання джерела —випромінювання, що має активність 100 мг-екв радію та розташоване на відстані 2 м від оператора. Визначити допустимий робочий час роботи із джерелом за тиждень.
48•r2 48•22 192

t = ——— = ——— = ——— = 1,92 години на тиждень.

А 100 100

Для розрахунку допустимої відстані до джерела випромінювання формула набуває такого вигляду (6):


А•t

r =  ——; (6)

48

Приклад: Медична сестра радіологічного відділення протягом 36 годин працює з джерелом —випромінювання, активність якого складає 5 мг-екв радію. Визначте допустиму безпечну відстань, на якій може знаходитися сестра впродовж часу, що вказаний.


А • t 5 • 36 180

r =  —— =  ——— =  ——— = 3,75 м.

48 48 48
РОЗРАХУНОК ПАРАМЕТРІВ ЗАХИСТУ ПРИ ВИКОРИСТАННІ



ЗАХИСНИХ ЕКРАНІВ
Захист за допомогою екранування заснований на здібності матеріалів поглинати радіоактивне випромінювання. Інтенсивність поглинання —випромінювання прямо пропорційна питомій вазі матеріалів та їх товщині і обернено пропорційна енергії випромінювання.

В умовах зовнішнього опромінення —частинками в екрануванні немає потреби так як —частинки мають невеликий пробіг у повітрі та добре затримуються будь якими матеріалами, наприклад, листок паперу.

Для захисту від —випромінювання слід передусім застосувати легкі матеріали; наприклад: алюміній, скло, пластмаси тощо. Зокрема, шар алюмінію товщиною 0,5 см повністю затримує —частинки.

Для захисту від —випромінювання слід застосовувати екрани з важких металів: свинцю, чавуну, бетону тощо, або використовувати грунт або воду.

Товщину захисного екрану, що зменшує потужність —випромінювання до гранично—допустимих рівнів, можна розрахувати двома способами:

1) за таблицями (з урахуванням енергії та кратності послаблення дози випромінювання);

2) за числом шарів половинного послаблення (без врахування енергії випромінювання).
РОЗРАХУНОК ТОВЩИНИ ЕКРАНУ ЗА ТАБЛИЦЯМИ

Визначення товщини захисного екрана за кратністю послаблення дози випромінювання передбачає розрахунок кратності послаблення в результаті зіставлення фактичної потужності джерела випромінювання із максимально допустимою та знаходження товщини екрана за допомогою спеціальних таблиць — шукана величина розташована на перехресті даних енергії випромінювання та кратності послаблення (див. додатки № 2,3,4).

При розбіжності даних кратності послаблення та енергії випромінювання з указаними в таблиці результатами, товщину екрану знаходять засобом інтерполяції або використовують свідомо більш значні числа, що забезпечують тим самим більш надійний захист.



Приклад: Кількість шарів половинного послаблення необхідно визначити з урахуванням кратності послаблення, яка за умовою завдання дорівнює 100. Однак, це значення відсутнє в переліку кратностей послаблення з таблиці “Співвідношення кратності послаблення та числа шарів” з додатку 6. Значення кратності послаблення 100 знаходиться між 64 та 128, але для більш надійного протирадіаційного захисту слід обрати 128, і, відповідно, більшу кількість шарів половинного послаблення.

Величина коефіцієнту послаблення (кратність послаблення) визначається за формулою (7):

Р

К = —— ; (7)



Ро

де:


К — кратність послаблення;

Р (у перекладі з англ. “power” - потужність) — фактична потужність джерела іонізуючого випромінювання;

Ро (у перекладі з англ. “obtained power” – потужність, якої повинно набувати джерело іонізуючого випромінювання в результаті використання захисного екрану – якої необхідно досягти).
Приклад: лаборант, який проводить фасування радіоактивного золота Аu198, енергія випромінювання якого 0,5 мг-екв-радію, одержить без захисту за тиждень дозу опромінення 1,0 рад. Якої товщини необхідно застосувати екрану з свинцю для створення безпечних умов праці лаборанта?

У нашому прикладі:

1,0

К = ——— = 10 разів;



0,1

В додатку 2 на перетині ліній, що відповідають кратності послаблення 10 та енергії випромінювання 0,4 МеВ знаходимо, що необхідна товщина свинцевого екрану повинна бути 13 мм.

З метою створення безпечних умов при постійній роботі використовують проектні потужності дози, які розраховані на підставі гранично—допустимих річних доз та умов роботи що передбачається (додаток 6).
РОЗРАХУНОК ТОВЩИНИ ЕКРАНУ

ЗА ЧИСЛОМ ШАРІВ ПОЛОВИННОГО ПОСЛАБЛЕННЯ
Шар половинного послаблення - товщина шару речовини (матеріалу), що послаблює потужність —випромінювання в 2 рази. Отже, кратність послаблення в 1 шарі половинного послаблення дорівнює 2.

Визначення товщини захисного екрана за цим методом передбачає розрахунок кількості шарів половинного послаблення, необхідної товщини одного шару та реальної товщини екрана шляхом помноження товщини одного шару половинного послаблення на кількість шарів.



Приклад: Необхідно послабити інтенсивність —випромінювання Со60з енергією 1,5 МеВ у 1000 разів з використанням екрану з заліза.

З додатку 5 знаходимо, що для послаблення у 1000 разів необхідно використати 10 шарів половинного послаблення. Товщину 1 шару половинного послаблення із заліза знаходимо у додатку 3; на перетині кратності послаблення, що дорівнює 2 та енергії 1,5 МеВ, що відповідає 3,6 см. Отже загальна товщина екрану із заліза дорівнює 3,6 х 10 = 36 см.



Додаток 1
Згідно з постановою головного Державного санітарного лікаря України № 62 від 01.12.97 р. з 01.01.98 р. Введені в дію нові Державні гігієнічні нормативи “Норми радіаційної безпеки України (НРБУ—97)”.

Зокрема встановлені наступні нормативи:



1 — ліміт ефективної дози за рік для категорії А (особи, які постійно або тимчасово працюють безпосередньо з джерелами іонізуючих випромінювань) — 20 мЗв/рік (2 бер);

2 — для категорії Б (особи, які безпосередньо не зайняті роботою з джерелами іонізуючих випромінювань, проте можуть отримати додаткове опромінення) — 2 мЗв/рік (0,2 бер);

3 — для категорії В ( все населення) — 1 мЗв/рік (0,1 бер);

4 — річна ефективна доза, яку людина може отримати під час проведення профілактичного рентгенівського обстеження не повинна перевищувати 1 мЗв;

5 — питома активність природних радіонуклідов для будівельних матеріалів та мінеральної сировини повинна становити не вище 370 Бк/кг (I клас);

від 370 до 740 Бк/кг (II клас);

від 720 до 1350 Бк/кг (III клас);

6 — потужність поглиненої в повітрі дози повинна становити:

6.1 — для об’єктів, які проектуються, будуються або реконструюються для експлуатації з постійним перебуванням людей (житлові, дитячі заклади, санаторно—курортні та лікувально—оздоровчі заклади) — 30 мкР/год;

6.2 — для об’єктів, які експлуатуються для постійного перебування людей — 50 мкР/год;

6.3 — для дитячих закладів, санаторно—курортних та лікувально—оздоровчих закладів, незалежно від того, чи вони будуються (реконструюються), чи експлуатуються — 30 мкР/год;



7 — питома активність природних радіонуклідів у мінеральних добривах — 1,9 кБк/кг;

8 — активність природних радіонуклідів (радій, торій, калій) у глиняному, порцеляно—фаянсовому та скляному посуді побутового призначення — не більше 370 Бк/кг ;

9 — питома активність природних радіонуклідів у мінеральних барвниках — 1400 Бк/кг.

Визначення доз згідно з пунктами 1, 2, 3, 4 може бути проведено шляхом індивідуальної дозиметрії або розрахунковими методами, відповідно до пункту 6 — дозиметричними приладами (типу ДРГЗ), за всіма іншими пунктами — за допомогою спектрального обладнання.



Додаток 2

Товщина захисту з свинцю (в мм.)

в залежності від кратності послаблення та енергії випромінювання


Кратність

енергія гамма-випромінювання

послаблення

0,1

0,2

0,3

0,5

0,7

0,8

1

1,25

1,5

1,75

2

3

4

6

8

10

1,5

0,5

1

1,5

2

4

6

8

9,5

11

12

12

13

12

10

9

9

2

1

2

3

5

8

10

13

15

17

18,5

20

21

20

16

15

13,5

5

2

4

6

11

19

22

28

34

38

41

43

45

45

28

33

30

8

2

5

8

15

23,5

28

35

42

48

52,5

55

59

58

50

43

38

10

3

5,5

9

16

26

30,5

38

45

51

56

59

65

64

55

49

42

20

3

6

11

20

32,5

38,5

49

58

66

72

76

83

82

71

63

56

30

3,5

7

11,5

23

36,5

43

55

65

73

80

85

93

92

80

2

63

50

4

8,5

14

26

39,5

46

60

72

82

90

96

106

105

92

83

73

60

4,5

9

14,5

27

42

49,5

63

75

85

95

101

110

109

97

87

77

80

4,5

10

15,5

28

45

53

67

80

92

101

107

117

116

104

94

82

100

5

10

16

30

47

55

70

84,5

96,5

106

113

122

121

109

99

87

200

6

12,5

19

34

53

63

80

96,5

111

122

129

140

138

126

114

102

500

6,5

14

22

40

61

72

92

113

129

142

150

165

161

149

133

119

1000

7

15

24

44

69,5

81

102

123

141

155

165

180

178

165

151

133

5000

9

19

30

55

85

99

124

149

170

186

198

219

217

203

185

166

8000

10

20

31,5

57

90

104

130

158

180

196

208

230

229

215

196

175

104

10,5

21

33

59

91

106

133

161

183

201

213

235

234

220

201

180

5104

11,5

23,5

37

69

105

123

156

188

214

233

247

273

272

258

237

315

1105

11,5

24

38

72

111

130

165

201

227

247

262

289

289

275

253

229


Додаток 3

Товщина захисту з заліза (в см.)

в залежності від кратності послаблення та енергії випромінювання


Кратність

енергія гамма-випромінювання

послаблення

0,25

1,5

1,75

2

2,2

3

4

6

8

10

1,5

2,15

2,2

2,3

2,4

2,5

2,7

2,8

2,9

4

2

2

3,45

3,6

3,8

3,9

4,1

4,4

4,5

4,6

4

3,4

5

6,9

7,4

7,8

4,1

8,3

8,9

9,4

9,6

9

8

8

8,5

9,1

9,6

10,1

10,3

11,2

11,6

12,1

11,2

10,4

10

9,3

10

10,6

11

11,4

12,2

12,6

13,2

12,4

11,4

20

11,3

12,2

13

13,6

14,1

15,3

15,9

16,6

17

15

30

12,6

13,6

14,4

15,1

15,6

17

17,7

18,8

18

17

40

13,3

14,4

15,3

16,1

16,6

18,2

19,1

20,4

19,4

18,4

50

13,9

15,1

16,1

16,9

17,5

19,1

20

21,5

20,6

19,6

60

14,5

15,7

16,7

17,6

18,2

19,9

21

22,4

21,4

26

80

15,5

16,3

17,8

18,7

19,4

21,2

22,2

24

23

22

100

16,1

17,3

18,5

19,5

20,2

22,1

23,3

25

24

23,1

2102

18

19,6

20,8

22

22,8

25

26,6

28,4

27,4

26,6

5102

20,6

22,3

23,7

25

25,9

28,8

30,6

32,7

32

31,2

103

22,6

24,4

26,1

27,5

28,6

31,7

33,7

36

35,4

34,6

2103

24,5

26,5

28,3

30

31,2

34,6

36,8

39,2

38,7

37,9

5103

27

29,4

31,4

33,3

34,3

38,2

20,7

43,2

43

42,2

104

28,8

31,3

33,6

35,5

36,9

20,9

43,7

46,5

46,3

45,2

2104

30,6

33,2

35,8

37,8

39,2

43,4

46,5

50,8

49,6

48,6

5104

33

35,9

38,4

40,8

42,3

47,2

50,4

55

54

53

105

34,9

38

40,7

43,2

44,7

50

53,4

58,3

57,2

56,1

2105

36,8

40,1

43

45,4

47,1

52,6

56,4

61,8

60,8

59,8

5105

47,1

51,3

54,8

57,9

60,1

67,5

73,1

79,4

78,8

78

106

41,1

44,7

47,8

50,6

52,3

58,8

63,3

69

68,3

67

2106

42,9

46,6

49,9

52,8

54,7

61,4

66,2

72,3

71,2

70,3

5106

45,5

49,4

52,7

55,7

57,7

64,9

70,3

76,5

75,5

74,8


Додаток 4

Товщина захисту з бетону (в см.)

в залежності від кратності послаблення та енергії випромінювання


Кратність

енергія гамма-випромінювання

послаблення

0,1

0,3

0,5

0,7

1

1,5

2

3

4

6

8

10

2

4,7

9,9

12,3

12,4

12,9

13,6

14,2

15,3

16,4

18,8

18,8

18,8

8

7

11,8

24,6

26,4

28,8

32,2

35,2

39,4

43,4

48,1

48,7

49,3

10

8,2

19,7

26,8

27,6

29

34

37,6

43,4

47,5

51,6

52,8

54

20

8,2

21,4

29,8

33,6

37

42,5

47

54

58,7

64,6

65,7

69,3

50

9,9

25,1

35

39,4

44,6

52,1

58,1

66,9

72,8

81,6

83,9

89,8

80

11,5

27,7

38,7

43

48,1

56,4

63,4

74

81

90,4

93,9

100,4

100

11,5

28,9

39,9

45,3

50,5

58,3

65,7

77,5

84,5

95,1

98

105,1

2102

12,7

32,4

44,6

50,5

56,4

65,3

74

88

95,7

108

112,1

120,9

1103

15,5

39,2

55,2

62,5

70,4

81,7

92,7

110,9

120,9

137,9

143,2

155

2103

17,6

42,3

59,9

67,4

75,7

88,5

100,4

120,9

132,1

150,3

156,1

168,5

2104

21,1

51,9

72,8

83,1

94,5

110,8

126,2

152,6

167,3

190,8

201,9

216

5104

23,3

56,4

78,1

88,7

102,1

120,4

136,2

164,9

181,4

206,6

218,4

233,6

1105

30,5

64,6

82,8

93,5

106,8

126,6

144,4

173,8

191,4

218,4

231,3

248,9

2105

38,3

69,8

86,9

97,7

112,7

126,6

144,4

173,8

191,4

218,4

231,3

248,9

2106

67,6

84,5

101

113,6

131,5

157,8

179,6

213,7

237,1

272,4

287,6

308,8

1107

64

95,7

110,3

123,6

142

170,8

194,9

236

259,4

299,4

314,6

340,5
1   ...   50   51   52   53   54   55   56   57   58


База даних захищена авторським правом ©shag.com.ua 2016
звернутися до адміністрації

    Головна сторінка