життя при їх добровільній згоді.
Розділ 1. Фактори радіаційної небезпеки мирного і воєнного часу
. 1 Оцінка дозового навантаження від природного фону радіації та техногенних джерел
Визначити індивідуальну дозу опромінення населення за рік при умовах зазначених: в таблиці 1. Усі вихідні отримані дані звести в таблицю за формою таблиці 1 стосовно до свого варіанту.
Примітка:
) Початок проживання 01.01 поточного року
) НРБ передбачають стандартну тривалість опромінення 8800 годин на рік (732 ч. на місяць).
Таблиця 1.1. Вихідні, довідкові та розраховані дані по природному тла радіації і техногенним джерелами опромінення.
Номер варіанта (№в) 6 Тривалість проживання на місцевості з природним радіаційним фоном 12 мкР/год (кількість місяців протягом року - М1) М1=6 6 * 732 * 12=0,053Продолжітельность проживання біля з природним радіаційним фоном 19 мкР/год (кількість місяців протягом року - М2) М2=12-6=6 6 * 732 * 19=0,083Доза опромінення, отримана протягом року від техногенних джерел радіації (перегляд телевізора, світяться циферблати, атомна енергетика, медичні опромінення і т.д.) 35мБЕР=0,035БЕРГодовая доза від природного фону радіації 0,136 БЕРСуммарная річна доза (природне + техногенне опромінення) 0,171 БЕР
. 2 Визначення потужності дози вигостреного джерела радіації
Для визначення потужності дози (Р) від точкового джерела користуються співвідношенням
P=(K? A)/R 2 (1)
де Р - потужність експозиційної дози (Р/год),
А - активність джерела в мілікюрі (мКи),
R - відстань від джерела (см),
К?- Повна гамма постійна джерела (Р, см 2).
Примітка 1.
Шар половинного ослаблення свинцю
d підлогу=1,2 см
Бк=2,7 10 - 8 мки,
мКи=3,7 10 - 7 Бк
Co 60 1 см P=(13,2 8,1 10 - 4)/1 2=10,7 10 - 3
Co 60100 см P=(13,2 8,1 10 - 4)/100 2=10,7 10 - 7
Co 60300 см P=(13,2 8,1 10 - 4)/300 2=11,88 10 - 8
Cs 137 1 см P=(3.55 1,62 10 - 3)/1 2=5,75 10 - 3
Cs 137100 см P=(3.55 1,62 10 - 3)/100 2=5,75 10 - 7
Cs 137300 см P=(3.55 1,62 10 - 3)/300 2=6,4 10 - 8
Sr 90 1 см P=(0.05 1,62 10 - 3)/1 2=0.8 10 - 4
Sr 90100 см P=(0.05 1,62 10 - 3)/100 2=0.8 10 - 8
Sr 90300 см P=(0.05 1,62 10 - 3)/300 2=0.9 10 - 9
До ОСЛ=2?/Dпол=2 4,16=18 60 10 см P=18 (13,2 8,1 10 - 4)/10 2=1,92 10 - 3
Cs 137 10 см P=18 (3.55 1,62 10 - 3)/10 2=1,03 10 - 3
Sr 90 10 см P=18 (0.05 1,62 10 - 3)/10 2=0.15 10 - 4
Таблиця 1.2. Активність і потужність дози радіонуклідних джерел.
Радіонуклідниі джерело. Co 60 Cs 137 Sr 90Актівность джерела (Бк) 3104 6104 6 104Актівность джерела (мКи) 4 - 8 3 * 10 * 2,7 * 10 - 4=8,1 * 10 4 - 8 6 10 * 2,7 * 10 - 3=1,62 * 10 - 3 1,62 * 10К? (повна гамма-постійна) (Р/ч.см!) 13,2 3,55 0,05Мощность експозиційної дози відкритого джерела на відстані R: 1 см 1 метр 3 метра 10,7 10-3 10,7 10-7 11 , 88 10-8 5,75 10-3 5,75 10-7 6,4 10-8 0.8 10-4 0.8 10-8 0.9 10-9Мощность експозиційної дози джерела, поміщеного в свинцевий контейнер з товщиною стінки 5 см на відстані 10 см від контейнера 1,92 10-3 1,03 10-3 0.15 10-4? активність 1 МКюрі джерела в міліграм еквівалентах радію (К?: 8,4) 1,57 0,42 0,006
. 3 Оцінка активності і кількості біологічно активних ізотопів J131. Cs137. Sr90 при аварійному викиді на АЕС
Небезпечним джерелом зараження можуть бути АЕС, на яких сталися аварії. Аварійні ситуації створюються при порушеннях в технологічних системах очищення, коли відбувається викид продуктів ядерного поділу з газами або скидання з водою у водойми і річки, а також при руйнуванні активної зони реактора - тепловому вибуху, що приводить до надходженню в зовнішнє середовище великої кількості продуктів ядерного ділення.
При аварії на АЕС стався викид в атмосферу радіоактивних продуктів загальною активністю 29 МКюрі.
Визначаємо:
. Активність ізотопів на момент викиду в Кюрі і Беккерелях;
. Вагова кількість біологічно активних ізотопів J 131, Cs 137, Sт 90
. Зниження активності ізотопів з плином часу;
. Поверхневе зараження земель цезієм...
