Определение доз облучения от гамма-излучающих радионуклидов
Ионизирующее излучение как излучение, воздействие которого со средой приводит к образованию ионов разных знаков. Знакомство с основными радиобиологическими свойствами радионуклидов. Особенности воздействия ионизирующих излучений на организм человека.
| Рубрика | Безопасность жизнедеятельности и охрана труда |
| Вид | курсовая работа |
| Язык | русский |
| Дата добавления | 28.01.2014 |
| Размер файла | 276,7 K |
Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже
Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.
d - дозовый коэффициент, бэр км 2/ (Kuгод).
Таблица 4.1 - Значения коэффициента d с учетом ослабления внешнего облучения зданиями
|
Тип населенного пункта |
Значение коэф. d, бэркм2/(Kuгод) |
|
|
Города областного и республиканского подчинения |
0,006 |
|
|
Города районного подчинения и поселки городского типа |
0,009 |
|
|
Все населенные пункты, кроме поселков городского типа |
0,013 |
Пример. Определить годовую эквивалентную дозу облучения населения, если плотность загрязнения поверхности земли составляет 40 Ku/км 2. Решение. Годовая эквивалентная доза облучения людей рассчитывается по формуле (4.3): D = 40 0,009 = 0,36 бэр/год, то есть доза ниже предельно допустимой.
5. Определение доз внутреннего облучения от гамма-излучающих радионуклидов
Радиоактивные вещества могут поступать в организм человека при вдыхании воздуха, загрязненного радиоактивными веществами, через желудочно-кишечный тракт, а также через кожу. Из-за большого объема легочной вентиляции (20 м3/сут) и более высокого коэффициента усвоения наиболее опасен первый путь. Количество радионуклидов, поступающих из желудочно-кишечного тракта в кровь, зависит от его вида, например, цирконий Zr и ниобий Nb практически не поступают в кровь (коэффициент резорбции составляет доли процента), висмут Bi - 1%, барий Ba - 5%, кобальт Со и стронций Sr - до 30%, водород и щелочно-земельные вещества - 100%.
Поступления в кровь через неповрежденную кожу в 200-300 раз меньше, чем через желудочно-кишечный тракт. Исключение составляет изотоп водорода - тритий, легко проникающий в кровь через кожу.
По характеру распределения в организме радиоактивные вещества условно разделяются на три группы: равномерно распределяющиеся в организме, отлагающиеся преимущественно в скелете и концентрирующиеся в печени (см. таблицу 1.1). Особое место занимает радиоактивный йод, который селективно отлагается в щитовидной железе.
Мощность дозы, получаемая человеком при внутреннем облучении в общем виде определяется выражением
, (5.1)
где - мощность эквивалентной дозы в рассматриваемом органе или ткани при внутреннем облучении человека, Зв/ч;
Aуд - удельная активность радионуклида в рассматриваемом органе человека, Бк/кг;
K - гамма-постоянная радионуклида, Р см 2/(ч мКu);
- плотность ткани, ( = 1 г/см 3);
g - геометрический фактор, см;
К1 - коэффициент перевода единицы экспозиционной дозы в единицу поглощенной дозы, (К 1 = 0,01 Гр/Р);
К2 - коэффициент качества облучения, (К 2 = 1 Зв/Гр).
Удельная активность радионуклида Aуд , Бк/кг рассчитывается по формуле
, (5.2)
где A - активность единичного поступления радионуклида в организм человека, Бк;
f - коэффициент метаболизма (см. таблицу 1.1);
m - масса всего тела человека (если радионуклид распространяется по всему телу) или масса органа человека, куда поступает радионуклид, кг.
Геометрический фактор g учитывает соотношение массы облучаемого тела или органа и его геометрических размеров. Например, чем ниже рост человека и больше его масса, тем больше g:
рост 2 м, масса 60 кг g = 117 см;
рост 1,7 м, масса 70 кг g = 126 см;
рост 1,4 м, масса 100 кг g = 154 см.
При облучении печени массой 1,8 кг геометрический фактор принимается равным g = 80 см. При облучении щитовидной железы массой 20 г g = 40 см.
Годовую дозу внутреннего облучения следует определять с учетом эффективного периода полувыведения нуклидов из организма
, (5.3)
где T эф - эффективный период полувыведения, сут;
T 1/2 - период полураспада изотопа, сут;
T B/2 - период полувыведения из организма, т.е. время, в течение которого из организма выводится половина имеющегося радиоактивного вещества, сут .
при Tэф 365 сут, (5.4)
при Tэф < 365 сут, (5.5)
где Dэкв.вн - эквивалентная годовая доза внутреннего облучения, Зв/год;.
- мощность эквивалентной дозы внутреннего облучения, Зв/ч; 24 - количество часов облучения в год, ч/год.
Пример 5.1. Рассчитать внутреннюю годовую дозу облучения человека в результате вдыхания радиоактивной пыли 90 Sr в количестве 2 г активностью 10 Ku/кг.
Решение.
В результате попадания в организм человека радионуклид 90Sr задерживается в минеральной части костей и очень трудно выводится из организма ТB/2 = 1,8 10 4 сут (таблица 1.1). Облучению подвергается все тело человека.
Единичное поступление радионуклида 90Sr составляет 2 г, поэтому активность единичного поступления
A = 2 10-3 10 Ku = 7,4 108 Бк
Удельную активность рассчитываем по формуле (5.2)
.
Мощность дозы, получаемой человеком, определяем по формуле (5.1)
= 2,7 10-11 A уд K g K1 K 2 =
= 2,7 10-11 1,27 106 2,94 1 126 0,01 1 =
=1,27 10-4 Зв/ч .
Эффективный период полувыведения радионуклида вычисляем по формуле (5.3)
Годовую эквивалентную дозу внутреннего облучения вычисляем по формуле (5.4)
D экв.вн = 365 24 = 1,27 10 -4 365 24 = 1,1 Зв/год.
Полученная доза в 220 раз превышает ПДД для населения.
Пример 5.2. Рассчитать внутреннюю годовую дозу облучения человека в результате употребления им в пищу ежедневно в течение 200 дней по 0,5 л молока с радионуклидом 131I активностью 7,4 105 Бк/л и сравнить с ПДД для населения.
Решение.
Радионуклид 131 I попадает во все тело человека и в щитовидную железу (см. таблицу 1.1).
Рассчитываем мощность дозы облучения всего тела человека при единичном (в течение суток) поступлении 131I по формулам (5.2, 5.3 и 5.1):
,
= 2,710 -11 Aуд K g K1 K2 =
= 2,7 10 -11 0,53 10 4 1,69 1 126 0,01 1 =
= 3,110 -7 Зв/ч .
Так как человек ежедневно употребляет молоко в пищу, то мощность дозы будет со временем возрастать и достигнет значения в 11 раз выше, чем при единичном поступлении, и годовая доза облучения составит
Dэкв.вн = 3,1 10 -7 11 (200 + 7,56) 24 = 0,016 Зв/год ,
то есть в 3 раза выше ПДД для населения.
Рассчитываем мощность дозы облучения щитовидной железы по формулам (5.2 и 5.1):
= 2,7 10-11 A уд K g K1 K2 =
= 2,7 10-11 5,5 106 1,69 1 40 0,01 1 = 1 10 -4 Зв/ч.
Следует отметить, что мощность дозы облучения щитовидной железы в 300 раз выше мощности дозы облучения всего организма человека.
С учетом того, что человек потребляет в пищу молоко ежедневно в течение 200 дней, годовая доза облучения щитовидной железы составит
Dэкв.вн = 1 10-4 11 (200 + 7,56) 24 = 5,5 Зв/год ,
что в 367 раз превышает ПДД для щитовидной железы.
6.Определение уровня риска от облучения
Уровень риска это вероятность неожиданных последствий какого либо действия за определенный период времени. При ионизирующем облучении количественной мерой уровня риска является вероятность заболевания или гибели человека. Воздействие ионизирующего излучения на человека, в этом случае, принимается беспороговым, т.е. чем больше доза облучения, тем выше риск заболевания.
Для персонала, работающего с источниками ионизирующих излучений (категории А), при дозе облучения равной предельно допустимой (5 бэр/год) значение уровня риска принято равным ra = 8,25 10-4 (чел год) -1. Это значит, что в течение года восемь человек из 10 000 заболеют.
Уровень риска r = 1 10 -4... 1 10 -3 (чел год)-1 считается не высоким, уровень риска r = 1 10 -3... 1 10 -2 (чел год)-1 - высоким, а r больше 1 10 -2 - исключительно высоким.
Безопасным уровнем риска для работников атомной промышленности считается rа.без = 1 10-4 (чел год) -1 и меньше, для населения (категории Б) rб.без = 1 10-5 (чел год) -1 и меньше.
При облучении всего организма человека уровень риска рассчитывается по формуле:
r = 1,65 10-2 D экв , (6.1)
где r - уровень риска от облучения человека, (чел год) -1;
Dэкв - годовая эквивалентная доза облучения всего человека, Зв/год;
1,65 10-2 - уровень риска при облучении всего тела человека и получении эквивалентной дозы 1 Зв/год. При облучении отдельных органов человека уровень риска рассчитывается по формуле
rорг = 1,65 10-2 Dэкв , (6.2)
где - коэффициент, характеризующий отношение риска облучения только данного органа к риску от равномерного облучения всего тела (таблица 6.1).
Таблица 6.1 - Значения коэффициентов
|
Наименование органа или ткани |
Коэффициент |
|
|
Все тело человека |
1,0 |
|
|
Половые железы |
0,25 |
|
|
Молочные железы |
0,25 |
|
|
Красный костный мозг |
0,12 |
|
|
Легкие |
0,12 |
|
|
Щитовидная железа |
0,03 |
|
|
Кость поверхность |
0,03 |
Пример. Рассчитать уровень риска заболевания оператора, работающего с источниками ионизирующего излучения, при годовой дозе облучения всего тела человека Dэкв = 5 бэр/год.
Решение.
По формуле (6.1) уровень риска
r = 1,65 10-2 0,05 = 8,25 10-4 (чел год),
т.е. уровень риска относительно невысокий, он соответствует предельно допустимой годовой дозе облучения персонала категории А.
Пример. Рассчитать уровень риска при облучении у человека щитовидной железы и полученной дозе Dэкв.щ = 5 Зв/год.
Решение.
По формуле (6.2) уровень риска
rщ = 1,65 10-2 0,03 5 = 2,5 10-3 (чел год).
Этот уровень риска является высоким, т.к. в течение года более двух человек из 1000 заболеют раком щитовидной железы.
Если взять период 10 лет, то за это время заболеют 25 человека из 1000.
7. Контрольные задания
Оценить опасность облучения оператора гамма-излучением от точечного источника, находящегося на расстоянии R от рабочего места. Вид и активность радионуклида, а также расстояние R выбрать из таблицы 7.1. по варианту.
Время работы оператора 36 ч в неделю (1700 ч в год).
Таблица 7.1 - Варианты заданий
|
Номер варианта |
Вид радионуклида |
Активность А, мKu |
Расстояние R, м |
|
|
1 |
60 Со |
2 |
0,4 |
|
|
2 |
90 Sr |
4 |
0,5 |
|
|
3 |
131 J |
6 |
0,6 |
|
|
4 |
137 Cs |
8 |
0,7 |
|
|
5 |
236 U |
10 |
0,8 |
|
|
6 |
60 Co |
12 |
0,4 |
|
|
7 |
90 Sr |
14 |
0,5 |
|
|
8 |
131 J |
16 |
0,6 |
|
|
9 |
137 Cs |
18 |
0,7 |
|
|
10 |
236 U |
20 |
0,8 |
Решение:
- определяем мощность экспозиционной дозы по формуле (3.1);
- рассчитываем мощность эквивалентной дозы по формуле (1.6);
Dэкв = Dпогл К2 = Dэксп К1 К2
- рассчитываем годовую эквивалентную дозу по формуле (1.9);
- сравнив полученное значение дозы с ПДД для категории А по
таблице 2.1, можно сделать вывод: доза почти в 1.5 раза превышает ПДД;
- рассчитываем уровень риска по формуле (6.1)
r = 1,65 10-2 D экв
т.е. уровень риска относительно невысокий, он соответствует предельно допустимой годовой дозе облучения персонала категории А
Определить безопасное расстояние от источника -излучения до рабочего места оператора, если измеренная мощность эквивалентной дозы на расстоянии R составляет (таблица 7.2).
Время работы оператора 1700 ч/год.
Таблица 7.2 - Варианты заданий
|
Номер варианта |
Расстояние R, м |
Мощность эквивалентной дозы , мкЗв/ч |
|
|
1 |
0,1 |
500 |
|
|
2 |
0,2 |
400 |
|
|
3 |
0,3 |
300 |
|
|
4 |
0,4 |
200 |
|
|
5 |
0,5 |
100 |
|
|
6 |
0,1 |
800 |
|
|
7 |
0,2 |
600 |
|
|
8 |
0,3 |
400 |
|
|
9 |
0,4 |
300 |
|
|
10 |
0,5 |
200 |
Решение :
- определяем годовую эквивалентную дозу по формуле (1.9);
- рассчитываем безопасное расстояние из соотношения (3.2).
R= 0.1м
Оценить опасность облучения населения, постоянно подвергающегося воздействию ионизирующего излучения от земли, содержащей радионуклиды. Значения мощности экспозиционной дозы на расстоянии 1 м от земли приведены в таблице 7.3.
Таблица 7.3 - Варианты заданий
|
Вариант |
1 |
2 |
3 |
4 |
5 |
6 |
7 |
8 |
9 |
10 |
|
|
, 4 мкР/ч |
90 |
80 |
70 |
60 |
50 |
45 |
40 |
35 |
30 |
20 |
Решение:
- определяем мощность эквивалентной дозы по формуле (1.6);
- определяем годовую эквивалентную дозу с учетом коэффициента НКДАР по формуле (4.1);
Оценить опасность облучения населения постоянно подвергающегося воздействию ионизирующего излучения от земли, содержащей цезий-137. Значения активности A цезия-137 в поверхностном слое земли даны в таблице 7.4.
Таблица 7.4 - Варианты заданий
|
Вариант |
1 |
2 |
3 |
4 |
5 |
6 |
7 |
8 |
9 |
10 |
|
|
А, Ku/км2 |
5 |
10 |
15 |
20 |
25 |
30 |
35 |
40 |
45 |
50 |
Порядок расчета:
- определить годовую эквивалентную дозу по формуле (4.3);
D экв = Aт d
Список литературы
1. Нормы радиационной безопасности НРБ-76/87 и Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87, 3-е изд./ Минздрав СССР, М.: Энергоатомиздат, 1988, 160 с.
2. Определение доз облучения и уровней риска от -излучающих радионуклидов: Учеб. пособие / А.А.Кузнецов, А.М.Лебедев; Тул. политехн. ин-т, Тула, 1992, 36 с.
3. Булдаков Л.А. Радиоактивные вещества и человек. М.: Энергоатомиздат, 1990, 160 с.
4. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. Изд. 2-е, перераб. и доп. М., Атомиздат, 1977, 384 с.
1. Размещено на Allbest.ru
Подобные документы
Что такое биологическое действие ионизирующих излучений. Воздействие радионуклидов на живые ткани. Оценка вторичных повреждений тканей при воздействии радиации. Пути поступления радиоактивных веществ в организм. Уровни накопления радионуклидов в органах.
доклад [17,2 K], добавлен 25.11.2009Особенности радиоактивности и ионизирующих излучений. Характеристика источников и путей поступления радионуклидов в организм человека: естественная, искусственная радиация. Реакция организма на различные дозы радиационного облучения и средства защиты.
реферат [42,6 K], добавлен 25.02.2010Открытие нейтрона - поворотный пункт в исследовании ядерных реакций. Способность радионуклидов спонтанно превращаться в атомы других элементов. Основные виды радиоактивных излучений при распаде ядер. Воздействие на организм человека нейтронного излучения.
контрольная работа [198,7 K], добавлен 18.11.2010Виды ионизирующих излучений, процесс передачи их веществу. Экспозиционная, поглощенная и эквивалентная дозы. Ослабление интенсивности излучения, коэффициенты ослабления. Критерии биологической опасности радионуклидов в случае внутреннего облучения.
презентация [686,4 K], добавлен 23.04.2014Радиоактивное излучение, его виды. Воздействие радиации на ткани живого организма. Предельно допустимые дозы облучения. Естественные источники радиации. Внутреннее облучение от радионуклидов земного происхождения. Воздействие радиации на человека.
реферат [39,2 K], добавлен 23.09.2013Источники внешнего облучения. Воздействие ионизирующих излучений. Генетические последствия радиации. Методы и средства защиты от ионизирующих излучений. Особенности внутреннего облучения населения. Формулы эквивалентной и поглощенной доз излучения.
презентация [981,6 K], добавлен 18.02.2015Природа ионизирующего излучения. Генерация ионизирующего излучения в природе обычно происходит в результате спонтанного радиоактивного распада радионуклидов. Биологическое действие ионизирующих излучений. Гигиеническое нормирование ионизирующих излучений.
реферат [4,6 M], добавлен 19.11.2010Особенности воздействия радиации на живой организм. Внешнее и внутреннее облучение человека. Воздействие ионизирующего излучения на отдельные органы и организм в целом. Классификация эффектов радиации. Влияние ИИ на иммунобиологическую реактивность.
презентация [252,4 K], добавлен 14.06.2016Ионизирующее излучение как выделение энергии, вызывающее ионизацию среды. Источники естественной и искусственной (антропогенной) радиации. Механизм биологического воздействия излучения на организм человека. Радиоактивное загрязнение окружающей среды.
реферат [1,8 M], добавлен 18.03.2009Основные типы радиоактивных излучений, их негативное воздействие на человека. Радионуклиды как потенциальные источники внутреннего облучения. Способы защиты от источников ионизирующих излучений. Пути поступления радитоксичных веществ в организм.
реферат [516,1 K], добавлен 24.09.2013
