Расчетные методы определения дозы облучения и защиты от гамма- и рентгеновских

рентгеновских излучений
Выполнили: студенты 351/352 групп
Дерябин П.Е.
Стефанюк В.В.
Статюк Д.С.

и источниками ионизирующих излучений для определения доз и контроля защиты,

помимо измерений с помощью приборов, может производиться теоретический расчет. Особое значение имеют теоретические методы при проведении предупредительного санитарного надзора.
В гигиенической практике чаще всего применяются методы расчета доз и контроля защиты от гамма- и рентгеновского излучения.

в пространстве, взаимодействие их с различными веществами Основными из этих закономерностей

являются следующие:

1) доза внешнего облучения при прочих равных условиях пропорциональна интенсивности ионизирующих излучений и времени их действия;
2) интенсивность ионизирующих излучений от внешнего точечного источника пропорциональна количеству квантов или частиц, возникающих в нем за единицу времени, и обратно пропорциональна квадрату расстояния. Зависимость интенсивности излучения от расстояния в случае применения протяженного источника более сложная;
3) интенсивность излучения может быть уменьшена с помощью поглощения его материалами защитных экранов.

облучения:
1. Использование для работы источников с минимально возможным выходом ионизирующих

излучений (защита активностью).
2. Проведение работ, связанных с облучением в течение минимального времени (защита временем).
3. Обеспечение во время этих работ максимального расстояния от источника до человека (защита расстоянием). Этот способ является чрезвычайно эффективным, так как доза уменьшается обратно пропорционально квадрату расстояния (при увеличении расстояния в 2 раза, доза уменьшается в 4 раза и т.д.).
4. При необходимости уменьшение интенсивности излучения с помощью экранов (защита экранами)

в Бк (мКи);
керма-постоянная (G), аГр • м2/с • Бк,

показывает какая мощность дозы, создается данным нуклидом активностью 1 Бк за 1 с на расстоянии 1 м. При расчете во внесистемных единица используется гамма-постоянная источника (Кy), Р∙см2/ч∙мК ;
расстояние от источника (R) в м (см);
Время (t) в с (ч), в течение которого работающий будет находиться в данной точке.

рассчитывается по следующей формуле:

мощность экспозиционной дозы (Дэксп) по формуле:

эффективной дозы (ПД), который для работающих с радиоактивными веществами (персонал,

группа А) составляет 20 мЗв в год
Расчет защиты от источников гамма-излучений с помощью экранов производят по кратности ослабления поглощенной (эффективной) дозы. К = Д/ПД или К = Дэфф/ПД
В зависимости от требуемой кратности ослабления и энергии гамма- излучения радионуклидов по соответствующим таблицам определяем толщину защитных материалов

работать 30 часов в неделю с источником кобальт-60 (энергия гамма-квантов

1,25 МэВ) активностью 100 мКu на расстоянии 1 м.

является эффективная (эквивалентная) доза.
Для определения эффективной дозы необходимо учесть соответствующий

взвешивающий коэффициент. Так как в данном случае источник является гамма-излучателем, коэффициент равен 1. То есть, эффективная доза будет составлять 3,9 бэр. Как известно, 1 бэр равен 0,01 Зв, или 10 м3в.
Следовательно, по условиям задачи работник за неделю получит эффективную дозу 39 мЗв. Условно принимая, что год состоит из 50 недель, получаем предел дозы за неделю равный 0,4 мЗв

К = Дэфф/ПД = 39 / 0,4

= 97,5 раз.
Исходя из кратности ослабления и энергии гамма-квантов кобальта-60, находим толщину экрана из свинца. При несовпадении данных кратности ослабления и энергии излучения с указанными в таблице результат находят методом экстраполирования либо используют последующие числа, обеспечивающие более надежную защиту.
В данном случае безопасную работу с источником ИИ обеспечит экран из свинца толщиной 84,5 мм.

излучений» - НижГМА, 2009г.
Раздел 3. РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ МЕДИЦИНСКОГО ПЕРСОНАЛА

ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ ИСТОЧНИКОВ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ В МЕДИЦИНЕ