2 36

11

41 p µ e γ n ν 4 3 40 5 9 39

6 12

7 2 38 8 10 16 15

17 18

34 35 37 14 19 33

6 40 24 22 9 HENRI BEQUEREL 2 (7X7+1)

γ

γ

γ

γ

n

n

n

α

α

β

β

β

β+ β

-

ν

δ

ν

IR

28 20 31 29 25 23 21 β 26 30 27

γ γ γ

γ

γ γ

γ

γ

α

U

Po Ra

Xe133

Rn222

Ne24

Legenda:

1- sursa saruri uraniu 2- materie condesata(ecran) 3- mana simbolica 4- fotoni γ sursa-aer-tesut-aer 5- fotoni γ: sursa-aer-tesut 6- fotoni γ: sursa-aer 7- radiatie X caracteristica 8- Ne24 Radioactivitatea magica 9- Radiatie β 10- Radiatie β sursa-ecran 11- Radiatie X de franare 12- Imprastiere γ 13- Rn222 din lantul U238 14- Foton interactie Compton 15- Foton imprastiat Compton 16- δ : electroni secundari 17- electron 18- antineutrin 19- neutron 20- foton efect fotoelectric 21- fotoelectron 22- foton X 23- foton γ 24- neutron 25- foton de energie >1,02 MeV 26- pereche elctron-pozitron 27- fotoni γ de anihilare 28- neutron; reactie (n,α) 29- particula α 30- foton γ: sursa-materie condensata-aer 31- neutron; reactie (n,γ) 32- foton 33- foton in infrarosu 34- neutrin 35- neutron 36- foton γ 37- Xe133 din fisiunea spontana a U235 38- Foton γ imprastiat 39- Particule β+ 40- Particule α 41- Fond radiatii – cosmic si terestru

hν Spectru – X

de linii

hν Spectru – X

de linii

hν

hν fotoni Compton

hν0

Fotoni de anihilare 0,51MeV

Spectru X continuu si

de linii

e- Electroni

Auger

e- Electroni Compton

e- Foto

electroni

e- Radiatii δ

e- Electroni

Auger

e+ Pozitroni

e-

Negatroni

e- e+

Excitarea sau dezintegrarea nucleului (γ,n) (γ,p) fisiune etc.

Imprastierea

coerenta

Efectul Compton

Efectul fotoelectric

Efectul formarii de perechi

Repetarea tuturor proceselor primare

Ionizarea secundara, Excitarea si radiatia de franare produse de

electroni

Anihilarea pozitronilor (cu electroni atomici)

Radiatia primara

Procesele primare

Electroni secundari

Fotoni secundari

Procese secundare

Radiatii tertiare (electroni fotoni)

Electroni secundari si fotoni de acelasi tip ca cei secundari

SCHEMA INTERACTIEI FOTONILOR CU SUBSTANTA. PROCESELE DE INTERACTIUNE SUNT SCRISE IN

DREPTUNGHIURI , FOTONII DE DIFERITE TIPURI IN ROMBURI SI ELECTRONII IN CERCURI.

Conversia marimilor radiologice rad 100 erg/gram rad 6,242 x 1013 eV/gram roentgen 87,7 erg/gram de aer roentgen 1,61 x 1012 perechi de ioni/gram de aer roentgen 5,47 x 1013 eV/gram de aer sievert 100 rem curie 3,7 x 1010 dps (dez/sec) curie 2,22 x 1012 dpm (dez/min) µcurie/m2 220 dpm/cm2

megacurie/mila2 0,386 curie/m2

dez/min/m3 4,5 x 10-13 microcurie/cm3

becquerel 2,7027 x 10-11 curie becquerel 1 dps BTU 1,28 x 10-8 grame 235U fisionat

BTU 3,29 x 1013 fisiuni fisiunea unui gram 235U 1 megawatt-zi fisune 8,9058 x 10-18 kilowatt-ora fisiune 3,204 x 10-4 ergi

Conversia marimilor de putere

joule/sec 1 x 107 erg/sec watt 1 x 107 erg/sec watt 0,001341 cal-putere watt 3,1 x 1010 fisiune/sec 1 eV 1,602 x 10-12 erg 1 eV 1,602 x 10-19 J

Multipli si submultipli

1012 tera T 10-1 deci d 109 giga G 10-2 centi c 106 mega M 10-3 mili m 103 kilo k 10-6 micro µ 102 hecto h 10-9 nano n 101 deca deca 10-12 pico p 100 1 1 10-15 femto f

10-18 atto a

Reguli ale degetului mare pentru particule alfa

1. Pentru ca o particula alfa sa penetreze stratul de protectie al epidermei trebuie sa aiba o energie de cel putin 7.5 MeV . (7 mg/cm2 sau 0.07 mm) 2. Energiile, abundentele radiatiilor alfa si activitatea pe microgram ale celor mai intalnite materiale: DPM pe µg Energia Alfa (MeV) 238Pu 39.000.000 5,50(72%) 239Pu 140.000 5,15(72,5) 240Pu 500.000 5,16(76%) 242Pu 8.700 4,90(76%) a U natural 1,5 4,20(37%),4,77(36%) Oralloy(93% 235U) 160 4,77(~80%) b Th natural 0,5 4,01(38%),5,43(36%) D-38(DU,tuballoy) 1 4,20(~60%) aInclude 234U in echilibru bInclude 228Th in echilibru. In functie de timpul scurs de de la separarea chimica, 228Th poate sa scada pentru a da o viteza de dezintegrare mica mai mica de 0,5. c In geometrie 2π(50%), o piesa groasa din uraniu metalic (tuballoy) are la suprafata aproximativ 2400 alfa CPM/cm2 . Uraniu saracit (D-38) are la suprafata aproximativ 800 alfa CPM/cm2. 3. Parcursul particulei alfa in aer la presiunea de 1 atmosfera este in centimetri: Ra = 0,56 x E pentru E < 4MeV Ra = (1,24 pana la 2,62)xE pentru E > 4 MeV Particulele alfa pierd aproximativ 60 KeV din energie pe mm de aer aflat la presiunea de 1 atmosfera. 4. Pentru particulele alfa, grosimea masica(mg/cm2) a ferestrei detectorului determina o pierdere de energie de 1 MeV pe mg/cm2. Un detector cu fereastra de 3 mg/cm2 (ca de exemplu detectorii alfa/beta cu gaz, etansi de tip proportional sau GM in constructie “pancake”), nu va detecta alfa emitori cu energi mai mici de 3 MeV. Acesti detectori vor avea eficacitate foarte mica pentru particule alfa cu energi joase sau particule alfa atenuate. 5. Detectorii proportionali cu aer pentru radiatii alfa au un raspuns in energie/eficacitate mai bun decat detectorii cu alt gaz sau GM. 6. Determinarea energiei alfa in functie de grosimea de injumatatire A. Pe o suprafata contaminnata alfa se masoara cu instrumentul valoarea contaminarii din care se scade fondul. B. Se plaseaza o coala de mylar intre suprafata contaminata si detector si se citeste valoarea. Pentru mylar unele grosimi masice tipice sunt: 0,29 , 0,45 , 0,85 si 0,9 mg/cm2. C. Se calculeaza valoarea de injumatatire a grosimii masice folosind formula:

)]_____/()_____ln[(

)693,0(/

22

ecranfaranetanumararedevitezaecrancunetanumararedeviteza

mylarcm

mg

cmmg

−×

=

D. Se aproximeaza energia alfa in Mev folosind formula: MeV = 4,5 x (grosimea calculata la punctul ‘C’)1/2

Reguli ale degetului mare pentru particule beta 1. Pentru ca o particula beta sa penetreze stratul de protectie al epidermei trebuie sa aiba o energie de cel putin 70 keV . (7 mg/cm2 sau 0.07 mm) 2. Energia medie a unui spectru beta este aproximativ o treime din energia maxima. 3. Parcursul particulelor beta in aer este de aproximativ 2 m/MeV. 4. Parcursul particulelor beta (sau electronii) in grame/cm2 (grosimea in cm inmultita cu densitatea in grame/cm3 – modalitate comoda de a descrie grosimea materialelor foarte subtiri) este aproximativ jumatate din energia maxima in MeV. Aceasta regula supraestimeaza parcursul pentru energi joase (0,5 MeV) si numere atomice mici, si subestimeaza pentru energi mari si numere atomice mari. 5. Debitul dozei in rad pe ora intr-un mediu infinit si uniform contaminat de un emitator beta este 2,12xEC /ρ ,unde E este energia beta medie pe dezintegrare in MeV, C este concentratia in µCi/cm3, si ρ este densitatea mediului in grame/cm3. Debitul dozei la suprafata masei este jumatate din valoarea data de aceasta relatie. Pentru o suprafata foarte mare relatia intre debitul dozelor beta si gama tine cont de raportul dintre energiile medii eliberate pe dezintegrare. 6. Debitul dozei de suprafata printr-o fereastra de 7 mg/cm2 dat de o contaminare superficialala cu un strat uniform si subtire de 1 µCi/cm2 este de aproximativ 9 rad/h pentru energii mai mari de 0,6 MeV. De retinut este ca pentru un astfel de strat subtire, debitul dozei beta depaseste debitul dozei gama, la energii egale, cu un factor de 100. 7. Radiatia de franare provenita de la 1 Ci P32 solutie apoasa aflata intr-un recipient de sticla este aproximativ 3 mrad/h la distanta de 1m. 8. Pentru o sursa de Sr90/Y90 cu diametru mai mare de 10 cm indicatia de 0,1 mR/h a unui contor GM portabil cu fereastra deschisa corespunde unui nivel de contaminare de 3,5 x 10-5 µCi/cm2 (6,9 x 10-2 µCi total). Pentru o sursa mica cu diametrul de 0,75 cm, aceeasi indicatie corespunde la 3,5 x 10-3 µCi/cm2 (1,5 x 10-3 µCi total). 9. Determinarea energiei beta in functie de grosimea de injumatatire

Izotopul energia β max (keV) Grosimea de injumatatire

Tc99 292 7,5 mg/cm2

Cl36 714 15 mg/cm2

Sr90/Y90 546/2270 50 mg/cm2

U238 radiatiile beta provenitea de la descendetii de viata

scurta

191/2290 130 mg/cm2

A. Pe o suprafata contaminnata beta se masoara cu instrumentul valoarea contaminarii din care se scade fondul.

B. Se plaseaza o foaie de hartie intre detector si suprafata contaminata si se face o noua masurare.

(1) O singura foaie de hartie va stopa toate particulele alfa si cateva particule beta de joasa energie. Daca noua citire este zero, atunci contaminarea este alfa si/sau beta de energii foarte joase, ca de exemplu C14.

(2) O singura foaie de hartie va reduce viteza de numarare a particulelor beta cu enregii de 400 keV la jumatate.

C. Se adauga foi de hartie intre suprafata contaminata si detector pana cand viteza de numarare scade la jumatatea celei masurate fara foi.

D. Se multiplica numarul de pagini folosite la ecranare cu 7.5. Aceasta este grosimea de injumatatire totala in mg/cm2.

E. Daca nu este posibil sa se reduca viteza de numarare la jumatate, atunci se foloseste urmatoarea formula pentru estimarea valorii grosimii de injumatatire:

222

08.0

4sec R

Q

R

Q

cm

n==

π

)]____/()____ln[(

)693,0()__(5,7/ 2

ecranfaranumararedevitezaecrancunumararedeviteza

hartiecolinrcmmg

−××=

F. Energia beta se poate aproxima folosind urmatoarea formula

keV = 250 x (grosimea de la punctul ‘D’ sau ‘E’)1/2 – 300

Regulile degetului mare pentru radiatiile gamma

1. Pentru surse punctiforme cu energii intre 0.07 si 4 MeV, debitul expunerii in roentgens pe

ora la distanta de 0.31 m este data cu aproximatie 20% de 6 x CEN, unde C este numarul de curie, E este energia gamma medie pe dezintegrare in MeV, si N este abundenta.

2. Debitul dozei la 1m deasupra unei suprafete plane si infinite, contaminata cu un strat subtire (1 Ci/m2) de gamma emitatori este:

Energia (MeV)

Debitul dozei

(Rad/h) 0.4 7.2 0.6 10 0.8 13 1.0 16 1.2 19

3. Debitul dozei in tesut in rad pe ora intr-un mediu infinit uniform contaminat cu gamma emitatoare este 2,12 x EC/ρ, unde C este numarul de microcurie pe centimetru cub, E este energia gamma medie pe dezintegrare in MeV, si ρ este densitatea mediului. La suprafata unui corp mare, debitul dozei este aproximativ jumatate din acesta. La nivelul solului debitul dozei datorat unei atmosfere contaminate uniform (jumatate dintr-un nor infinit) este 1600 x EC rad/h pe µCi/cm3. 4. Radiatia imprastiata in aer (skyshine - efect de cer) de la o sursa de 100 Ci de 60Co aflata la 0.31 m in spatele unui ecran inalt de 1.3 m, contribuie suplimentar la expunerea totala cu aproximativ 100 mR/h la distanta de 0,15 m in fata ecranului.

Regulile degetului mare pentru neutroni

Numarul de neutroni pe centimetru patrat pe secunda la distanta R de o sursa punctiforma

care emite Q neutroni pe secunda fara ecranare este dat de urmatoarea relatie:

Pentru surse de neutroni de tip α, n: Q(neutronii pe milioane de particule alfa) = 0,152 x E3,65 unde E este enrgia particulelor alfa in MeV. Aceasta este valabila pentru surse cu Be; se inmulteste cu 0,16 pentru surse cu B, si se inmulteste cu 0,05 pentru surse cu F.

Energii aproximative pentru neutroni

neutroni reci 0 – 0,025 eV neutroni termici 0,025 eV neutroni epitermici 0,025 eV- 0,4 eV neutroni cadmici 0,4 eV - 0,6 eV neutroni epicadmici 0,6 eV- 1 eV neutroni lenti 1 eV - 10eV neutroni de rezonanta 10 eV - 300 eV neutroni intermediari 300 eV - 1 MeV neutroni rapizi 1 MeV - 20 MeV neutroni relativistici >20 MeV

Nota: Un netron termic are aceeasi energie si aceeasi viteza ca o molecula de gaz aflata in

miscare browniana la temperatura de 20 grade 0C. Viteza unui neutron temic este 2200 m/sec. Surse de neutroni α,n

Surse energia n in MeV

neutroni pe milion de

dezintegrari αααα

Pu239Be 4,5 61 Po210Be 4,2 71 Pu238Be 4,5 79 Am241Be 4,5 76 Cm244Be 4 100 Cm242Be 4 112 Ra226Be spectru, 4 , 5 502 Ac227Be multiplu 4,6 702 Am241B 13 Am241F 4,1 Am241Li 0,7 1,4 Po210Li 0,48 1,2 Po210B 2,5 10 Po210F 0,42 3

Pu238C13 11 Ra226B 3,0 80

Abundenta netronilor este media dintre cea calculata si cea determinata experimental.

Cm244Be nu include neutronii de la fisiunile spontane. Ra226 si Ac227 includ efectele descendentilor.

Fisiune spontana n/sec/g

Cm244 1,2 x 107

Cf252 2,3 x 10 12

Pu239 0,03 Am241 0,6 Bk249 2,7 x 105

Reguli amestecate ale degetului mare.

1. Pentru un watt de putere, intr-un reactor este nevoie de 3,1 x 1010 fisiuni pe secunda. Intr-un reactor care a lucrat mai mult de 4 zile, totalul produsilor de fisiune este aproximativ 3 Ci /watt la 1,5 minute dupa oprire. La doi ani dupa oprire, produsii de fisiune sunt aproximativ 75 Ci/MW pe zi.

2. Cantitatea produsilor de fisiune de viata scurta intr-un reactor care a functionat de 4 ori timpul de injumatatire a lor, este data de relatia:

Ci = 3,7 E10 (FY)(PL)/3,7 E10 ~ (FY)(PL), unde FY este randamentul de fisiune (%100) si PL este nivelul energiei in watt. 3. Factorul de corectie pentru camere de ionizare deschise in conditii normale de

presiune si temperatura (00C si 760 mm Hg ) este: f = (t+273)/(273) x (760/P) = 2,78 (t+273)/P, unde t este temperatura in grade C si P este presiunea barometrica in mm Hg. 4. Activitatea unui izotop (fara descendent radioactiv) este redusa sub 1% dupa 7

timpi de injumatatire. 5. Imbogatirea uraniului in masa

Imbogatit Natural Tip comercial

10% 20% Saracit

U238 99,2739 97,01 89,87 79,68 99,75 U235 0,7204 2,96 10,0 20,0 0,25 U234 0,0057 0,03 0,13 0,32 0,0005

6. Imbogatirea uraniului in activitate

Imbogatit Natural Tip comercial

10% 20% Saracit

U238 48,72 14,92 3,57 1,31 90,33 U235 2,32 3,02 2,55 2,09 1,49 U234 48,96 82,06 93,88 96,60 8,18

Marimi, Unitati, Terminologie

Marime “denumire speciala” unitati in SI expunere Roentgen Coulomb/kg doza Gray

submultiplu: rad(0,01 Gy) J/kg

doza echivalenta Sievert submultiplu: rem (0,01Sv)

J/kg

activitatea Curie(2,22 E12dpm) Becquerel(dps)

Notiuni si relatii uzuale

Activitatea unui radionuclid Simbol: A Unitatea de masura in SI : Becquerel - Bq Unitate tolerata : Curie - Ci Relatii de transformare: 1Bq = 1 dezintegrare / s 1Ci = 3.7x1010 Bq = 37 GBq 1Bq = 2.7x10-11 Ci = 27 pCi

Doza absorbita Debitul dozei absorbite Simbol:D Simbol: D Unitate de masura in SI : Gray – Gy Unitate de masura in SI : 1Gy/s Relatii de transformare:1Gy =1J/ kg = 100rad 1rad = 10-2 Gy 1mrad = 10µGy Echivalent de doza Debitul echivalentului de doza

Simbol : H Simbol : Unitate de masura in SI : Sv Unitate de masura in SI : Sv / s Doza echivalenta efectiva Simbol : E Unitatea de masura in SI : Sv Doza echivalenta efectiva angajata Simbol : E τ Unitatea de masura in SI : Sv Echivalent de doza ambiental Debitul echivalentului de doza ambintal

Simbol : H*( 10) Simbol : *(10) Unitate de masura in SI : Sv Unitatea de masura in SI : Sv/s Realatii de transformare : 1Sv = 100 rem 1rem = 10-2 Sv 1mrem = 10 µSv Factorul de conversie Simbol : hj, inh - inhalare, hj, ing -ingestie Unitate de masura in SI : Sv /Bq

Relatii de transformare :hj = Aj

E )(τ [ Sv/Bq ]

Valorile pentru hj sunt tabelate NSR- 01. Limita anuala de incorporare Simbol : LAIj,ing - limita anuala de incorporare a radionuclidului j prin ingerare LAIj,inh - limita anuala de incorporare a radionuclidului j prin inhalare Unitate de masura in SI : Bq

Relatii de transformare : hj= ][02,0

Bq

Sv

LAI J

sau LAIj = h j

02,0 [ Bq]

pentru E(τ) = 20 mSv/an ( 0.02 Sv /an ) si radionuclidul j Concentratia in aer a unui radionuclidj Simbol:Cj Unitate de masura in SI : Bq/m3 Limita derivata a concentratiei unui radionuclid in aer Simbol : LDCA Unitate de masura in SI : Bq/m3 Relatii de transformare :

1 LDCAj = 1 LAIj,inh 2,1

1

2000

1×× = 4.16 x 10

- 4 LAIj,inh

unde 2000 [h/an] reprezinta numarul de ore lucrate in camp de radiatii de un angajat expus profesional timp de un an ; 1.2 m3/h -cantitatea medie de aer care trece prin plamanii unui om timp de o ora

1 LDCAj=h inhj,

02,0

2,1

1

2000

1×× = 8.33 x 10

-6 / hj,inh

Semnificatii

Acuta orice doze intr-o perioada scurta de timp (1-2 zile) Cronica orice doza intr-o perioada lunga de timp Somatica efecte asupra organelor individul expus Genetice efecte asupra urmasilor individului expus Teratogene efecte asupra embrionului Stocastice efecte probabilistice (pot sa apara sau nu) Determinste efecte care apar cu certitudine

(cataracta, eritem, caderea parului, sindromul acut al radiatiilor)

Interactiile radiatiei

Particule incarcate Ionizare, excitare, radiatie de franare (β-), reactie de anihilare (β+) Neutronii Imprastiere (E > 0,025 eV) Elastica (energia si momentul se conserva) Inelastica (se emite foton) Absortia (E ≤ 0,025 eV) Captura neutronica (n,y) Emisie de particule (n,a) (n,p) (n,n) Fisiune (n,f) Gamma sau fotonii de raze X

Efectul fotoelectric (in general ≤ 1 MeV) Imprastierea Comton (in general 200 keV - 5 MeV) Generarea de perechi (minimum 1,022 Mev) Reactii fotonucleare (~>7 MeV)

Fondul natural de radiatii Expunerea populatiei in Statele Unite

Cosmica 28 mrem/an Telurica 28 mrem/an Interne 36 mrem/an Radiografii medicale 20 la 30 mrem/an Medicina nucleara 2 mrem/an Total mediat US 120 mrem/an HE mediat in US de la radon 200 mrem/an HE mediat de la radiografii medicale (in mrem pe examinare):Cap 20, Sold 65, Piept 6, Rinichi 55, radiografie dentare 54.5

* Debitul dozei externe pentru radiata cosmica se dubleaza cu fiecare mila in inaltime. Radionuclizi aparuti natural Primordiali Cosmogenici K40 Tritiu Rb87 Be7 U natural si Th C14

Niveluri pentru Radon

1 Nivel de lucru (WL) = 3 LDCA 222Rn (inclusiv descendentii) = 1,3 x 105 MeV/ litru de aer de energii α

= 100 pCi/ litru (1 x 10-7 µCi/ml) 1 Nivel de lucru pe luna (WLM) = 1 rem E50 4 pCi/l in zone rezidentiale ≈ 1,03 WLM ≈ 1 rem 10 000 pCi/l in apa ≈ 1 pCi/l in aer prin evaporare

Efectele biologice ale radiatiei

Criteriul radiosenzitiv Rata de reproducere Varsta Gradul de specializare Efecte acute ale radiatiei 25-100 rad Sub limita clinica, schimbari minore in componenta chimica a sangelui 100-200 rad Pierdere de leucocite >250 rad Sindromul acut al radiatiei(ameteli, friguri, cadera parului, eritem) >350 rad Sindromul hematopeic (scaderea productiei de celule rosii), timpul de aparitie

de ordinul saptamanilor 450 rad LD 50/60 >600 rad Sindromul gastrointestinal(moartea celulelor epiteliale, infectii ale

sangelui, pierdere de lichide), timpul de aparitie de ordinul zilelor 1000 rad LD 100/60 >1000 rad Sindromul sistemului nervos central, timpul de aparitie de ordinul orelor. Efectele expunerii la radiatie

Sindromul gastrointestinal: patopsihologia datorata sindromului gastro-intestinal are consecinte de 2,5 ori mai mari decat sindromul hematopoietic in cazul expunerii la neutroni. Instalarea vomei si a diareei este cu atat mai rapida cu cat doza estimata este mai mare.

Expunerea la plutoniu - Efecte acute La caini 0,1 - 0,9 µCi/g Pu239 in tesutul pulmonar cauzeaza efecte acute fatale intr-o perioada cuprinsa intre 55 si 412 zile postexpunere. Doza in plamani se situeaza in domeniul 4000 – 14000 rad.

Dozimetrie interna

Timpul efectiv de injumatatire teff = tr x tb /(tr + tb) unde tr = timpul de injumatatire radioactiv tb = timpul injumatatire biologic Constanta efectiva de eliminare

λeff = λr + λb unde λr = constanta de dezintegrare = 0,693/t1/2

λb = constanta de eliminare biologica - 0,693/tb

Doza echivalenta, doza efectiva, doza efectiva angajata Doza echivalenta: HT = ∑RWRDT,R

HT = doza echivalenta in tesutul T WR = factorul de pondere al radiatiei R DT,R = doza absorvita in testul T datorita radiatiei R Doza efectiva: E = ∑TWTHT E = doza efectiva WT = factorul de pondere corespunzator tesutului T HT = doza echivalenta tesutul(rile) T

Doza efectiva angajata:

E(50) = ∑TWTHT(50) +

∑

∑=

=

=

==kT

T

T

kT

T

TT

derre

m

Hm

W

1

1min

)50(

E(50) = doza efctiva angajata WT = factorul de pondere corespunzator tesutului Ti pana la Tj mT = masa tesutului remainder TK pana la T1 Wreminder = 0,05 (factorul de pondere al tesutului remainder) Omul de referinta:

Varsta = 20-30 ani Greutate = 70 Kg Inaltimea = 170 cm

Consum de apa = 2,2 litri/zi Debitul de aer inspirat = 1,2 m3 Urina = 1400 ml Fecale = 135 grame In corpul uman exista aproximativ 1013 celule In omul de referinta se gaseste aproximativ 140 g potasiu.,din care 125 nCi K40 rezultind 0,25 mrem/saptamana (13 mrem/an) pentru intreg corpul. In plus daca se folosesc substituenti ai sarurilor de sodiu se mai adauga 15 mrem/an.

Factorii de pondere ai radiatiilor1(ICRP 60)

Tipuri si domenii de enrgie2 Factorul de pondere al radiatiei, WR

Fotonii, toate energiile 1 Electronii si mionii, toate energiile3 1

Neutronii, <10 kev 5 10 keV pana la 100 keV 10 100 keV pana la 2 MeV 20 2 MeV pana la 20 MeV 10

>20 MeV 5 Protonii, altii decat protonii de recul,

energii>2 MeV 5

Particulele alfa, fragmente de fisiune, nuclee grele

20 1 Valorile sunt date pentru radiatia incidenta pe corpul uman ,iar pentru emisia provenita de la surse icorporate de la sursele insele 2 Alegera valorileor pentru alte tipuri de radiatii este discutata in Anexa A a Publicatiei ICRP 60. 3 Excluzand electronii Auger emisi de radionuclizi legati de ADN.

Factorii de ponderare pentru tesut conform cu ICRP 60

Tesut sau organ Factorii de ponderare pentru tesut WT

Gonade 0,20 Maduva osoasa hematopoietica 0,12 Colon 0,12 Plaman 0,12 Stomac 0,12 Vezica urinara 0,05 San 0,05 Ficat 0,05 Esofag 0,05 Tiroida 0,05 Piele 0,01 Suprafata oaselor 0,01 Restul organelor si tesuturilor(remainder) 0,05 Doza echivalenta efectiva totala si doza echivalenta totala intr-un organ

sau tesut este suma dozelor efective provenite din expunera externa si interna

Pozitiile relative ale produsilor rezultati

din diferite procese nucleare

He3 primit α primit

β- cedat p primit d primit t primit

n cedat Nucleul original n primit

t cedat d cedat p cedat β+ cedat ε

α cedat He3 cedat η neutron

t tritiu(H3) β+ pozitron

p proton α alfa

ε captura electronica

d deuteron β- beta

Acest tabel se foloseste impreuna cu Tabelul Periodic al Eelementelor pentru a se determina descendentii si parintii unui izotop. De exemplu: se stie ca 238Pu este un emitor alfa. Schema de dezintegrare alfa ne indica ca numarul de masa scade cu 4 (din 238 devine 234) si numarul atomic Z scade cu 2 (din 94 devine 92). Elementul cu numarul atomic Z = 92 este Uraniu. 238Pu se dezintegreaza in 234U. Un alt exemplu: se stie ca 36Cl este un emitator beta. Schema de dezintegrare pentru beta ne indica ca numarul de masa ramane constant in timp ce numarul atomic Z creste cu 1 (din 16 devine 17). Elementul cu numarul atomic Z = 17 este Argonul. 36Cl se dezintegreaza in 36Ar. Radioactivitatea ZXA Z= numarul atomic (numarul de protoni) X= elementul A=numarul de masa (suma dintre numarul de protoni si numarul neutroni) Moduri de dezintegrare Alfa ZXA ⇒ Z-2X

A-4 + α Beta minus ZXA ⇒ Z+1X

A + β- Beta plus (pozitron) ZXA ⇒ Z-1X

A + β+ Captura electronica ZXA ⇒ Z-1X

A Ecuatia dezintegrarii radioactive: At = A0e

-λt unde: At - este activitatea dupa timpului ‘t’ A0 - este activitatea initiala λ - constanta de dezintegrare si este 0,693/t1/2 t - este timpul de dezintegrare

Raportarea datelor radiologice

Pentru activitatea minima detectabila (AMD) se foloseste formula:

Efft

ttEfftRkkAMD

BS

BBSBSB

•

+•••+=

+

++ )/1(22

k(pentru 95%) = 1,645 tS+B = timpul de masurare al probei tB = timpul de masura al fondului RB = viteza de numarare a fondului Eff = eficacitatea detectorului (exprimata in zecimale) RS+B = viteza de numarare a probei Daca timpul de masura al fondului si al probei este de 1 minut si fondul este masurat in DPM, activitatea minima detectabila va fi:

=AMDEff

EffRB •+ 65,471,2

Daca timpul de masura al fondului este de 10 minute, timpul masura al probei de 1 minut si fondul este masurat in DPM, activitatea minima detectabila va fi:

=AMDEff

EffRB •+ 45,371,2

Daca timpul de masura al fondului si al probei este de 1 minut si fondul este masurat in CPM, activitatea minima detectabila va fi:

=AMDEff

RB65,471,2 +

Daca timpul de masura al fondului este de 10 minute, timpul masura al probei de 1 minut si fondul este masurat in CPM, activitatea minima detectabila va fi:

=AMDEff

RB45,371,2 +

Eficacitatea detectorului

Se calculeaza eficacitatea detectorului dupa cum urmeaza: Eficacitate = CPM / DPM CPM = impulsuri pe minut; DPM = dezintegrari pe minut;

Calculul legii de atenuare cu inversul patratului distantei

Aceasta lege pune la dispozitie o cale simpla de a calcula expunerea datorata unei surse gamma punctiforme la distante diferite. Debitul Expunerii1 x D1

2 = Debitul Expunerii2 x D22

Unde Debitul Expunerii1 = debitul expunerii masurat sau cunoscut; D1

2 = Distanta de la sursa pana in punctul in care s-a masurat sau se stie debitul expunerii;

Debitul Expunerii2 = Debitul expunerii in punctul in care vrem sa-l calculam; D2

2 = distanta de la sursa la punctul in care vrem sa calculam debitul expunerii ;

Factorul de corectie pentru doza superficiala

Echivalentul de doza personal superficial HP(0,07) este raportat separat de echivalentul de doza prsonal in profunzime. Echivalentul de doza personal in profunzime este suma echivalentilor de doza personali in profunzime datorati expunerii la radiatii gamma si neutroni. Echivalentul de doza personal superficial se aplica la fotoni de energie joasa si la radiatii beta. Particulele alfa nu sunt incluse in echivalentul de doza personal superficial.

Obligativitatea evidentierii HP(0,07) apare in momentul in care este indeplinita conditia:

2,1_det____

_det____≥

inchisaectoruluifereastracumasurataValoarea

deschisaectoruluifereastracumasurataValoarea

Aceasta in cazul in care se foloseste un detector cu posibilitatea deschiderii ferestrei.

Calculul timpului de lucru sau stationare in cazul expunerii externe Se imparte valoarea masurata la locul de munca la nivelul operational stabilit pentru zona radiologica respectiva.

Exemplu: - nivelul operational stabilit pentru zona radiologica respectiva este H*(10) = 10 µSv/h,

- programul de lucru normal pentru zona radiologica considerata este de 7 ore pe zi.

- valoarea masurata a debitului echivalentului de doza ambientala la locul de munca este H*(10) = 40 µSv/h.

Rezulta timpul de lucru = 10(µSv/h) : 40(µSv/h) x 7h = 1,75h

Calcularea constantei gamma pentru o sursa de activitate A

Г = φEγ(µen / ρ)aere/W

Unde Г = constanta gamma (R·cm2 / h·A) φ = debitul fluentei fotonilor (γ/cm2·h) Eγ = energia fotonilor gamma (MeV) (µen / ρ) = grosimea masica a aerului (g/cm2) e = sarcina electronului (C) W = cantitatea medie de energie necesara producerii unei perechi de ioni in aer (eV)

Calcularea debitului fluentei fotonilor (φ) proveniti de la o sursa gamma punctiforma

φ = A·Y/4π r2

unde: φ = debitul fluentei fotonilor (Y/cm2-h) A = activitatea sursei (dez/h) Y = randamentul de emisie al fotonilor (γ / dez) r = distanta pana la sursa punctiforma (cm)

Calcularea debitului expunerii (X) provenite de la o sursa gamma punctiforma

X (R/h) = Г·A / r2 Г = constanta egala cu debitul expunerii (R/h la distanta de 1m per Ci) A = activitatea sursei in Ci r = distanta pana la sursa in metri (m)

Calcularea debitului dozei in aer (D) provenite de la o sursa beta punctiforma

D = 300 A / d2

Unde: D = debitul dozei absorbite (rad/h) A = activitatea sursei in Ci d = distanta de la sursa in picioare (feet, 1m = 3,2808ft)

Calcularea debitului expunerii (X) pentru o sursa gamma liniara X(R/h) = ΓAL / R x tg-1(L/R) Unde: Γ = debitul expunerii (R/h) la distanta de 1m per Ci AL= Activitate pe unitatea de lungime (Ci / m) R = distanta fata de sursa liniara in metri L = lungimea sursei liniare in metri

Calcularea debitului expunerii (X) pentru o sursa in forma de disc

X(R/h) = πAaΓ x ln[(L2 + R2) / R2] Unde: Γ = R/h la distanta de 1m per Ci Aa = Activitate pe unitatea de arie (Ci / cm2) L = diametrul suprafetei sursei in forma de disc in cm

R = distanta fata de suprafata sursei in forma de disc in cm 6CEN Ecuatia 6CEN poate fi folosita pentru a calcula debitul expunerii in R/h la 31cm pentru surse punctiforme de radiatii X si γ cu energii cuprinse intre 70keV si 2MeV:

R/h la 31cm = 6CEN

Unde: C = Ci de material radioactiv E = energia fotonilor in MeV N = abundenta fotonului (exprimata in zecimale)

Calcularea Radioactivitatii Aeropurtate (radionuclizi de viata lunga)

CS = RN / (V x ε x SA x CE x CF) Unde CS = concentratia activitatii (activitatea volumica) la sfarsitul prelevarii probei RN = viteza de masurare neta (fara fond) V = volumul probei ε = eficacitatea detectorului SA = factorul de autoabsorbtie CE = eficacitatea de colectare pe detector CF = conversia din dezintegrari pe unitatea de timp in activitate

Calcularea Radioactivitatii Aeropurtate (radionuclizi de viata scurta)

CS = RN / [V x ε x SA x CE x CF x (1 – e-λtS) x (e-λtd) Unde tS = timpul de masurare al probei td = timpul scurs de la sfarsitul timpului de prelevare al probei pana la momentul inceperii

masurarii probei

Monitorarea Radioactivitatii Aerului

Concentratia Radioactivitatii in Aer

Concentratia Radioactivitatii in Aer reprezinta activitatea raportata la unitatea de volum de aer (activitate volumica) si poate fi exprimata in dpm / m3 , µCi / mL , sau Bq / m3. O alta cale de a exprima concentratia radioactivitatii in aer ca risc relativ este prin utilizarea Limitei Derivate a Concentratiei radionuclizilor in Aer (LDCA).

DPM = )/(

_

DPMCPMeEficacitat

probaCPM

µCi = 2,22 · 106 DPM 1 DPM / m3 = 4,5 · 10-13 µCi / ml 1 µCi / ml = 2,22 · 1012 DPM / m3 Becquerel (Bq) = 1 dez/s

DPM / m3 = mprobeialtotalVolumulxVtDPMCPMeEficacitat

CPM3

)___()/(

µCi /ml =

mlprobeialtotalVolumulCi

DPMeEficacitat

CPM

V T)___(

22,2 106

×××

µ

Bq / m3 =

mV probeialtotalVolumulBq

DPMeEficacitat

CPM

T

3)___(60 ××

Limita derivata a concentratiei unui radionuclid in aer

Simbol : LDCA

Unitate de masura in SI : Bq/m3 Relatii de transformare :

1 LDCAj = 1 LAIj,inh 2,1

1

2000

1×× = 4,16 x 10- 4 LAIj,inh

unde j este radionuclidul considerat

2000 [h/an] reprezinta numarul de ore lucrate in camp de radiatii (contaminare aeropurtata) de un angajat expus profesional timp de un an ; 1,2 m3/h - cantitatea medie de aer care trece prin plamanii unui om timp de o ora

1 LDCAj = 2,1

1

2000

102.0

,

××inhjh

pentru populatie ET ≤ 1 mSv per an de unde LDCA ≤ ][87608,0

10

,

3

inhjh××

−

unde 8760 [h/an] reprezinta numarul de ore dintr-un an ; 0,8 m3/h - cantitatea medie de aer (in stare de somn si veghe) care trece prin plamanii unui om timp de o ora

Concentratia Radioactivitatii in Aer Pentru a calcula Concentratia Radioactivitatii in Aer avem nevoie de viteza de numarare si volumul total al probei de aer. - Activitatea probei se obtine impartind viteza de numarare la eficacitate. - Volumul total de aer al probei se obtine inmultind debitul de prelevare cu timpul de prelevare al probei. - Concentratia radioactivitatii in aer se obtine impartind activitatea probei la volumul de aer prelevat. - Valoarea obtinuta se compara cu LDCA. - In conditii normale de radioprotectie valoarea concentratiei radioactivitatii nu trebuie sa depaseasca 1 LDCA. - Daca se imparte 1 LDCA la valoarea concentratiei radioactivitatii determinata la locul de munca rezulta fractiunea din zi in care expusul profesional isi poate desfasura activitatea in conditii normale de radioprotectie.

Exemple de calcul ale contaminarii aeropurtate

La calculul contaminarii aeropurtate, in zona de lucru s-a prelevat timp de 2h cu un debit de 0,056632 m3/min. Proba astfel prelevata a fost trimisa spre analiza laboratorului de dozimetrie care a determinat 36 dpm de Pu239.Care a fost concentratia radioactivitatii in aer exprimata in µCi/ml si dpm/m3 ? 1. Activitatea probei in µCi, se obtine prin impartirea valorii in dpm la 2,22·106 dpm/µCi.

36 dpm / 2,22·106 dpm/µCi = 1,6 ·10-5 µCi 2. Volumul total prelevat se obtine inmultind debitul de prelevare al probei cu timpul de prelevare. - S-a utilizat dispozitivul de prelevare rapida timp de 2h la debitul de 0,056632 m3/min.

2h x 60min / h x 0,056632 m3/min = 6,79584 m3 = 6,79584 · 106 ml 3. Concentratia radioactivitatii in aer exprimata in µCi/ml se obtine astfel:

1,6 ·10-5 µCi / 6,79584 · 106 ml = 2,4 · 10-12 µCi/ml 4. Concentratia radioactivitatii in aer exprimata in dpm/m3 se obtine astfel:

36 dpm / 6,8 m3 = 5,3 dpm/m3

Ecranarea campurilor de radiatii gamma

Utilizarea (citirea) graficului: Se da: O sursa de 60Co cu debitul dozei ambientale 1,2mSv/h la 30cm. Se cere: numarul de straturi de grosimi de injumatatire pentru a reduce debitul dozei ambientale la 50µSv/h la 30 cm. Impartiti 0,05 mSv/h la 1,2 mSv/h = 0,042 Se localizeaza valoarea de 0,042 pe axa verticala si se deplaseaza pe orizontala pana cand intersectati graficul, apoi din punctul de intersectie coborati pe verticala pentru a gasi numarul de grosimi de injumatatire corespunzatoare. Aceasta valoare este aproximativ 4,6 grosimi de injumatatire. Grosimea ecranului dintr-un anumit material necesara reducerii debitului dozei ambientale la 50µSv/h se obtine inmultind grosimea de injumatatire pentru materialul ales functie de energia Co60, cu numarul de grosimi de injumatatire obtinut mai sus.

VALORI ALE GROSIMII DE INJUMATATIRE ALE ECRANELOR

FRA

CT

IA D

E

RA

DIA

TIE

CA

RE

TR

EC

E D

E E

CR

AN

NUMARUL DE STRATURI DE GROSIMI DE INJUMATATIRE

Valorile grosimilor de injumatatire (cm) ale debitului de doza in diferite materiale in functie

de energia fotonilor

10 – 100

keV 100 – 500

keV 1 MeV 1 – 1,5 MeV

1,5 – 2 MeV

> 2 MeV

Beton 6,56 10,83 12,05 13,64 14,41 19,65 Pb (plumb) 0,03 0,50 1,31 1,88 2,12 2,62

DU (deuterura de uraniu)

0,02 0,22 0,56 0,98 1,12 1,17

W (Wolfram) 0,02 0,38 0,87 1,15 1,39 1,62 Otel (Fe) 0,36 2,73 3,45 3,78 4,10 4,41

Sn 0,08 1,92 3,27 3,68 4,17 4,88 Al 0,44 9,78 10,94 12,32 13,12 17,50

Apa (H2O) 33,83 26,15 28,71 31,07 31,88 57,75 Aceste valori au fost obtinute folosind coeficientii de atenuare masica NIST. Factorul buildup este inclus.

Ecranarea campurilor de neutroni

Se da: O sursa de neutroni cu energia de 5 MeV are debitul fluentei de 12 000 n/cm2s la 30cm. Se cere: care este numarul de straturi de grosimi de injumatatire care reduc debitul fluentei la 40 n/cm2s la 30 cm. Impartiti 40 n/cm2 s la 12 000 n/cm2 s = 0,0033 Localizati valoarea de 0,0033 pe axa verticala si deplasati-va pe orizontala pana cand intersectati graficul, apoi din punctul de intersectie coborati pe verticala pentru a gasi numarul de grosimi de injumatatire corespunzatoare. Aceasta valoare este aproximativ 8,3 grosimi de injumatatire. Grosimea ecranului dintr-un anumit material necesara reducerii debitului fluentei la 40 n/cm2s se obtine inmultind grosimea de injumatatire pentru materialul ales functie de energia neutronilor considerati cu numarul de grosimi de injumatatire obtinut mai sus.

Valorile grosimilor de injumatatire (cm) ale fluxurilor de neutroni rapizi

Energia (MeV) 1 5 10 15 Polietilena (PE) 3,7 6,1 7,7 8,8

Apa (H2O) 4,3 6,9 8,8 10,1 Beton 6,8 11 14 16

Sol 8,8 14,3 18,2 20,8

VALORI ALE GROSIMII DE INJUMATATIRE ALE ECRANELOR

FRA

CT

IA D

E N

EU

TR

ON

I C

AR

E T

RE

C D

E E

CR

AN

NUMARUL DE STRATURI DE GROSIMI DE INJUMATATIRE

Calcule de ecran Calcularea grosimii ecranelor pentru neutroni

I = I0·e

-σNx Unde: I = debitul fluentei neutronilor dupa strabaterea ecranului I0= debitul initial al fluentei neutronilor σ = sectiunea eficace pentru neutroni a ecranului in cm2 N = numarul de atomi dintr-un centimetru cub de material utilizat ca ecran x = grosimea ecranului in cm

Calcularea grosimii ecranelor pentru radiatii gamma

“Geometrie buna” (fascicul colimat)

I = I0·e-µx

Unde: I = debitul fluentei fotonilor dupa strabaterea ecranului I0= debitul initial al fluentei fotonilor µ = coeficient de atenuare liniar x = grosimea ecranului in cm “Geometrie proasta” (fascicul necolimat) I = B·I0·e

-µx SAU I0e-µen x

B = factor buidup µen = coeficientul de absorbtie liniar

Grosime de injumatire (grosimea de semiatenuare) = ln2/µ Grosime de deciatenuare = ln10/µ F = transmitanta = I/I0 sau F = e-µx

Calcul simplificat de grosimea ecranului Aceste calcule se vor verifica prin masurari radiologice. I = debitul fluentei electronilor dupa strabaterea ecranului I0 = debitul initial al fluentei electronilor n = numarul de grosimi de semiatenuare sau deciatenuare I = I0·0,1n pentru grosimi de deciatenuare I = I0·0,5n pentru grosimi de semiatenuare

Materiale utilizate ca ecran

α = oricare β- = materiale cu Z mic cum ar fi materiale plastice sau aluminiu γ = materiale cu Z mare, cum ar fi plumbul amestec de emitatori β-/γ = primul strat este format din materiale cu Z mic urmat de un strat format

din materiale cu Z mare n = primul strat este format din materiale cu un continut bogat de atomi de hidrogen in

molecula (precum polietilena– PE), pentru termalizare; apoi absorbanti de neutroni cum ar fi cadmiu, bor, litiu, hafniu; iar ultimul strat format din materiale cu Z mare pentru ecranarea radiatiilor gamma.

Calcularea factorului de transmisie F pentru ecranarea unui generator de radiatii X

F = P·d2 / WUT (BCF) P = debitul dozei ambientale maxim admis (µSv/saptamana) d = distanta pana la punctul de masura W = mA·min/saptamana U = factorul de utilizare T = factorul de ocupare BCF = factorul de conversie pentru fascicul (R/mA·m2)

Dezintegrarea radioactiva (diagrama semilogaritmica)

Ecuaţia dezintegrării radioactive este: At = A0e

-λt sau A0 = At/e-λt

sau t = [ln(At/A0)]/(-λ) unde timpul de înjumătăţire este T1/2 = λλ

693,02ln=

Exemplu de utilizare: Se dă: 10 mCi de P32 cu timpul de înjumătăţire de 14.3 zile Ce se cere: activitatea după 125 de zile

Se determină numărul de înjumătăţiri care au loc în perioada dată prin împărţirea nr. de zile la timpul de înjumătăţire: 125/14.3=8.74. Localizăm 8.74 pe abscisă şi din graficul funcţiei găsim valoarea ordonatei, în cazul nostru valoarea este de aprox. 0.002. Înmulţim valoarea activităţii iniţiale cu 0.002. Aşadar activitatea după 125 de zile este de 0.02 mCi (20 µCi).

Ghid pentru activităţile de suprafaţă.Tabel extras din DOE 5400.5 şi Anexa A al LANL RPP –

Contaminarea fixată totală permisă de suprafaţă (dpm/100 cm2 )

Frac

tiun

ea d

e ac

tivi

tate

răm

asă

Numărul de timpi de injumatatire

Radionuclidul medie maximă nefixată

Grup I: elemente transuranice, 125I, 129I, 227Ac, 226Ra, 228Ra, 228Th, 230Th, 231Pa

100 300 20

Grup II: Th-natural, 90Sr, 126I, 131I, 133I, 223Ra, 224Ra, 232U, 232Th

1000 3000 200

Grup III: U-natural, 235U, 238U, şi produşii de dezintegrare asociaţi, emiţători α

5000 15000 1000

Grup IV: emiţători β şi/sau emiţători γ (radionuclizi cu scheme de dezintegrare altele decât emisia α sau fisiune spontană cu excepţia 90Sr şi elementele de mai sus)

5000 15000 1000

Tritiu (la suprafaţă şi subsuprafaţă) N/A N/A 10000

Anexa D din 10CFR835 ref. la contaminarea superficială

Nuclidul Nefixată (dpm/100cm2)

Totală (fixată+nefixată) (dpm/100 cm2)

U natural, 235U, 238U, şi produşii de dezintegrare asociaţi

1000

alfa

5000

alfa

elemente transuranice, 226Ra, 228Ra, 230Th, 228Th, 231Pa, 227Ac, 125I, 129I

20 500

Th natural, 232Th, 90Sr, 223Ra, 224Ra, 232U, 126I, 131I, 133I

200 1000

emiţători β şi/sau emiţători γ (radionuclizi cu scheme de dezintegrare altele decât emisia α sau fisiune spontană cu excepţia 90Sr şi elementele de mai sus)

1000

beta/gamma

5000

beta/gamma

Tritiu în compuşi organici, suprafeţe contaminate cu tritiu, apă tritiată, sau aerosoli de metale tritiate

10000 10000

Folosirea instrumentelor de măsură

1. Alegerea dozimetrului şi a detectorului se face în funcţie de izotopul de măsurat (dacă acesta

este cunoscut). 2. Verificarea valabilităţii vizei metrologice de pe aparat şi a integrităţii acestuia indică operarea

în parametri funcţionali. 3. Se verifică bateria. 4. Se verifică funcţionarea cu ajutorul unei surse test (verificarea poate da informaţii atât din

punct de vedere funcţional cât şi din punct de vedere al performanţei aparatului). 5. Se determină factorul de corecţie asociat izotopului. 6. Se determină activitatea minim detectabilă (AMD). 7. Se compară AMD a aparatului cu criteriile de măsurare . 8. Dacă instrumentul sau detectorul nu îndeplinesc una din condiţiile de mai sus, se schimbă

instrumentul sau detectorul (sau se schimbă/încarcă bateriile) sau se modifică tehnica de măsurare astfel încât aparatul să îndeplinească criteriile de măsurare.

9. Se efectueaza şi se arhivează măsurarea.

Alegerea instrumentelor de măsură

Pentru: -Expunere/Debitul dozei absorbite (fotoni): Cameră de ionizare, GM cu energie compensată (peste 40 keV), construite din material plastic echivalent ţesutul uman -Debitul echivalentului de doză (neutroni): Contor cu trifluorură de bor cu moderator de polietilenă, detector de neutroni sau protoni de recul (detector Rossi, scintilator lichid plastic, scintilator din sulfură de zinc plastic) -Activitate β/γ: Contor proporţional, GM, scintilator plastic -Activitate α: Contor proporţional, scintilator cu sulfură de zinc, contor proporţional cu aer, detectori cu semiconductori din siliciu, scintilator din plastic -Activitate α şi β: Contor proporţional, scintilator din sulfură de zinc plastic, scintilator din plastic, detectori cu semiconductori din siliciu -Activitate γ: NaI, CsI -Spectroscopie de raze X: Si(Li) -Spectroscopie γ: HPGe, HgI, CsI -Spectroscopie α: grilă, detectori cu semiconductori din siliciu -Spectroscopie β: scintilator din plastic, detectori cu semiconductori din siliciu

Radio-

nuclidul

Timp de înjumă-

tăţire (rotunjit)

Emisii

Metoda de detecţie

H-3 C-14 Cl-36 Ca-41 Mn-54 Fe-55 Co-60 Ni-59 Ni-63 Sr-90 Nb-93m Nb-94 Mo-93 Tc-99 Ru-106 Ag-108m Ag-110m Sb-125 I-129 Cs-134 Cs-137 Ba-133 Ce-144 Eu-152 Eu-154 Eu-155 Ho-166m U-234 U-235 U-238 Pu-238 Pu-239 Pu-241 Am-241 Cm-242 Cm-244

1,2E+01 5,7E+03 3,0E+05 1,0E+05 8,6E-01 2,7E+00 5,3E+00 7,5E+04 1,0E+02 2,9E+01 1,6E+01 2,0E+04 3,5E+03 2,1E+05 1,0E+00 1,3E+02 7,0E–01 2,8E+00 1,6E+07 2,1E+00 3,0E+01 1,1E+01 8,0E-01 I,3E+01 8,6E+00 4,8E+00 1,2E+03 2,5E+05 7,0E+08 4,5E+09 8,8E+01 2,4E+04 1,4E+01 4,3E+02 4,5E-01 1,8E+01

β- β- β- EC EC, γ EC, X β-, γ EC, X β- β- IT, X β-, γ EC, X β

- β

-, γ EC, γ β-, γ β-, γ β- β-, γ β-, γ EC, X, γ β-, γ EC, β-, X, γ β

-, X, γ β-, X, γ β-, X, γ α, X α, γ α α, X α β- α, X, γ α, X α, X

Scintilator lichid Scintilator lichid Scintilator lichid Scintilator lichid Spectrometrie gamma Spectrometrie X sau scintilator lichid Spectrometrie gamma Spectrometrie X Scintilator lichid Debitmetru beta sau scintilator lichid Spectrometrie X sau scintilator lichid Spectrometrie gamma Scintilator lichid sau spectrometrie X Spectrometrie de masa Spectrometrie gamma (descendent: 106Rh) Spectrometrie gamma Spectrometrie gamma Spectrometrie gamma Spectrometrie X Spectrometrie gamma Spectrometrie gamma (descendent 137mBa) Spectrometrie gamma Spectrometrie gamma Spectrometrie gamma Spectrometrie gamma Spectrometrie gamma Spectrometrie gamma Spectrometrie alfa Spectrometrie gamma Spectrometrie gamma Spectrometrie alfa Spectrometrie alfa Scintilator lichid Spectrometrie alfa Spectrometrie alfa Spectrometrie alfa

Activitatea specifică

Activitatea specifică (Ci/g) = 3.578 E5/(T1/2×masa atomică) unde T1/2 este exprimat în ani. 1an = 365 zile = 8760 ore = 5.25 E5 minute = 3.15 E7 secunde

Radiaţii caracteristice a celor mai des întâlniţi radionuclizi

Aceste tabele indică primul descendent cu tipul de dezintegrare corespunzător, energia în keV şi

abundenţa relativă. Sunt listate doar cele mai abundente energii (pt. dezintegrările cu mai mult de trei nivele energetice exceptând nivelele energetice specifice identificării radionuclidului; valorile energetice sunt rotunjite până la cel mai apropiat keV).

Activitatea specifică şi nivelele de radiaţii a celor mai des întâlniţi radionuclizi

Expunerea la radiaţii γ în mR/h la 30 cm considerâdu-se surse punctiforme (dimensiuni

micrometrice) pentru cei mai des întâlniţi radionuclizi.

1000 µ = 1mm = 0.03937 inches 100 µ se pot discerne cu ochiul liber 50 µ nu se pot discerne cu ochiul liber

Activitatea (în dpm) pentru surse punctiforme (dimensiuni micrometrice) pentru oxizii

diverşilor izotopi.

Notă: activitatea măsurată va fi întotdeauna mai mică decât cea calculată datorită efectului de autoecranare.

Calculul activităţii (în dpm) pentru oxizii diverşilor izotopi.

1. Volumul particulei este V=1/6 πd3 2. Se utilizează valoarea densităţii oxizilor izotopilor luate din tabele standardizate (ex. handbook

de fizică sau chimie) 3. Masa particulei este M=V×densitate 4. Activitatea particulei este A=M×activitatea specifică 5. Corecţia activităţii unei particule aflate sub formă de oxid: masa moleculară a Pu238 este 238,

activitatea oxidului trebuie simplificată prin raportul (R) dintre masa moleculară a oxidului şi masa

moleculară a Pu238. Înmulţind activitatea calculată cu 238/270 obţinem activitatea oxidului particulei.

6. Transformarea activităţii în dpm se efectuează prin înmulţirea activităţii (Ci) cu 2.22E12

Exemplu: pentru un diametru de 10µ al unei particule de dioxid de Pu238 dpm=V×M×A×R×2.22E12 V=1/6πd3 (d la 10µ este de 0.001cm) = 5.236E-10 cm3 M=V×densitatea (11.46g/cm3) = 6E-9 g/cm3 A=M×activ. spec. (17.1 Ci/g) = 9E-8 Ci dpm=9E-8 Ci × 2.22E12 dpm/Ci = 200 777 dpm Pentru particulele mai mari de 1µ, diametrul aerodinamic este aproximativ egal cu diametrul fizic

înmulţit cu rădăcină pătrată din densitate. În exemplul nostru, diametrul fizic de 10µ are un echivalent diametru aerodinamic de 34µ (1µ×11.461/2). Acest aspect trebuie luat în considerare în cazul monitorizării sau prelevării de mostre de aer.

Densitatea a diverse materiale în g/cm3

zăpadă 0.2 apa 1.0 gresie 2.7

cedru 0.4 linoleu 1.2 marmură 2.7

brad 0.5 policarbonat 1.2 titan 3.5

stejar 0.7 PVC 1.3 fier 7.8

hârtie 0.9 pământ (împachetat) 1.5 oţel 7.8

polietilenă 0.9 nisip 2.2 bronz 8.2

apa 1.0 beton 2.4 alamă 8.4

cauciuc 1.1 aluminiu 2.6 cupru 8.8

hârtie 0.9 sticlă 2.6 plumb 11.4

polietilenă 0.9 granit 2.7 wolfram 19.6

Măsuri primare în caz de urgenţă

Oprirea şi Securizarea operaţiunilor din zonă. Se securizează (dacă este posibil) activitatea

cauzatoare. Anunţarea celorlalţi din zonă în timpul evacuării. Nu se caută persoane posibil dispărute la

această etapă a operaţiunilor de urgenţă. Izolarea sursei radioactive de către persoane calificate. Minimizarea expunerii individuale şi a contaminării. Controlarea fiecărui punct de acces din

zonă (dacă este posibil). Securizarea ventilaţiei nefiltrate. Evaluarea condiţiilor radiologice şi comunicarea cu personalul

responsabil cu controlul ventilaţiei.

Priorităţile controlului radiologic în urgenţele medicale

Primul ajutor va acordat numai de către persoane pregătite corespunzător. Ordinea priorităţilor

este: salvarea de vieţi omeneşti, securizarea bunurilor şi ulterior controlul împrăştierii contaminării. Identificarea traumelor majore: se vor lua în considerare următoarele aspecte pentru a discerne o

leziune gravă de una minoră. Leziuni la nivelul craniului (de la baza gâtului către vârful capului) Pierderea cunoştinţei Dezorientare Convulsii Pierderea senzaţiilor Pierderea funcţiilor motorii Membre în unghiuri anormale Amputaţii Arsuri (chimice, termice sau datorate radiaţiilor) Orice arsură pe o suprafaţă mai mare decât cea a unei palme Inhalarea de substanţe toxice Hemoragii puternice Ritm respirator anormal Primul ajutor în caz de accidente în zone radiologice: Protejeaza-te pe tine insuti : orice salvator va lua în considerare debitul dozei ambientale şi

contaminarea aeropurtată. Victima va fi însoţită în permanenţă. Salvatorul nu va mişca victima decât în cazul unui pericol iminent (foc, explozie, câmp de

radiaţii). Dacă victima trebuie mişcată, aceasta va fi trasă de ambele mâini sau de ambele picioare. Primul ajutor se va acorda numai de catre persoane calificate. Solicitarea de ajutor (verbal, telefonic, etc) se va face fără a părăsi victima decât dacă este strict

necesar. Salvatorul se va asigura că personalul medical de urgenţă cunoaşte localizarea precisă a locului

accidentului; pt. siguranţă, va trimite o persoană în întâmpinare. Locul accidentului va fi eliberat pentru a asigura accesul personalului medical. Măsurătorile radiologice se vor face începând cu victima. Orice obiect care este cauza accidentului va fi monitorizat. Salvatorul va oferi toate informaţiile necesare personalului medical (ce s-a întâmplat, cum, când,

amplasarea telefonului şi a punctelor de acces, indicaţii referitoare la zonele în care victima este contaminată, precum şi valoarea contaminării).

Riscuri asociate instalaţiilor nucleare

Reactoari nucleari: produşi de fisiune (β-,γ), produşi de activare (β-,γ), elemente transuranice (α,β-

,γ), neutroni (în timpul funcţionării) Acceleratoare: radiaţii de frânare, fotoneutroni, fotoni, protoni, produşi de activare (β-,γ), debitul

dozei echivalente are valoarea maximă la nivelul ţintei. Generatoare de radiaţii X: radiaţia primară (rad.X neîmprăştiată), radiaţia secundară (rad.X

împrăştiată, în general de pacient), „scurgeri” (radiaţii X în locul respectiv, altele decât fasciculul primar).

Medicină nucleară: cele mai mari doze se primesc în timpul eluţiei radioizotopilor şi la staţionarea lângă pacient (γ).

Procesarea deşeurilor radioactive: contaminarea surselor de apă potabilă (α,β-), expunere profesională în timpul manipulării.

Schema de dezintegrarea a 232Th

212Bi se dezintegrează 64% în 212Po şi 36% în 208Tl

Schema de dezintegrare a Radonului (din schema de dezintegrare a 238U)

218Po se dezintegrează 99.98% în 214Pb şi 0.02% în 218At 214Bi se dezintegrează 99.98% în 214Po şi 0.02% în 210Tl 210Bi se dezintegrează ~100% în 210Po şi 0.00013% în 206Tl

Schema de dezintegrare a 238U (până la 218Po)

234mPa se dezintegrează 99.87% în 234U şi 0.13% în 234Pa