Основные величины и единицы в дозиметрии

ЛЕКЦИЯ 1. Введение. Предмет курса. Основные величины и единицы в дозиметрии. 

      Введение. 

      Проблема  радиационной безопасности населения  и охраны окружающей среды от загрязнения  радиоактивными веществами является ключевой при реализации программы развития, основанной на использовании атомной энергии. Это особенно стало очевидно после аварии на Чернобыльской АЭС, когда эта проблема приобрела глобальный масштаб, а ее социальные, экономические, экологические, правовые и нравственные аспекты стали предметом самого широкого и острого обсуждения на всех уровнях современного общества.

      В этой проблеме важное место занимают правильная оценка и прогнозирование доз от выбросов радиоактивных веществ в атмосферу предприятиями ядерного топливного цикла.

      В оценке радиологической опасности основным (хотя и не единственным) критерием является доза на население — по ней ученые прогнозируют радиационный риск последствий облучения. Однако путь от выбросов радиоактивных веществ в атмосферу до доз, создаваемых ими в организме человека, очень сложен. Существует чрезвычайно большое разнообразие метеорологических и других природных условий, химико-физических и радиологических свойств радионуклидов, специфики почв и производимой сельскохозяйственной продукции, характера диеты в отдельных регионах страны, демографических характеристик и др. Этот перечень следует дополнить очень сложными путями миграции радионуклидов в биосфере и их метаболизма в организме человека.

      Существуют  и другие трудности на пути определения  доз от радиоактивных отходов. Они связаны с наличием природного и антропогенного радиационного фона.

      Известно, что человек и все живые  организмы с самого начала зарождения жизни подвергаются действию излучения природных источников ионизирующего излучения, которые по характеру воздействия не отличаются от излучения искусственных источников, генерируемых в ядерной энергетике: в обоих случаях биологический эффект определяет доза. Потоки ионизирующего излучения падают на землю из космоса, естественные радиоактивные вещества присутствуют в атмосферном воздухе, почве, продуктах питания и в организме людей. При этом фактические дозы облучения от радиоактивных выбросов АЭС при нормальной эксплуатации значительно меньше доз от природных и тем более антропогенных источников облучения. Так, по данным НКДАР ООН 1988 (Научного Комитета ООН по действию атомной радиации), средние годовые эффективные эквивалентные дозы облучения населения от естественной радиации составляют 2,0 мЗв (200 мбэр), от рентгенорадиологических обследований пациентов 0,4 мЗв (40 мбэр), от радиоактивных осадков предшествующих атомных взрывов 0,02 мЗв (2 мбэр), от радиоактивных отходов ядерной энергетики при нормальной эксплуатации около 0,001 мЗв (0,1 мбэр). В районах территорий, загрязненных выбросами при аварии на Чернобыльской АЭС, эти уровни значительно выше.

      Установленные в СССР и действующие сейчас требования к удалению жидких и газообразных радиоактивных отходов АЭС предусматривают  непревышение пределов доз, составляющих лишь около 10% уровней доз естественной радиации. Поэтому непосредственное измерение доз на население от радиоактивных отходов ядерной энергетики при нормальном эксплуатационном режиме практически не представляется возможным. На практике чаще всего дозы оцениваются расчетным путем по измеренным производным характеристикам: выбросам и сбросам радиоактивных веществ во внешнюю среду, концентрациям активности в атмосферном воздухе, в почве, пищевых продуктах и других средах.

      Знание  методов расчета доз и уровней  загрязнения радиоактивными веществами биосферы в целом важно как в процессе нормальной эксплуатации, так и в особенности, в случае аварийных выбросов, когда ошибки могут привести к серьезным последствиям.

      Методология расчета доз и производных  характеристик должна включать в  себя учет всех путей воздействия: поля внешнего излучения от радиоактивного облака и почвы, загрязненной радиоактивными веществами, внутреннего облучения от вдыхания радиоактивных газов и аэрозолей и поступления в организм человека с продуктами питания в результате миграции радиоактивных веществ по пищевым и биологическим цепочкам.

      1-ая  лекция является введением в  курс “Расчетные методы дозиметрии”.  В данной лекции рассматриваются  цели и задачи изучения курса,  программа курса, используемая  литература, а также основные  дозиметрические термины и понятия, необходимые для понимания того, для определения каких величин в дозиметрии применяются расчетные методы.

      Лекция  разделена на 9 разделов: 

 

§ 1.1. Цели и задачи изучения курса. 

Целью преподавания дисциплины является:

Ознакомление  студентов с основными методами расчета дозовых нагрузок на человека при облучении радионуклидами искусственного происхождения, распределенными в окружающей среде. 

Задачами  преподавания дисциплины являются:

Дать  студентам такие знания, что результате усвоения этого курса обучаемый должен:

иметь представление

• о расчетах дозовых нагрузок органов и организма при воздействии ИИ;
• о радиационной опасности радионуклидов и потоков излучений при внешнем и внутреннем воздействии;
• о принципах и методах определения дозовых нагрузок.

знать

• основные понятия дозиметрии, дозиметрические величины и единицы их измерения, соотношения между ними;
• теоретические методы оценок доз.

владеть

• знаниями по теоретическому расчету и оценке доз.

уметь использовать

• аппарат расчета дозовых нагрузок при внешнем и внутреннем облучении организма.

иметь опыт

• расчета дозовых нагрузок при внешнем и внутреннем облучении организма;
• расчета погрешностей определения дозовых нагрузок при внешнем и внутреннем облучении организма.

 

§ 1.2. Программа курса. Литература. 

      Программа курса рассчитана на 30 часов лекционных и 20 часов практических занятий.

      Мы  рассмотрим 17 тем на лекционных занятиях: 

 

      И 6 тем на практических занятиях: 

 

   Основная  литература, использованная при подготовке курса лекций, основывается на 4 первоисточниках: 

1. Гусев H. Г., Беляев В. А. Радиоактивные выбросы  в биосфере: Справочник.— 2-е изд., перераб. и доп.— M.: Энергоатомиздат, 1991.
2. Защита от ионизирующих излучений. В 2-х томах. Под ред. Н.Г. Гусева. М.: Энергоатомиздат, 1990.
3. Международная комиссия по радиологической защите. Рекомендации МКРЗ 1990. Публикация 60 МКРЗ, часть 2. Пер. с англ. Под ред. И.Б. Керим-Маркуса. М.: Энергоатомиздат, 1994.
4. Международное агентство по атомной энергии. Международные основные нормы безопасности для защиты от ионизирующих излучений и безопасного обращения с источниками излучения. МАГАТЭ, Вена, 1997.- 383 с.

 

§ 1.3. Активность. 

      Величинами, характеризующими радиоактивное вещество, являются закон радиоактивного распада:

,        (1.3.1)

где l - постоянная распада, характеризующая скорость убывания радиоактивных атомов, сек^-1.

      Постоянная  распада l связана с периодом полураспада T_1/2 -временем, за которое распадается половина атомов данного радионуклида следующим выражением:

,         (1.3.2)

и активность:

,         (1.3.3)

где dN_a - число спонтанных ядерных превращений в данном количестве радиоактивного вещества за время dt.

      Единицами измерения активности A являются 1 Бк (Беккерель) = 1 распад/сек (система единиц СИ) и 1 Ки (Кюри) = 3.7 10¹⁰ Бк (внесистемная единица).

      Используя уравнения (1.3.1 - 1.3.3) мы можем определить массу радионуклида, соответствующую  заданной активности. Так, для активности радиоактивного вещества в 1 Ки, продифференцировав уравнение (1.3.3), подставляя в него уравнение (1.3.1), получим следующее число атомов радиоактивного вещества, требующихся для создания активности в 1 Ки:

,  Þ  ,    (1.3.4)

      Зная, что масса одного грамм-моля вещества равна его атомной массе в граммах, и что в одном моле вещества содержится количество атомов, равное числу Авогадро N_A, рассчитаем массу радионуклида, требующуюся для создания активности в 1 Ки:

, г/Ки  (1.3.5)

где m_a – атомная масса.

      Используется  также обратная величина q_m – активность, создаваемая 1-м граммом радиоактивного вещества:

, Ки/г       (1.3.6)

      С помощью уравнения (1.3.5) возможно грубо  оценить массу радионуклидов  цезия, стронция и плутония, выпавших на всю территорию Беларуси в результате аварии на Чернобыльской АЭС. 

§ 1.4. Поглощенная доза. 

      Различные виды ионизирующего излучения (a-частицы, b-частицы, протоны, нейтроны, гамма - кванты), образующегося при распаде радиоактивных атомов, проходя через вещество, взаимодействуют с ядрами и электронными оболочками ядер вещества и теряют энергию, вызывая тем самым ионизацию атомов вещества. Для целей дозиметрии количественной характеристикой передачи ионизирующим излучением энергии веществу служит поглощенная доза. Поглощенная доза D является основополагающей дозиметрической величиной в радиационной безопасности.