Обработка результатов. 1. Провести энергетическую градуировку спектрометра, используя образцовые спектрометрические g-источники (ОСГИ) (661 кэв) и 60со (1173 и 1333 кэв) или 22na

ПРОВЕДЕНИЕ ИЗМЕРЕНИЙ

1. Провести энергетическую градуировку спектрометра, используя образцовые спектрометрические g-источники (ОСГИ) (661 кэВ) и ⁶⁰Со (1173 и 1333 кэВ) или ²²Na (511 и 1274 кэВ).

Время измерений каждого источника ~ 100 с, расстояние до детектора ~ 20 – 30 см.

2. Провести измерение спектров радионуклидов, содержащихся в градуировочном фантоме человека (⁶⁰Со в легких и ¹³⁷Cs во всем теле человека).

Поскольку фантом человека в данной работе изображает реального человека, например, сотрудника АЭС, в организме которого необходимо определить содержание радионуклидов, градуировка объемного источника проводится следующим образом.

а). Убрать с лабораторного стола фантом человека на расстояние, достаточное для того, чтобы аппаратура не чувствовала нуклиды, содержащиеся в нем.

б). Положить источник ⁶⁰Со из набора ОСГИ на высоте 115 мм от поверхности стола непосредственно над детектором. Это положение источника имитирует содержание ⁶⁰Со в легких человека (активность/масса стандартного человека 70 кг) в количестве, указанном в табл. 4.6. Провести измерение спектра в течение 20 мин. Определить площади пиков полного поглощения S _ППП, данные занести в табл. 4.7.

в). Поместить источник ¹³⁷Cs из набора ОСГИ на расстояние ~ 0,8 м над детектором (для этого можно использовать подставку из свернутого листа ватмана). Это положение источника имитирует содержание ¹³⁷Cs во всем теле человека (масса стандартного человека 70 кг) в количестве, указанном в табл. 4.6. Провести измерение спектра в течение 20 мин. Определить площадь пика полного поглощения, данные занести в табл. 4.7.

3. Провести измерение спектра неизвестных радионуклидов, содержащихся в теле реального человека (фантома):

а) собрать фантом человека, имитирующего реального человека, расположить его на лабораторном столе (детектор должен находиться в районе легких);

б) провести измерение спектра человека (фантома) в течение 40 мин. Вывести спектр на экран, попытаться обнаружить и идентифицировать пики полного поглощения основных радионуклидов. Данные занести в табл. 4.7.

Таблица 4.6

Характеристики градуировочных источников (ОСГИ)

Источ-ник	Энергия Е g, кэВ	Внешний выход g-квантов h, %	Период полураспада Т 1/2	Активность R, Бк
^60Со			5,3 лет	8,5×10^4
^137Cs	661,6	0,825	30 лет	9,6×10^4
Дата аттестации источников – 04.09.86

Таблица 4.7

Измеряемые объекты	Радионуклид	Время измерения t, мин	Энергия Е g, кэВ	Площадь ППП SППП, имп.	Центр тяжести ППП, кэВ	Разрешение D Е, кэВ
Градуировочные источники	^60Со
^137Cs
Реальный человек (фантом)	^60Со (легкие)
^137Cs (все тело)

1. По полученным данным площадей под ППП S _ППП и значениям активности градуировочных источников R (табл. 4.6) рассчитать содержание⁶⁰Со в легких и ¹³⁷Cs во всем теле реального человека, используя относительный метод определения активности:

;

.

2. Рассчитать функцию удержания ⁶⁰Со в организме стандартного человека для дыхательной системы, приняв, что поступление ⁶⁰Со в организм разовое (человек был направлен на радиационно-опасный участок работы), а поступающие аэрозоли имеют диаметр 1 мкм. Работы были выполнены 3 месяца назад. Расчеты провести по формуле (4.4), коэффициенты аппроксимирующей функции приведены в табл. 4.5.

Для тех же условий поступления рассчитать функцию удержания ¹³⁷Сs во всем теле человека по формуле (4.5).

3. Рассчитать поступление I ⁶⁰Со в легкие и ¹³⁷Сs в организм при указанных условиях работы; расчеты провести по формуле (4.3), где R _{легкие,Со}(3 месяца), R _тело,Сs(3 месяца) – удельные активности ⁶⁰Со в легких и ¹³⁷Сs во всем теле, полученные при измерениях на установке СИЧ.

4. Определить ожидаемую эффективную дозу внутреннего облучения Е (t) при измерениях через три месяца после поступления нуклидов ⁶⁰Со и ¹³⁷Сs в организм по формуле (4.8). Дозовые коэффициенты для ожидаемой эффективной дозы при ингаляционном поступлении 1 Бк радионуклидов ⁶⁰Со и ¹³⁷Сs взять из табл. 4.3. Будем предполагать, что предыдущих поступлений не было.

5. Сравнить сумму полученных значений ожидаемой эффективной дозы (полученной за счет удержания ⁶⁰Со в легких и ¹³⁷Сs во всем теле) с нормируемой величиной эффективной дозы для персонала – 20 мЗв/год.

КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ

1. Особенности внутреннего облучения человека:

а) пути поступления радионуклидов в организм, барьерные органы;

б) распределение радионуклидов в организме;

в) радиационная опасность нуклидов.

2. Особенности внутреннего облучения персонала АЭС.

3. Разновидности установок СИЧ, их составляющие элементы.

4. Определение поступления радионуклидов в организм человека на основании результатов, полученных СИЧ.

5. Расчет индивидуальной ожидаемой эффективной дозы облучения за период наблюдения.

6. Измеряемые величины при индивидуальном дозиметрическом контроле внутреннего облучения на АЭС; нормируемые величины при ИДК.

ЛИТЕРАТУРА

1. Кутьков В.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П. Радиационная безопасность персонала атомных станций. – М.– Обнинск: 2003.

2. Кутьков В.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П. Основы радиационного контроля на АЭС. – М. – Обнинск: 2005.

ПРИЛОЖЕНИЕ

Дата добавления: 2014-12-08