Контроль мощности эквивалентной дозы внешнего гамма-излучения в помещениях зданий и на местности

Измерение мощности эквивалентной дозы внешнего излучения должно проводиться дозиметрами, прошедшими государственную проверку (или метрологическую аттестацию при использовании нестандартизованного оборудования). Дозиметры должны иметь нижний предел измерения МЭД 0,1 мкЗв/ч и зависимость чувствительности от энергии гамма-излучения ("ход с жесткостью") не более ±30 % в диапазоне энергий от 0,06 до 1,25 МэВ.

Перед обследованием помещений определяют мощность дозы внешнего излучения, присущей данной местности на открытом воздухе, вблизи контролируемого здания.

При этом следует выбирать участки с естественным покрытием без значительных техногенных воздействий (сады, парки, газоны, пустыри и т. д.). Для проведения измерений выбирается не менее 3 контрольных точек, расположенных на ровном участке местности на расстоянии не менее 30 м от близлежащих зданий.

В каждой точке проводят не менее 5 измерений на высоте 1 м над поверхностью земли. Значение мощности дозы гамма-излучения в точке вычисляется по формуле:

N_J = 1/5 Σ N₀

где j = 1, 2 .. , n — номер точки; i = 1,2 5 — номер измерения; N₀— результат i-ro измерения в j-й контрольной точке, в мкЗв/ч.

Мощность дозы гамма-излучения на открытой местности вычисляют как среднее значение:

N_ф - 1/n ΣN_J.

Результат измерения МЭД гамма-излучения на открытой местности представляется в следующем виде:

N_Ф ± Δ₀, мкЗв/ч, а Δ₀=t_0,95S

где t_0,95— коэффициент Стьюдента для доверительной вероятности 0,95; S — среднеквадратичное отклонение результата измерения от среднего значения.

Прежде чем провести измерения МЭД в помещениях, необходимо осуществить предварительную оценку радиационной обстановки с целью выявления возможных локальных источников гамма-излучения. Для этого производят обход всех помещений здания с высокочувствительным радиометром типа СРП-68 (СРП-88). Измерения проводят на высоте 1 м от пола и на расстоянии 0,25 м от стен.

Конкретные помещения выбирают, исходя из результатов предварительного обследования. При этом измерения МЭД следует выполнять выборочно: в школьных и дошкольных учреждениях в каждом помещении; в многоквартирных домах не менее чем в 10 % от общего числа квартир в каждом подъезде.

Измерения в помещениях обследуемого здания проводят на высоте 1 м от поверхности пола в центре обследуемого помещения и на расстоянии 0,25 м от стен (в трех точках).

В каждой точке проводится не менее 5 измерений. Превышение мощности дозы внешнего гамма-излучения в контролируемом помещении над мощностью дозы гамма-фона на открытой местности вычисляют по формуле:

N_К = l/5 ΣN_JК – N_Ф

Зная среднегодовые мощности эффективных доз гамма-излучения на открытой местности и в зданиях, возможно оценить годовую дозу внешнего облучения, используя следующее выражение:

D = 0,2D₁+ 0,8L_mD₁,

а D₁= 8,8•I0^–3 К_Е(Р_m–Р₀₎, мЗв,

где D₁ — среднегодовая доза облучения на открытой местности, мЗв; Р и Р₀— среднегодовая мощность экспозиционной дозы на открытой местности на высоте 1 м от поверхности почвы за счет всех источников и фоновая соответственно, в мкР/ч; К_Е — дозовый фактор перехода от экспозиционной дозы, в мкР/ч, к эффективной К_Е 6 нЗв/мкР; L_m — среднее значение коэффициента экранирования в помещении (для города — 0,2, сел и деревень — 0,3); 0,2—0,8 — время пребывания населения вне помещений и в помещении соответственно.

Среднегодовую дозу внешнего облучения возможно также оценить с помощью термолюминесцентных детекторов.

Годовая эффективная доза внутреннего облучения населения обусловлена Rn и продуктами его распада, содержанием радионуклидов в пищевых продуктах и атмосферном воздухе. Дозу внутреннего облучения за счет радионуклидов Sr–90 и Cs–137 находят согласно модельным расчетам.

Среднегодовую эффективную дозу облучения за счет пищи определяют следующим образом:

D_ВН= 10³ Σdk_K ΣV_E•А _КЕ, мЗв,

где dк_К— дозовый коэффициент для поступления с пищей К-го радионуклида, Зв/Бк (согласно НРБ-2000); V_Е— среднегодовое потребление i–ro пищевого продукта взрослым представителем; А_КЕ — среднегодовая удельная активная К–го радионуклида в i-пищевом продукте.

Среднегодовую эффективную дозу за счет радионуклидов в атмосферном воздухе определяли, используя значения дозовых коэффициентов, среднегодовую активность радионуклидов в атмосферном воздухе и величину объема воздуха, поступающего в организм в течение календарного года.

Доза за счет ингаляции изотопов Rn и их короткоживущих дочерних продуктов оценивается по результатам обследования представительной выборки жилых помещений. Коэффициент перехода от среднегодового значения эквивалентной равновесной активности Rn к годовой эффективной дозе принимается равным 0,043 мЗв/год на 1 Бк/м.

Годовую дозу внутреннего облучения населения возможно оценить, используя переносные и стационарные счетчики излучений человека (СИЧ).

ВВЕДЕНИЕ

Все живые существа – микроорганизмы, растения, животные и человек подвергаются воздействию различных излучений; часть из них необходима для развития и существования организма, часть – наносит ему больший или меньший вред.

Самым мощным источником излучения является Солнце. Солнце испускает почти все виды излучений: радиоволны, тепловое излучение, световые и ультрафиолетовые лучи, а также волновое (электромагнитные) и корпускулярные излучения больших энергий. Энергетический баланс Земли определяется солнечным излучением.

Для живых существ необходимы следующие виды солнечного излучения: тепловое, световое, ультрафиолетовое. Остальные имеют второстепенное значение. Биологическое действие солнечного излучения определяется следующей закономерностью: естественные дозы излучения способствуют течению жизненных процессов, т. е. поддержанию жизни, в противоположность этому, переоблучения следует считать бесполезными или вредными. Это правило можно обосновать многими данными, однако безоговорочно перенести его на излучения большой энергии нельзя.

Следующим источником радиации являются естественные радионуклиды, находящиеся в земной коре и испускающие биологически активные излучения очень больших энергий.

Третьим источником естественного излучения являются космические лучичрезвычайно большой энергии. Прошлое столетие принесло существенные изменения, появился новый фактор: возможность дополнительного облучения, которое по своим размерам превышает естественное. В связи с этим проблема защиты от радиации приобрела особо большое значение, и особенно после Чернобыльской катастрофы.

Дозиметрия ионизирующих излучений – самостоятельный раздел прикладной ядерной физики, в котором рассматриваются свойства ионизирующих излучений, физические величины, характеризующие поле излучения или взаимодействие излучения с веществом, а также принципы и методы определения этих величин.

Дозиметрия имеет дело с такими физическими величинами, которые связаны с ожидаемым радиационным эффектом. Эти величины обычно называют дозиметрическими. Установленная связь между измеряемой физической величиной и ожидаемым радиационным эффектом – важнейшее свойство дозиметрических величин. Вне этой связи дозиметрические измерения теряют смысл.

Первопричиной радиационных эффектов является поглощение энергии излучения облучаемым объектом, и доза как мера поглощенной энергии оказывается основной дозиметрической величиной.

Важнейшая задача дозиметрии– определение дозы излучения в различных средах и особенно в тканях живого организма. Для этой цели используют различные расчетные и экспериментальные методы.

Количественное определение дозы излучения, действующей на живой организм, необходимо прежде всего для выявления, оценки и предупреждения возможной радиационной опасности для человека. Если врачи-гигиенисты и радиобиологи должны ответить на вопрос, каковы предельно допустимые с точки зрения биологической опасности уровни излучения, то физики-дозиметристы должны обеспечить правильное измерение этих уровней. Развитие дозиметрии первоначально целиком определялось необходимостью защиты человека от вредного воздействия ионизирующих излучений. Вскоре после открытия рентгеновского излучения (1895 г.) было обнаружено его вредное действие на человека и возникла необходимость в количественной оценке степени радиационной опасности. Для измерения интенсивности рентгеновского излучения начали использовать фотографический эффект, флюоресценцию, тепловой эффект, а также химические методы. В дальнейшем измерения физических величин, характеризующих рентгеновское излучение и его взаимодействие со средой, выделились в самостоятельную область – рентгенометрию, являющуюся теперь составной частью дозиметрии ионизирующих излучений. В рентгенометрии определились основные величины, подлежащие измерению, и сформировались почти все методы современной дозиметрии.

Не будет преувеличением сказать, что в развитии рентгенометрии советским ученым принадлежит ведущая роль. В 1924 г. П. И. Лукирский провел анализ возможностей ионизационных измерений. Работы П. И. Лукирского, а также Д. Н. Наследова и В. М. Ду-кельского явились серьезным вкладом в установление ионизационной единицы дозы рентгеновского излучения. В 1928 г. эта единица, получившая название «рентген», была рекомендована на Втором международном конгрессе радиологов как основная единица дозы.

В 30-х годах 20 века И. В. Поройков разработал и создал групповой эталон рентгена, обеспечивший прецизионное измерение дозы рентгеновского излучения средней жесткости. В 1934 г. был принят ОСТ ВКС 7623 на единицы рентгеновского излучения, устанавливающий единицу рентген, разработанную И. В. Поройковым. Этим в СССР было положено начало единству измерений ионизирующих излучений. Большой вклад в дальнейшее развитие теоретической и экспериментальной рентгенометрии внесли К. К. Аглинцев,

А. Н. Кронгауз, И. В. Поройков, М. Ф. Юдин. Фундаментальные работы

К. К. Аглинцева и И. В. Поройкова стали настольными книгами дозиметристов.

До 1942 г. дозиметрия обслуживала в основном медиков-радиологов. В 1942 г. был пущен первый ядерный реактор; с этого времени начались усиленные работы в области ядерной техники, организовалось широкое производство радиоактивных нуклидов. Вопросы радиационной безопасности стали приобретать огромное значение, затрагивая интересы как работников атомной промышленности, так и широких слоев населения. Постепенно дозиметрия становится нужной не только физикам и медикам, но и биологам, химикам, работникам промышленности и сельского хозяйства, связанным с использованием ионизирующих излучений.

Круг задач, решаемых дозиметрией, непрерывно расширяется. Если первоначальной ее задачей было в основном обеспечение радиа­ционной безопасности, то сейчас все большее значение приобретает дозиметрия в радиационно-физических, радиационно-химических и радиобиологических исследованиях; новые требования к дозиметрии предъявляет радиационная технология. Без грамотного, научно обоснованного дозиметрического обеспечения невозможно эффективное применение ионизирующих излучений и радионуклидов в медицине, сельском хозяйстве и промышленности.

Важный аспект приложений дозиметрии – охрана окружающей природной среды, неотъемлемым компонентом которой являются радиационные поля и рассеянные радионуклиды естественного и искусственного происхождения. Дозиметрический контроль окружающей среды и связанные с ним прогнозы радиационной обстановки требуют создания оптимизированных дозиметрических систем, развития новых методов дозиметрии, решения вопросов, связанных с определением необходимого объема и точности дозиметрической информации.

Успехи дозиметрии предопределяются новыми идеями, научными и практическими разработками. В этой связи уместно назвать Н. Г. Гусева, Б. М. Исаева, И. Б. Кенрим-Маркуса, О. И. Лейпунского, Ю. В. Сибинцева, А. Д. Туркина, широко известных своими трудами в области дозиметрии.

С пуском мощных ускорительных установок возникли новые проблемы в дозиметрии, связанные с измерением излучений, состоящих из частиц очень высоких энергий. Освоение космического пространства и развитие космической медицины невозможны без совершенствования методов измерения дозы ионизирующих излучений, распространяющихся в космосе. Объем задач, решаемых дозиметрией в настоящее время, настолько велик, что их трудно перечислить в кратком введении. Техническими средствами дозиметрии являются приборы для измерений ионизирующих излучений. Техника дозиметрических измерений интенсивно развивается в наши дни.

Важный раздел дозиметрии – метрология ионизирующих излучений –призван обеспечивать стандартизацию измерений в области ионизирующих излучений и радиоактивности. Метрология требует разработки прецизионных и воспроизводимых методов измерения. Однако специфика предмета измерения (ионизирующие излучения) оказывает влияние на точность дозиметрических методов. Никого не удивит возможность простым способом измерить разность потенциалов с точностью до десятых долей процента. Если вольтметр, измеряющий электрическое напряжение, дает показания с погрешностью 5%, то в большинстве случаев мы считаем его плохим прибором. Совсем другие подходы к оценке измерительной техники в дозиметрии. Прецизионные методы измерения в дозиметрии в некоторых случаях позволяют получить погрешность в доли про­цента. Вместе с тем в большинстве дозиметрических методов погрешность, оцениваемая десятками процентов, считается вполне удовлетворительной. Следует оговориться, что удовлетворение в данном случае обусловлено не отсутствием необходимости в повы­шении точности измерения, а ограниченностью возможностей изме­рительных методов. Повышение точности измерений – важнейшая цель совершенствования методов и средств дозиметрии.

Дозиметрические измерения направлены на то, чтобы дать коли­чественную оценку эффекта воздействия ионизирующих излучений на облучаемый объект. Однако во многих случаях нет простой связи между величиной поглощенной энергии излучения и величиной наблюдаемого эффекта. Знание величины дозы оказывается недостаточным для предсказания радиационного эффекта, который определяется также пространственным распределением поглощенной энергии по облучаемому объекту, фактором времени, видом и энергией ионизирующего излучения. Возникает необходимость в комплексном измерении нескольких взаимозависимых физических величин, определенная комбинация которых могла бы быть связана с ожидаемым радиационным эффектом. Эту связь нельзя установить без понимания механизмов радиационных эффектов. Таким образом, дозиметрия смыкается с радиационной физикой.

Наряду с экспериментальными методами, в дозиметрии широко используют расчетные методы определения дозиметрических величин, основанные на законах взаимодействия излучений с веществом.

Дозиметрия ионизирующих излучений – прикладная наука, однако ее приложения столь многообразны и нестандартны, что требуются постоянные поиски новых методов и средств дозиметрии, основанные на глубоком понимании физики излучений и явлений, связанных с взаимодействием излучений с веществом. Все это делает дозиметрию увлекательной областью знаний, требующей творческого подхода и применения научного метода исследования.

Выделим некоторый объем вещества, изменения в котором, происходящие под действием ионизирующего излучения, определяют наблюдаемый радиационный эффект. Рассмотрим последовательность процессов, приводящих к эффекту, количественную меру которого обозначим символом (η), (Рис.1):

μ dE/dx

μk K;L

D

W

η

Рисунок 1. Систематика задач дозиметрии

1– потеря энергии, 2– передача энергии, 3 – поглощение энергии, 4 – первичные процессы, 5 – промежуточные, 6 – биологический эффект.

Характеристики поля излучения, действующего на вещество, можно считать известными, если задана функция распределения плотности потока частиц или квантов φ (r, E, Ω).Взаимодействуя с веществом, частицы теряют свою энергию. Этот процесс можно охарактеризовать сечениями взаимодействия (коэффициент ослабления μ) и тормозной способностью вещества dE/dх.

Потерянная энергия в общем случае не равна энергии, переданной веществу; процесс передачи энергии характеризуется коэффициентом передачи энергии (μ_к)иЛПЭ– линейной передачи энергии (L), а количественной мерой переданной энергии может служить керма (К).Переданная энергия в пределах выбранного объема вещества не обязательно равна поглощенной энергии излучения, количественно выраженной дозой (Д). Поглощенная энергия является первопричиной всех последующих процессов, на рисунке обозначены лишь первичные процессы, к которым прежде всего следует отнести ионизацию и возбуждение атомов среды. Одной из характеристик процесса ионизации является средняя энергия ионообразования. Вслед за этим возможна сложная цепочка физических, химических и биологических процессов, приводящих к наблюдаемому эффекту (η). Эти процессы не всегда известны и их точное описание часто оказывается невозможным. Одной из важнейших задач, связанных с воздействием излучения на объекты живой и неживой природы, является установление связи между измеряемыми физическими величинами и наблюдаемым радиационным эффектом: η = F (Q),

где F (Q) есть некоторая функция одной физической величины или комбинации нескольких физических величин, характеризующих поле излучения или взаимодействие излучения с веществом. Под (Q)можно понимать одну или несколько величин, указанных на рисунке 1.

Поиск по сайту: