Канальный кипящий графитовый реактор Реакторы водо-водяного типа Реакторы на быстрых нейтронах Задачи по физике ядра Испытания ядерного оружия

Степень опасности радионуклидов как источников внутреннего облучения оценивают обычно путём контроля из содержания в объектах внешней среды – в воздухе, воде, продуктах питания. Количество попадающих в организм радионуклидов – величина очень трудно контролируемая. Поэтому рассчитаны ДК радионуклидов для тех сред, с которыми они могут поступить в организм человека и которые можно контролировать. Важнейшие из них – воздух и вода. ДК радионуклидов в продуктах питания могут быть рассчитаны по тем же формулам, что и для ДК радионуклидов в воде.

Существуют различные модели расчёта ДК радионуклидов в воде и воздухе. Рассмотрим наиболее общепринятую из них, в основе которой лежит одноэкспоненциальная функция накопления и выведения нуклидов. Сущность одноэкспоненциальной модели состоит в следующем. Если в организм ежедневно поступает такое количество данного радионуклида, которое создаёт активность I (мкКи), то в равновесный период в соответствующем критическом органе его активность будет равна qf2 (Ки):

; ,

Где T – эффективный период уменьшения числа радионуклидов за счёт процессов распада и выведения их из организма, Tp – период полураспада, Tδ – период полувыведения, f2 – коэффициент органотропности (доля радионуклидов в органе по отношению ко всему их количеству в организме человека; f – доля радионуклидов, поступивших в орган с водной или воздухом, когда последнее не конкретизируется, иначе для воздуха – fa, а для воды – fw.

В случае, если равновесие для какого-то момента времени t не достигается, то последнее выражение примет вид

.

В формулы для расчёта дозового эквивалента входит эффективная поглощённая энергия Eэфф, которая, по определению МКРЗ (Международная комиссия по радиационной защите) равна

,

Где Ei – поглощённая энергия ;  – усреднённый коэффициент качества излучения, зависящий от ЛПЭ, N – модифицирующий множитель, регламентируемый МКРЗ. Для остеотропных α- и β-излучателей N принимается равным 5, чтобы учесть различие в канцерогенной эффективности радионуклидов, депонирующихся в костях, по сравнению с эффективностью 226Ra (для него N = 1). При расчёте дозы на желудочно-кишечный тракт (ЖКТ) для α-излучателей принимается N = 0,01. Турбины и генераторы Паровые турбины (ПТ) ТЭС комплектуются с электрическими генераторами: каждой турбине соответствует свой генератор. Мощность турбины КЭС выбирается в соответствии с мощностью блоков, а число их устанавливается по заданной мощности электростанции.

Ei – поглощённая энергия i-го вида излучения. Обозначим через ni абсолютный выход частиц или γ-квантов на 1 распад ядра (при этом m – число частиц или γ-квантов разной энергии в спектре излучения радионуклида). Тогда поглощённая энергия Ei в органах радиусом R может быть рассчитана из приближённых соотношений, рекомендуемых МКРЗ:

для α-частиц: ;

для β--частиц: ;

для β+-частиц: ;

для γ-квантов: ;

для ядер отдачи, образующихся после испускания α-частицы, .

Здесь Z – атомный номер данного радионуклида, μэн – линейный коэффициент поглощения энергии в биологической ткани (см-1) Таким образом, множитель   характеризует долю энергии γ-квантов, поглощённых в критическом органе с радиусом R; mα, m – массы α-частицы и ядра отдачи.

При расчётах ДК радионуклидов в воде и воздухе для условного человека принимают:

Скорость поступления воды – 2,2 л/сутки; скорость поступления воздуха при вдыхании – 2,2 ∙ 104 л/сутки (для персонала – 6,9 ∙ 103 л/сутки); продолжительность жизни – 70 лет, продолжительность работы – 50 лет (для персонала).


На главную