Оценка радиационной обстановки на сельскохозяйственном объекте

D = dE/dm

Единица поглощенной дозы - Грей (Гр). Внесистемная единица Рад определялась как поглощенная доза любого ионизирующего излучения, равная 100 эрг на 1 грамм облученного вещества. 
 Эквивалентная доза (Н). Для оценки возможного ущерба здоровью человека в условиях хронического облучения в области радиационной безопасности введено понятие эквивалентной дозы Н, равной произведению поглощенной дозы D_r, созданной облучением - r и усредненной по анализируемому органу или по всему организму, на весовой множитель w_r (называемый еще - коэффициент качества излучения)

Единицей  измерения эквивалентной дозы является Джоуль на килограмм. Она имеет специальное  наименование Зиверт (Зв).

     Коллективная эффективная эквивалентная доза. Для оценки ущерба здоровью персонала и населения от стохастических эффектов, вызванных действием ионизирующих излучений, используют коллективную эффективную эквивалентную дозу S, определяемую как:

где N(E) - число лиц, получивших индивидуальную эффективную эквивалентную дозу Е. Единицей S является человеко-Зиверт 
(чел-Зв).

     Радионуклиды - радиоактивные атомы с данным массовым числом и атомным номером, а для изомерных атомов - и с данным определенным энергетическим состоянием атомного ядра. Радионуклиды 
(и нерадиоактивные нуклиды) элемента иначе называют его изотопами. 
 Помимо названных выше величин для сравнения степени радиационного повреждения вещества при воздействии на него различных ионизирующих частиц с разной энергией используется также величина линейной передачи энергии (ЛПЭ), определяемая соотношением :

где - средняя энергия, локально переданная среде ионизирующей частицей вследствие столкновений на элементарном пути dl. 
 Пороговая энергия обычно относится к энергии электрона. Если в акте столкновения первичная заряженная частица образует -электрон с энергией больше , то эта энергия не включается в значение dE, и -электроны с энергией больше рассматриваются как самостоятельные первичные частицы.     Выбор пороговой энергии является произвольным и зависит от конкретных условий.     Из определения следует, что линейная передача энергии является некоторым аналогом тормозной способности вещества. Однако между этими величинами есть различие. Заключается оно в следующем: 
 1. ЛПЭ не включает энергию, преобразованную в фотоны, т.е. радиационные потери.

     2. При заданном пороге    ЛПЭ не включает в себя кинетическую энергию частиц, превышающую .     Величины ЛПЭ и тормозной способности совпадают, если можно пренебречь потерями на тормозное излучение и Предельно допустимые дозы облучения. По отношению к облучению население делится на 3 категории:

     Категория А   облучаемых лиц или персонал (профессиональные работники) - лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений.

     Категория Б   облучаемых лиц или ограниченная часть населения - лица, которые не работают непосредственно с источниками ионизирующего излучения, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию ионизирующих излучений.

     Категория В   облучаемых лиц или население - население страны, республики, края или области.    

Для категории  А вводятся предельно допустимые дозы - наибольшие значения индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год, при которой равномерное облучение в течение 50 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами. Для категории Б определяется предел дозы. 
   

Устанавливается три группы критических  органов:

1группа все тело, гонады и красный костный мозг.

2группа мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталики глаз и другие органы, за исключением тех, которые относятся к 1 и 3 группам.

3группа    кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, голени и стопы. 
Дозовые пределы облучения для разных категорий лиц даны в таблице 2.

Таблица 2.

 

    

     Помимо  основных дозовых пределов для оценки влияния излучения используют производные нормативы и контрольные уровни. Нормативы рассчитаны с учетом непревышения дозовых пределов ПДД (предельно допустимая доза) и ПД (предел дозы). Расчет допустимого содержания радионуклида в организме проводят с учетом его радиотоксичности и непревышения ПДД в критическом органе. Контрольные уровни должны обеспечивать такие низкие уровни облучения, какие можно достичь при соблюдении основных дозовых пределов.    

Для категории А (персонала) установлены:

• предельно допустимое годовое поступление ПДП радионуклида через органы дыхания;    
• допустимое содержание радионуклида в критическом органе ДСА; допустимая мощность дозы излучения ДМДА; 
• допустимая плотность потока частиц ДППА;
• допустимая объемная активность (концентрация) радионуклида в воздухе рабочей зоны ДКА;
• допустимое загрязнение кожных покровов, спецодежды и рабочих поверхностей ДЗА .    

Для категории Б (ограниченной части населения) установлены:

• предел годового поступления ПГП радионуклида через органы дыхания или пищеварения;
• допустимая объемная активность (концентрация) радионуклида ДКБ в атмосферном воздухе и воде;
• допустимая мощность дозы ДМДБ; допустимая плотность потока частиц ДППБ;
• допустимое загрязнение кожных покровов, одежды и поверхностей ДЗБ .    

 
 
 
 

Задача  № 2

Рассчитать  величину эквивалентной дозы, которую  получают люди на радиационно загрязненной местности в течении  определенного  времени. Вследствие аварии на АС. Сделать вывод.

Дано:

Ро = 90

t = 4,5ч. 

α = 30% , ß = 70%,

Д(эквив) - ?

Д эксп. = Ро + Рt * t Pt= P₀/t  = 90/4/5^0.5 =90/2.12=43мр/ч

Д эксп. = 90 + 43/2*4.5= 299.25мР 
 

Д эксп. = 0,877*Дпоглащ.

Дпогл= 0.877* Дпогл

Дпогл= Дэксп/0.877

Д = 299.25/0,877 = 341.2м Рад - 100%

341,2 Рад – 100%   = 341,2*30/100 =102,36

        a     30%      

341,2*70% /100 = 238,8 + 102,36 = 341,2

Дэкв = 102,36 *20 + 1*238.8 = 2047.2 +238.8= 2286мБэр= 0.02 Зв

Вывод: Данная доза превышает нормативы и представляет опасность лучевой болезни . 
 
 
 

Задача  № 3

Рассчитать  величину эквивалентной дозы, которую получают люди на радиационно загрязненной местности в течении  определенного времени. Вследствие ядерного взрыва. Сделать вывод.

Дано:

Ро = 90

t = 4,5ч. 

α = 30% , ß = 70%,

Д(эквив) - ?

Д эксп. = Ро + Рt * t Pt= P₀/t  = 90/4/5^1,2 =90/6.07=14,28мр/ч

Д эксп. = 90 + 6.07/2*4.5= 216.15мР 
 

Д эксп. = 0,877*Дпоглащ.

Дпогл= 0.877* Дпогл

Дпогл= Дэксп/0.877

Дпогл = 216.15/0,877 = 246.46м Рад - 100%

246,2 Рад – 100%   = 246,46*30/100 =73,93

         a     30%      

246,46*70% /100 =172,52

Дэвив= ∑ Q* Дпогл

Дэкв = 73,93 *20 + 1*172.52 = 1478,6 +172.52= 1651,12мБэр= 1,65=0,01 Зв

Вывод: Данная доза превышает нормативы и представляет опасность лучевой болезни . 
 
 
 
 
 
 

9. Приборы дозиметрического контроля

      Дозиметрические приборы измеряют мощность ионизирующих излучений на радиоактивной зараженной местности и степень заражения предметов. Работа этих приборов основана на свойстве РВ расщеплять нейтральные молекулы или  атомы на пары – положительные (ионы) и отрицательные (электроны).

      Дозиметрические приборы предназначаются  для:

      1.контроля облучения - получения данных о поглощенных или экспозиционных дозах излучения людьми и сельскохозяйственными животными;

      2.контроля радиоактивного заражения радиоактивными веществами людей, сельскохозяйственных животных, а также техники, транспорта, оборудования, средств индивидуальной защиты, одежды, продовольствия, воды, фуража и других объектов;

      3.радиационной разведки - определения уровня радиации на местности. Кроме того, с помощью дозиметрических приборов может быть определена наведенная радиоактивность облученных нейтронными потоками различных технических средствах, предметах и грунте. Для радиационной (химической) разведки и дозиметрического контроля на объекте используют дозиметры и измерители мощности экспозиционной дозы.

Дозиметрические приборы подразделяются на следующие основные группы:

     1.Дозиметры - приборы для измерения дозы ионизирующего излучения (экспозиционной, поглощенной, эквивалентной), а также коэффициента качества

     2.Радиометры - приборы для измерения плотности потока ионизи-рующего излучения.

     3.Универсальные приборы - устройства, совмещающие функции дозиметра и радиометра, радиометра и спектрометра и пр.

     4.Спектрометры ионизирующих излучений - приборы, измеряющие распределение (спектр) величин, характеризующих поле ионизирую-щих излучений.

     В соответствии с проверочной схемой по методологическому назначению приборы  и установки для регистрации  ионизирующих излучений подразделяются на образцовые и рабочие.

  Образцовые приборы и установки предназначены для поверки по ним других средств измерений, как рабочих, так и образцовых, менее высокой точности. Заметим, что образцовые приборы запрещается использовать в качестве рабочих.

     Рабочие приборы и установки - средства для регистрации и исследования ионизирующих излучений в экспериментальной и прикладной ядерной физике и многих других областях народного хозяйства.

     Приборы для регистрации ионизирующего излучения разделяются также по виду измеряемого излучения, по эффекту взаимодействия излучения с веществом (ионизационные, сцинтилляционные, фотографические и т. д.) и другим признакам.

     По  оформлению приборы для регистрации ионизирующего излучения подразделяют на стационарные, переносные и носимые, а также на приборы с автономным питанием, питанием от электрической сети и не требующие затрат энергии.

     В зависимости от измеряемых физических величин, вида ионизирующего излучения  и области применения принято  устанавливать типы дозиметрических приборов и их обозначения. Тип детектора определяют по измеряемой величине (первая цифра), виду ионизирующего излучения (вторая цифра), области применения (третья цифра).