ПРАКТИКУМ радиология

контроль питания» на верхней панели прибора бифункциональна: служит для контроля уровня питания дозиметра от аккумуляторов и для вывода на дисплей показаний дозы.

13.3. Порядок работы на дозиметре ДКГ03Д «Грач»

		Высокочувствительный					дози-
		метр ДКГ03Д «Грач» (рис.35)
		представляет		собой		компактный
		прибор, удобный для проведения
		радиационных			обследований.			С
		момента начала измерения, резуль-
		таты и погрешность				непрерывно
		индицируются и постоянно уточ-
		няются, также при достижении не-
		обходимой	погрешности процесс
		можно прервать. Дозиметр выпол-
		нен в пластиковом корпусе, осна-
		щен экраном с подсветкой, звуко-
		вой сигнализацией с частотой про-
		порциональной			мощности		дозы,
		предусматривает возможность под-
		ключения	головного			телефона.
		Диапазон измерения мощности до-
		зы – 0,1 мкЗв/ч–1,0 мЗв/ч, диапазон
	Рис. 35. Дозиметр ДКГ-03	измерения дозы – 1,0 мкЗв–100 Зв.
		В качестве детектора используется
	«Грач»
		газоразрядный счетчик (по чувст-
		вительности		эквивалентен			3	шт.

СБМ-20), относится к универсальным дозиметрам и работает как в прямо показывающем режиме, так и в качестве накапливающего. Время выхода на рабочий режим: 2 с.

ПРАКТИЧЕСКАЯ ЧАСТЬ

Цель данной работы – измерить дозу и мощность дозы гаммаизлучения дозиметром ДКГ-03Д «Грач» при работе с точечным источником 60Со. Для персонала рассчитать безопасное расстояние и безопасное время работы с таким источником на определенном расстоянии.

92

Порядок выполнения работы

1.Включите дозиметр ДКГ03Д «Грач» (тумблер на верхней стороне прибора). На экране появятся результаты измерения мощности эквивалентной дозы (мкЗв/ч) и точность измерения (%).

2.Нажимом кнопки «Режим» переведите прибор в накопительный режим измерения дозы излучения (мЗв).

3.Установите дозиметры, предварительно записав их номера, в гнезда специальной подставки детектором к ее центру. После размещения прибо-

ров, в центр площадки на расстоянии R' = 15 см от них установите источник ионизирующего излучения 60Со и включите секундомер (в работе имитируются жесткие условия работы в поле γ-излучения источника

60Co (А ≈ 2 мКи).

4.Через 5 минут снимите показания прибора – величину дозы излучения

(D', мЗв). Рассчитайте мощность дозы P' в этих условиях(P' = D'/ t, мкЗв/ч).

5.Нажимом кнопки «Режим» переведите прибор в режим измерения мощности дозы излучения, запишите несколько показаний прибора (Р, мкЗв/ч), а затем удалите источник излучения в хранилище радиоизотопов.

6.Рассчитайте среднюю мощность дозы по трем измерениям (Ризм, мкЗв/ч).

7.Сравните мощности эквивалентной дозы по показаниям прибора во время измерений и вычисленной по накопленной за 5 мин дозе.

8.По усредненным показаниям мощности дозы рассчитайте безопасное время работы (tбезоп) с данным источником излучения в течение недели.

9.Рассчитайте безопасное расстояние (Rбезоп), обеспечивающее безопасную работу без ограничения времени для персонала.

10.Результаты запишите и сделайте выводы.

1)Прибор № ________________________

Измерение дозы в течение t = 5 мин: D' = Расчет мощности дозы: P' = D'/ t =

2)Измерения мощности дозы: Р1 =

Р2 = Р3 =

Расчет средней мощности дозы Ризм = (Р1 + Р2 + Р3) / 3 =

3) Безопасное время работы (tбезоп) =

93

4)Безопасное расстояние (Rбезоп) =

5)Выводы:

КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ И ЗАДАНИЯ

1.Как связаны доза излучения и активность радионуклида?

2.Какой вид дозы используется только для оценки внешнего рентгеновского или гамма-излучения?

3.Можно ли рассчитать дозу внешнего излучения? От каких параметров и как она зависит?

4.Чему равны основные дозовые пределы для профессиональных работников (персонала) и для населения?

5.Как рассчитать безопасные мощности дозы для профессионалов и для населения?

6.Дайте характеристику дозиметру ДКС-04.

7.Дайте характеристику дозиметру ДКГ-03Д «Грач».

8.Во сколько раз изменится доза излучения, если расстояние от точечного источника увеличить в 5 раз?

9.На расстоянии 10 см от источника излучения мощность дозы в 25 раз

выше допустимой. На каком расстоянии от источника уровень радиации станет безопасным? Дайте обоснование.

10.Профессионал работает в лаборатории, где мощность дозы гаммаизлучения составляет 100 мкЗв/ч. Оцените данную величину (сравните с допустимыми пределами). Сколько часов в неделю профессионал может безопасно работать в этих условиях?

94

Лабораторная работа № 14

Прогноз загрязнения сельскохозяйственной продукции и дозовых нагрузок на население в условиях радионуклидного загрязнения. Разработка контрмер

ТЕОРЕТИЧЕСКАЯ ЧАСТЬ

14.1. Суммарная доза облучения человека

Содержание упражнения – прогнозная оценка. Имея данные о загрязнении радионуклидами исследуемой территории, а также, зная закономерности поступления радионуклидов в растения и организм сельскохозяйственных животных и человека, можно приблизительно рассчитать:

а) уровни загрязнения сельскохозяйственной продукции; б) дозовые нагрузки на человека за счет внутреннего облучения при

потреблении сельскохозяйственных продуктов местного производства и в) дозовые нагрузки на человека за счет внешнего облучения.

На основании данных расчетов можно оценить саму возможность сельскохозяйственного производства на данной территории, а также разработать систему мероприятий, направленных на снижение загрязнения продукции и уменьшение воздействия радиации на организм человека.

Суммарная доза облучения человека, проживающего на территории, загрязненной радионуклидами, включает воздействие от:

•естественных источников радиации – природного радиационного фона;

•искусственных источников радиации – излучения радионуклидов– загрязнителей окружающей среды.

Вданном упражнении мы не будем учитывать воздействие природного фона, а проведем расчет дозы облучения только от искусственных источников радиации.

Суммарное воздействие ионизирующего излучения на человека складывается из внешнего облучения от источников излучения, находящихся вне человека, и внутреннего облучения от источников излучения, попадающих в организм человека с воздухом, водой, пищей или другими путя-

ми (рис.36).

95

	Суммарная доза
	облучения человека
Доза		Доза
внешнего облучения		внутреннего облучения
137Cs		137Cs и 90Sr
• Почва	и	• Продукция растениеводства
	с
	т	• Продукция животноводства
	о
	ч	• Питьевая вода
	н
	и	• Воздух (ингаляционный путь)
	к
	и	• Через кожные покровы
Рис.36.	Составляющие суммарной дозы облучения человека от
искусственных источников радиации. Пунктирной линией выделены
главные пути поступления радионуклидов внутрь организма человека.

Исходными данными для расчета являются уровни загрязнения почвы 137Cs и 90Sr (плотности поверхностного загрязнения as, Ки/км2), которые можно получить из картографических материалов, или результатов радиоэкологического обследования (мониторинга) данной территории.

На этапе оценки полученных результатов, уровни загрязнения продуктов питания сравнивают с допустимыми уровнями содержания 137Cs и 90Sr в продуктах питания «Санитарными правилами и нормами СанПиН 2.3.2.1078-01» (см. Приложения, табл.12), а суммарную годовую дозу облучения человека от искусственных источников радиации сравнивают с основным дозовым пределом для населения, равным 1 мЗв/год (см. Приложения, табл.10); на основании этого делают выводы.

14.2 Оценка дозы внешнего облучения

96

Величина дозы внешнего облучения человека зависит от целого ряда факторов: вида и энергии излучения радионуклида, количества радионуклида в почве (его активности), распределения радионуклида в слое почвы, времени нахождения человека на открытой территории, наличия защитных сооружений, расстояния от загрязненной поверхности и др.

В условиях, когда опасность представляют только долгоживущие радионуклиды, основным источником внешнего облучения человека, проживающего на загрязненных территориях, является 137Cs, распад которого, наряду с β-излучением, сопровождается высоко проникающим γ- излучением. Другой долгоживущий радионуклид 90Sr не представляет опасности при внешнем облучении, так как является источником только β- излучения, имеющего низкую проникающую способность.

Для расчета дозы внешнего облучения используют эмпирическую зависимость средней годовой дозы облучения человека (Д) от плотности поверхностного загрязнения территории 137Cs (as):

Двнешн [мЗв/год] ≈ 0,1 • as [Ки/км2]

Это соотношение учитывает, что единственным источником внешнего облучения является γ-излучение 137Cs; радионуклид равномерно распределен в верхнем слое почвы толщиной 20 см; учитывается ослабление потока излучения при прохождении этого слоя; а также усредненные условия проживания человека.

14.3. Оценка дозы внутреннего облучения

Основными источниками внутреннего облучения человека, проживающего на загрязненных территориях, являются 137Cs и 90Sr, поступающие в организм человека с продуктами питания, питьевой водой, вдыхаемым воздухом или через нарушения в кожных покровах (рис.36).

Спустя некоторое время после аварии подавляющее количество радионуклидов оказывается локализованным в верхнем слое почвы. Поэтому поступление радионуклидов в организм человека с питьевой водой, воздухом или через кожные покровы имеет второстепенное значение, а главным источником внутреннего облучения человека становятся продукты питания, полученные из сельскохозяйственного сырья с загрязненных территорий.

Расчет дозы внутреннего облучения человека основан на использовании дозового коэффициента, установленного Нормами радиационной безопасности (НРБ-99/2009).

97

Дозовый коэффициент КD - величина ожидаемой эффективной дозы облучения человека при поступлении 1 Бк данного радионуклида через органы дыхания или пищеварения.

Для каждого радионуклида, а также для различных путей поступления его в живой организм дозовый коэффициент, а значит, и ожидаемая доза облучения человека различны. Это объясняется тем, что для каждого радионуклида характерны свои: вид и энергия излучения, период полураспада, физические и химические свойства, место локализации в организме человека, участие в обменных процессах, эффективный период полувыведения из организма и др.

Значения дозовых коэффициентов для некоторых радионуклидов приведены в таблице 11 Приложения. Например, для 137Cs эта величина составляет KD= 0,013 мкЗв/Бк, для 90Sr – KD= 0,08 мкЗв/Бк.

Следовательно, если известна общая активность данного радионуклида, поступающего в организм человека в течение года, можно рассчитать годовую дозу внутреннего облучения:

Двнутр [мкЗв] = А • КD,

где А – активность радионуклида, поступающего в организм человека, Бк;

KD – дозовый коэффициент, мкЗв/Бк.

В предложенном упражнении мы будем рассчитывать дозу внутреннего облучения человека от потребления продукции растениеводства и животноводства, используя упрощенный рацион питания человека, состоящий из 5 продуктов: хлеба – 100 кг/год, картофеля – 120 кг/год, овощей – 70 кг/год, молока и молочной продукции – 300 л/год и мяса – 60 кг/год (см. Приложения, табл.8). Расчет проводится для 137Cs и 90Sr отдельно по всем видам продукции, входящим в рацион, а затем дозы облучения суммируются.

Для расчета активности радионуклидов, поступающих в организм человека за год, рассматривается весь путь перемещения радионуклида из почвы – через растения и животных – в готовую продукцию, а затем и в организм человека. Такую цепочку называют производственнотрофической цепью радионуклидов. Перенос радионуклида от одного звена цепи к другому характеризуется значениями определенных коэффициентов накопления или коэффициентов перехода.

Рассмотрим отдельно пути поступления радионуклидов в организм человека с продукцией растениеводства (рис.37) и животноводства

(рис.38).

98

	Поступление радионуклидов в организм человека с продукцией
	растениеводства:
	КП*	kпп	продукция	ГП
	почва	растение		человек
			растениеводства
	аs	ар	апр	Агод
	Рис.37. Схема перемещения радионуклида по производственно-
	трофической цепи.

	В данной схеме используются следующие обозначения:
аs	− плотность поверхностного загрязнения почвы, Ки/км2 – активность
	радионуклида, равномерно распределенного в слое почвы 20 см на
ар	площади в 1 км2;
	− ожидаемое содержание радионуклида в хозяйственной части урожая
апр	при заданной плотности поверхностного загрязнения аs, Бк/кг;
	− содержание радионуклида в продукции растениеводства, Бк/кг;
Агод	− суммарная активность радионуклида, поступающего в организм че-
	ловека за год, Бк/год;
	Для расчета данных величин используются следующие коэффициен-

ты:

КП* − коэффициент перехода, характеризующий поступление радионуклида из почвы в растения. Количественно, КП* – это содержание радионуклида в хозяйственной части урожая (в Бк/кг) при плотности поверхностного загрязнения, равной единице (as = 1 Ки/км2). Значения КП* зависят от типа почвы и различны для разных растений и их частей. Эти величина приведены в Приложении, табл. 4 и 5.

КП* = ар / as,

Зная это соотношение можно рассчитать ожидаемое содержание радионуклида в хозяйственной части урожая при заданной плотности поверхностного загрязнения:

ар = as • КП*

kпп − коэффициент потерь радионуклида в процессе переработки растительной продукции, характеризующий переход радионуклида из товарной части растения в готовую продукцию;

99

		kпп = апр / ар
	Значения kпп приведены в Приложении, табл. 6. Зная эти величины
	можно рассчитать активность радионуклида в 1 кг готовой продукции:
		апр = ар • kпп
	Чтобы рассчитать активность радионуклида, поступающего в орга-
	низм человека за год (Агод), необходимо знать загрязнение 1 кг продукта
	(ар) и его годовое потребление (ГП), согласно рациону питания человека:
		Агод = апр •		ГП
	Итак, доза внутреннего облучения от поступления каждого радионук-
	лида с данным продуктом растениеводства будет равна:
		Двнутр = Агод • КD
	Поступление радионуклидов в организм человека с продукцией жи-
	вотноводства:
					КПрац
		КП*		1		продукция	ГП
	почва	кормовые		2	с.-х.	животно-	человек
		растения		3	животные	водства
	аs		ар	…		апр	Агод
			СР
		Асут	∑Асут
	Рис.38. Схема перемещения радионуклида по производственно-
	трофической цепи.

В данной схеме используются следующие обозначения: аs − плотность поверхностного загрязнения почвы (Ки/км2);

ар − ожидаемое содержание радионуклида в 1 кг кормовых растений при заданной плотности поверхностного загрязнения аs (удельная активность, Бк/кг);

СР − суточный рацион – суточное потребление данного корма, кг/сутки;

100

Асут − ожидаемое содержание радионуклида в отдельных кормах, потребляемых сельскохозяйственными животными за сутки, Бк/сутки;

∑Асут − ожидаемое содержание радионуклида во всем рационе кормов, потребляемом за сутки, Бк/сутки;

апр − содержание радионуклида в продукции животноводства (удельная активность Бк/кг);

Агод− суммарная активность радионуклида, поступающего в организм человека за год, Бк/год;

Для расчета данных величин используются следующие коэффициен-

ты:

КП* − коэффициент перехода радионуклида в кормовые растения. Значения КП* приведены в Приложении, табл. 4 и 5.

Используя этот показатель можно рассчитать ожидаемое содержание радионуклида в кормовых растениях при заданной плотности поверхностного загрязнения:

ар = as • КП*

КПрац − коэффициент перехода радионуклида из суточного рациона кормов в 1 кг(л) животноводческой продукции. Этот коэффициент характеризует переход радионуклида из кормов прямо в животноводческую продукцию. Значения коэффициентов перехода КПрац приведены в Приложении, табл.7.

КПрац = апр /∑Асут

Для расчета содержания радионуклидов в животноводческой продукции необходимо сначала суммировать содержание радионуклидов во всех компонентах суточного рациона кормов (для простоты возьмем суточный рацион кормов, состоящий из: 1) сена многолетних трав – 4 кг, 2) силоса кукурузного – 20 кг и 3) концентратов – 2 кг/сутки, см. Приложения, табл.9):

∑Асут = (ар • СР)1 + (ар • СР)2 + (ар • СР)3 + … + (ар • СР)n,

а затем учесть КПрац для данного вида животноводческой продукции:

апр = ∑Асут • КПрац

Дальнейшие расчеты суммарной активности радионуклида, поступающего в организм человека за год (Агод), и дозы внутреннего облучения

101