Traducere HANDBOOK Radioprotectie LOS ALAMOS

50
  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 Xe  Rn 222  Ne 24  

Transcript of Traducere HANDBOOK Radioprotectie LOS ALAMOS

41

p

e

n

+

4 3 5 6

9 -

39

40

12

7 2211

n IR 34 33 36

38 8 Xe 35133

Ne24 10 Rn22216

14

15

18

19

17

37 Po

URa28 20 25 23 29

n

31

26

21

30 6 40

2724 22

9

n

HENRI BEQUEREL 2 (7X7+1)

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

h

0

Radiatia primara

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

Imprastierea coerenta eElectroni Compton

Efectul Compton

Efectul fotoelectric

Efectul formarii de perechi

Procesele primare

eElectroni Auger

eElectroni Auger

eFoto electroni

eNegatroni

e+ Pozitroni

Electroni secundari

h Spectru X de linii

hfotoni Compton

h Spectru X de linii

Fotoni secundari

Repetarea tuturor proceselor primare

Ionizarea secundara, Excitarea si radiatia de franare produse de electroni eRadiatii Spectru X continuu si de linii

Anihilarea pozitronilor (cu electroni atomici)

Procese secundare

e eElectroni secundari si fotoni de acelasi tip ca cei secundari

-

+

h

Fotoni de anihilare 0,51MeV

Radiatii tertiare (electroni fotoni)

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 rad roentgen roentgen roentgen sievert curie curie curie/m2 megacurie/mila2 dez/min/m3 becquerel becquerel BTU BTU fisiunea unui gram 235U fisune fisiune 100 6,242 x 1013 87,7 1,61 x 1012 5,47 x 1013 100 3,7 x 1010 2,22 x 1012 220 0,386 4,5 x 10-13 2,7027 x 10-11 1 1,28 x 10-8 3,29 x 1013 1 8,9058 x 10-18 3,204 x 10-4 erg/gram eV/gram erg/gram de aer perechi de ioni/gram de aer eV/gram de aer rem dps (dez/sec) dpm (dez/min) dpm/cm2 curie/m2 microcurie/cm3 curie dps grame 235U fisionat fisiuni megawatt-zi kilowatt-ora ergi

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

Multipli si submultipli 1012 109 106 103 102 101 100 tera giga mega kilo hecto deca 1 T G M k h deca 1 10-1 10-2 10-3 10-6 10-9 10-12 10-15 10-18 deci centi mili micro nano pico femto atto d c m n p f 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:238 239

Pu Pu 240 Pu 242 Pu a U natural Oralloy(93% 235U) b Th natural D-38(DU,tuballoy)a

DPM pe g 39.000.000 140.000 500.000 8.700 1,5 160 0,5 1

Energia Alfa (MeV) 5,50(72%) 5,15(72,5) 5,16(76%) 4,90(76%) 4,20(37%),4,77(36%) 4,77(~80%) 4,01(38%),5,43(36%) 4,20(~60%)

Include 234U in echilibru b Include 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 2(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: mg mylar ( 0,693) 2 cm 2 mg / cm = ln[(viteza _ de _ numarare _ neta _ cu _ ecran ) /(viteza _ de _ numarare _ neta _ fara _ ecran )]

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 / ,unde E este energia beta medie pe dezintegrare in MeV, C este concentratia in Ci/cm3, si 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 Ci/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 Ci/cm2 (6,9 x 10-2 Ci total). Pentru o sursa mica cu diametrul de 0,75 cm, aceeasi indicatie corespunde la 3,5 x 10-3 Ci/cm2 (1,5 x 10-3 Ci total). 9. Determinarea energiei beta in functie de grosimea de injumatatire Izotopul energia max (keV) Grosimea de injumatatire Tc99 292 7,5 mg/cm2 36 Cl 714 15 mg/cm2 90 90 Sr /Y 546/2270 50 mg/cm2 U238 radiatiile beta provenitea 191/2290 130 mg/cm2 de la descendetii de viata scurta 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:

mg / cm 2 =

7,5 ( nr _ coli _ hartie) ( 0,693) ln[(viteza _ de _ numarare _ cu _ ecran ) /(viteza _ de _ numarare _ fara _ ecran )]

F. Energia beta se poate aproxima folosind urmatoarea formula keV = 250 x (grosimea de la punctul D sau E)1/2 300Regulile 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 Debitul (MeV) 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/, unde C este numarul de microcurie pe centimetru cub, E este energia gamma medie pe dezintegrare in MeV, si 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 Ci/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:

n cm sec2

=

Q 0.08Q = 2 4R R2

Pentru surse de neutroni de tip , 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 neutroni termici neutroni epitermici neutroni cadmici neutroni epicadmici neutroni lenti neutroni de rezonanta neutroni intermediari neutroni rapizi neutroni relativistici

0 0,025 eV 0,025 eV 0,025 eV- 0,4 eV 0,4 eV - 0,6 eV 0,6 eV- 1 eV 1 eV - 10eV 10 eV - 300 eV 300 eV - 1 MeV 1 MeV - 20 MeV >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 ,nSurse Pu239Be Po210Be Pu238Be Am241Be Cm244Be Cm242Be Ra226Be Ac227Be Am241B Am241F Am241Li Po210Li Po210B Po210F Pu238C13 Ra226B energia n in MeV neutroni pe milion de dezintegrari 61 71 79 76 100 112 502 702 13 4,1 1,4 1,2 10 3 11 80

4,5 4,2 4,5 4,5 4 4 spectru, 4 , 5 multiplu 4,6 0,7 0,48 2,5 0,42 3,0

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 Cm244 Cf252 Pu239 Am241 Bk249 n/sec/g 1,2 x 107 2,3 x 10 12 0,03 0,6 2,7 x 105

Reguli amestecate ale degetului mare.

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. Activitatea unui izotop (fara descendent radioactiv) este redusa sub 1% dupa 7 4. timpi de injumatatire. 1. 5. Imbogatirea uraniului in masa Natural U238 U235 U234 6. 99,2739 0,7204 0,0057 Tip comercial 97,01 2,96 0,03 Imbogatit 10% 89,87 10,0 0,13 Imbogatit 10% 3,57 2,55 93,88 20% 1,31 2,09 96,60 20% 79,68 20,0 0,32 Saracit 99,75 0,25 0,0005

Imbogatirea uraniului in activitate Natural Tip comercial 14,92 3,02 82,06 Saracit 90,33 1,49 8,18

U238 U235 U234

48,72 2,32 48,96

Marimi, Unitati, Terminologie

Marime expunere doza doza echivalenta activitatea

denumire speciala Roentgen Gray submultiplu: rad(0,01 Gy) Sievert submultiplu: rem (0,01Sv) Curie(2,22 E12dpm)

unitati in SI Coulomb/kg J/kg J/kg 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 = 10Gy Echivalent de doza Debitul echivalentului de doza

Simbol : H Unitate de masura in SI : Sv Doza echivalenta efectiva Simbol : E Unitatea de masura in SI : Sv Doza echivalenta efectiva angajata Simbol : E Unitatea de masura in SI : Sv Echivalent de doza ambiental

Simbol : Unitate de masura in SI : Sv / s

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 Sv Factorul de conversie Simbol : hj, inh - inhalare, hj, ing -ingestie Unitate de masura in SI : Sv /Bq E ( ) Relatii de transformare :hj = [ Sv/Bq ]

A

j

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 0,02 Sv 0,02 [ ] sau LAIj = Relatii de transformare : hj= [ Bq] LAI J Bq hj

pentru E() = 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 1 1 LDCAj = 1 LAIj,inh = 4.16 x 10- 4 LAIj,inh 2000 1,2 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 0,02 1 1 1 LDCAj= = 8.33 x 10-6 / hj,inh h j,inh 2000 1,2

Semnificatii

Acuta Cronica Somatica Genetice Teratogene Stocastice Determinste

orice doze intr-o perioada scurta de timp (1-2 zile) orice doza intr-o perioada lunga de timp efecte asupra organelor individul expus efecte asupra urmasilor individului expus efecte asupra embrionului efecte probabilistice (pot sa apara sau nu) efecte care apar cu certitudine (cataracta, eritem, caderea parului, sindromul acut al radiatiilor)

Interactiile radiatiei Particule incarcate Ionizare, excitare, radiatie de franare (-), reactie de anihilare (+) 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) 1 Nivel de lucru pe luna (WLM)

= 3 LDCA 222Rn (inclusiv descendentii) = 1,3 x 105 MeV/ litru de aer de energii = 100 pCi/ litru (1 x 10-7 Ci/ml) = 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 evaporareEfectele 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 Ci/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 eff = r + b unde r = constanta de dezintegrare = 0,693/t1/2 b = 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:T =k

mE(50) = TWTHT(50) + W re min der =T =1

T

H T (50)T

T =k

mT =1

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 3 Electronii si mionii, toate energiile 1 Neutronii, 20 MeV 5 Protonii, altii decat protonii de recul, 5 energii>2 MeV Particulele alfa, fragmente de fisiune, nuclee 20 grele 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 Gonade Maduva osoasa hematopoietica Colon Plaman Stomac Vezica urinara San Ficat Esofag Tiroida Piele Suprafata oaselor Restul organelor si tesuturilor(remainder)

Factorii de ponderare pentru tesut WT 0,20 0,12 0,12 0,12 0,12 0,05 0,05 0,05 0,05 0,05 0,01 0,01 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- cedat

primit

p primit Nucleul original p cedat neutron t tritiu(H3) + pozitron

d primit n primit + cedat p proton alfa captura electronica

t primit

n cedat t cedat d cedat He3 cedat

cedat

d deuteron - 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. RadioactivitateaA ZX

Z= numarul atomic (numarul de protoni) X= elementul A=numarul de masa (suma dintre numarul de protoni si numarul neutroni)A ZX A ZX A ZX A ZX A-4 Z-2X A Z+1X A Z-1X A Z-1X

Moduri de dezintegrare Alfa Beta minus Beta plus (pozitron) Captura electronica

+ + + +

Ecuatia dezintegrarii radioactive: At = A0e-t unde: At - este activitatea dupa timpului t A0 - este activitatea initiala - constanta de dezintegrare si este 0,693/t1/2 t - este timpul de dezintegrareRaportarea datelor radiologice

Pentru activitatea minima detectabila (AMD) se foloseste formula:

AMD =

k 2 + 2k RB t S + B Eff (1 + t S + B / t B ) t S + B Eff

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:AMD =

2,71 + 4,65 R B Eff Eff

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:AMD =

2,71 + 3,45 R B Eff Eff

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

2,71 + 4,65 RB Eff

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:AMD =

2,71 + 3,45 R B Eff

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 D12 = Debitul Expunerii2 x D22 Unde Debitul Expunerii1 = debitul expunerii masurat sau cunoscut; D12 = 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; D22 = 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: Valoarea _ masurata _ cu _ fereastra _ det ectorului _ deschisa 1,2 Valoarea _ masurata _ cu _ fereastra _ det ectorului _ inchisa 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 Sv/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 Sv/h. Rezulta timpul de lucru = 10(Sv/h) : 40(Sv/h) x 7h = 1,75hCalcularea constantei gamma pentru o sursa de activitate A

Unde

= E(en / )aere/W = constanta gamma (Rcm2 / hA) = debitul fluentei fotonilor (/cm2h) E = energia fotonilor gamma (MeV) (en / ) = 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 () proveniti de la o sursa gamma punctiforma = AY/4 r2

unde:

= debitul fluentei fotonilor (Y/cm2-h) A = activitatea sursei (dez/h) Y = randamentul de emisie al fotonilor ( / dez) r = distanta pana la sursa punctiforma (cm) Calcularea debitului expunerii (X) provenite de la o sursa gamma punctiforma

X (R/h) = A / r2 = 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) Unde:

= AL / R x tg-1(L/R) = AL= R = L =

debitul expunerii (R/h) la distanta de 1m per Ci Activitate pe unitatea de lungime (Ci / m) distanta fata de sursa liniara in metri lungimea sursei liniare in metriCalcularea debitului expunerii (X) pentru o sursa in forma de disc

X(R/h) Unde:

= Aa x ln[(L2 + R2) / R2] = Aa = L = R =

R/h la distanta de 1m per Ci Activitate pe unitatea de arie (Ci / cm2) diametrul suprafetei sursei in forma de disc in cm 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 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 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 = 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 x SA x CE x CF x (1 e-tS) x (e-td) Unde tS = timpul de masurare al probei td = timpul scurs de la sfarsitul timpului de prelevare al probei pana la momentul inceperii masurarii probeiMonitorarea 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 , Ci / 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 Ci =CPM _ proba Eficacitate(CPM / DPM )

= 2,22 106 DPM = 4,5 10-13 Ci / ml = 2,22 1012 DPM / m3 = 1 dez/s =CPM Eficacitate(CPM / DPM ) xVt (Volumul _ total _ al _ probei ) m3

1 DPM / m3 1 Ci / ml Becquerel (Bq) DPM / m3

Ci /ml

=

CPM Eficacitate 2,22 10 DPM6

Ci V T (Volumul _ total _ al _ probei )ml

Bq / m3

=

CPM Eficacitate 60 DPM Bq V T (Volumul _ total _ al _ probei ) 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 unde j este radionuclidul considerat1 1 = 4,16 x 10- 4 LAIj,inh 2000 1,2

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 =0.02 1 1 h j ,inh 2000 1,2

pentru populatie ET 1 mSv per an de unde LDCA

10 3 0,8 8760 [h j ,inh ]

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 oraConcentratia 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 Ci/ml si dpm/m3 ? 1. Activitatea probei in Ci, se obtine prin impartirea valorii in dpm la 2,22106 dpm/Ci. 36 dpm / 2,22106 dpm/Ci = 1,6 10-5 Ci 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 Ci/ml se obtine astfel: 1,6 10-5 Ci / 6,79584 106 ml = 2,4 10-12 Ci/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

VALORI ALE GROSIMII DE INJUMATATIRE ALE ECRANELOR

FRACTIA DE RADIATIE CARE TRECE DE ECRAN

NUMARUL DE STRATURI DE GROSIMI DE INJUMATATIRE

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 50Sv/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 50Sv/h se obtine inmultind grosimea de injumatatire pentru materialul ales functie de energia Co60, cu numarul de grosimi de injumatatire obtinut mai sus.

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

Beton 12,05 13,64 Pb (plumb) 1,31 1,88 DU (deuterura de 0,02 0,22 0,56 0,98 uraniu) W (Wolfram) 0,02 0,38 0,87 1,15 Otel (Fe) 0,36 2,73 3,45 3,78 Sn 0,08 1,92 3,27 3,68 Al 0,44 9,78 10,94 12,32 Apa (H2O) 33,83 26,15 28,71 31,07 Aceste valori au fost obtinute folosind coeficientii de atenuare masica NIST. Factorul buildup este inclus.

10 100 keV 6,56 0,03

100 500 keV 10,83 0,50

1 MeV

1 1,5 MeV

1,5 2 MeV 14,41 2,12 1,12 1,39 4,10 4,17 13,12 31,88

> 2 MeV 19,65 2,62 1,17 1,62 4,41 4,88 17,50 57,75

Ecranarea campurilor de neutroniVALORI ALE GROSIMII DE INJUMATATIRE ALE ECRANELOR

FRACTIA DE NEUTRONI CARE TREC DE ECRAN

NUMARUL DE STRATURI DE GROSIMI DE INJUMATATIRE

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) Polietilena (PE) Apa (H2O) Beton Sol

1 3,7 4,3 6,8 8,8

5 6,1 6,9 11 14,3

10 7,7 8,8 14 18,2

15 8,8 10,1 16 20,8

Calcule de ecran Calcularea grosimii ecranelor pentru neutroni

Unde:

I = I0e-Nx I = debitul fluentei neutronilor dupa strabaterea ecranului I0= debitul initial al fluentei neutronilor = 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 = I0e-x Unde: I = debitul fluentei fotonilor dupa strabaterea ecranului I0= debitul initial al fluentei fotonilor = coeficient de atenuare liniar x = grosimea ecranului in cm Geometrie proasta (fascicul necolimat) I = BI0e-x SAU I0e-en x B = factor buidup en = coeficientul de absorbtie liniar Grosime de injumatire (grosimea de semiatenuare) = ln2/ Grosime de deciatenuare = ln10/ F = transmitanta = I/I0 sau F = e-x

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 = I00,1n pentru grosimi de deciatenuare I = I00,5n pentru grosimi de semiatenuare

Materiale utilizate ca ecran = oricare = materiale cu Z mic cum ar fi materiale plastice sau aluminiu = materiale cu Z mare, cum ar fi plumbul amestec de emitatori -/ = 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 = Pd2 / WUT (BCF) P = debitul dozei ambientale maxim admis (Sv/saptamana) d = distanta pana la punctul de masura W = mAmin/saptamana U = factorul de utilizare T = factorul de ocupare BCF = factorul de conversie pentru fascicul (R/mAm2) Dezintegrarea radioactiva (diagrama semilogaritmica)

Fractiunea de activitate rmas

Numrul de timpi de injumatatireEcua ia dezintegrrii radioactive este: sau t = [ln(At/A0)]/(-) A0 = At/e-t ln 2 0,693 unde timpul de njumt ire este T1/2 = = sau At = A0e-t

Exemplu de utilizare: Se d: 10 mCi de P32 cu timpul de njumt ire de 14.3 zile Ce se cere: activitatea dup 125 de zile Se determin numrul de njumt iri care au loc n perioada dat prin mpr irea nr. de zile la timpul de njumt ire: 125/14.3=8.74. Localizm 8.74 pe abscis i din graficul func iei gsim valoarea ordonatei, n cazul nostru valoarea este de aprox. 0.002. nmul im valoarea activit ii ini iale cu 0.002. Aadar activitatea dup 125 de zile este de 0.02 mCi (20 Ci). Ghid pentru activit ile de suprafa .Tabel extras din DOE 5400.5 i Anexa A al LANL RPP Contaminarea fixat total permis de suprafa (dpm/100 cm2 )

Radionuclidul Grup I: elemente transuranice, 228 Ra, 228Th, 230Th, 231Pa232 125

medie I,129

maxim 300 3000 15000

nefixat 20 200 1000

I,

227

Ac, Ra,

226

Ra,

100 1000 5000

Grup II: Th-natural, U, 232Th

90

Sr,

126

I,

131

I,

133

I,

223

224

Ra,

Grup III: U-natural, 235U, 238U, i produii de dezintegrare asocia i, emi tori Grup IV: emi tori i/sau emi tori (radionuclizi cu scheme de dezintegrare altele dect emisia sau fisiune spontan cu excep ia 90Sr i elementele de mai sus) Tritiu (la suprafa i subsuprafa ) Anexa D din 10CFR835 ref. la contaminarea superficial Nuclidul U natural, 235U, 238U, i produii de dezintegrare asocia i elemente transuranice, 226Ra, 228 Th, 231Pa, 227Ac, 125I, 129I Th natural, 232Th, 126 131 133 I, I, I90 228

5000

15000

1000

N/A

N/A

10000

Nefixat (dpm/100cm2) 1000 alfa 20 200 1000 beta/gamma 10000

Total (fixat+nefixat) (dpm/100 cm2) 5000 alfa 500 1000 5000 beta/gamma 10000

Ra, Ra,

230

Th, U,

Sr,

223

Ra,

224

232

emi tori i/sau emi tori (radionuclizi cu scheme de dezintegrare altele dect emisia sau fisiune spontan cu excep ia 90 Sr i elementele de mai sus) Tritiu n compui organici, suprafe e contaminate cu tritiu, ap tritiat, sau aerosoli de metale tritiate

Folosirea instrumentelor de msur

1. Alegerea dozimetrului i a detectorului se face n func ie de izotopul de msurat (dac acesta este cunoscut). 2. Verificarea valabilit ii vizei metrologice de pe aparat i a integrit ii acestuia indic operarea n parametri func ionali. 3. Se verific bateria. 4. Se verific func ionarea cu ajutorul unei surse test (verificarea poate da informa ii att din punct de vedere func ional ct i din punct de vedere al performan ei aparatului). 5. Se determin factorul de corec ie asociat izotopului. 6. Se determin activitatea minim detectabil (AMD). 7. Se compar AMD a aparatului cu criteriile de msurare . 8. Dac instrumentul sau detectorul nu ndeplinesc una din condi iile de mai sus, se schimb instrumentul sau detectorul (sau se schimb/ncarc bateriile) sau se modific tehnica de msurare astfel nct aparatul s ndeplineasc criteriile de msurare. 9. Se efectueaza i se arhiveaz msurarea.

Alegerea instrumentelor de msur

Pentru: -Expunere/Debitul dozei absorbite (fotoni): Camer de ionizare, GM cu energie compensat (peste 40 keV), construite din material plastic echivalent esutul uman -Debitul echivalentului de doz (neutroni): Contor cu trifluorur de bor cu moderator de polietilen, detector de neutroni sau protoni de recul (detector Rossi, scintilator lichid plastic, scintilator din sulfur de zinc plastic) -Activitate /: Contor propor ional, GM, scintilator plastic -Activitate : Contor propor ional, scintilator cu sulfur de zinc, contor propor ional cu aer, detectori cu semiconductori din siliciu, scintilator din plastic -Activitate i : Contor propor ional, scintilator din sulfur de zinc plastic, scintilator din plastic, detectori cu semiconductori din siliciu -Activitate : NaI, CsI -Spectroscopie de raze X: Si(Li) -Spectroscopie : HPGe, HgI, CsI -Spectroscopie : gril, detectori cu semiconductori din siliciu -Spectroscopie : scintilator din plastic, detectori cu semiconductori din siliciu

Radionuclidul 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

Timp de njumt ire (rotunjit) 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 7,0E01 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

EmisiiEC EC, EC, X -, EC, X IT, X -, EC, X -, EC, -, -, -, -, EC, X, -, EC, -, X, -, X, -, X, -, X, , X , , X , X, , X , X

Metoda de detec ie 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 specific

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

Radia ii caracteristice a celor mai des ntlni i radionuclizi

Aceste tabele indic primul descendent cu tipul de dezintegrare corespunztor, energia n keV i abunden a relativ. Sunt listate doar cele mai abundente energii (pt. dezintegrrile cu mai mult de trei nivele energetice exceptnd nivelele energetice specifice identificrii radionuclidului; valorile energetice sunt rotunjite pn la cel mai apropiat keV).

Activitatea specific i nivelele de radia ii a celor mai des ntlni i radionuclizi

Expunerea la radia ii n mR/h la 30 cm considerdu-se surse punctiforme (dimensiuni micrometrice) pentru cei mai des ntlni i radionuclizi.

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

Activitatea (n dpm) pentru surse punctiforme (dimensiuni micrometrice) pentru oxizii diverilor izotopi.

Not: activitatea msurat va fi ntotdeauna mai mic dect cea calculat datorit efectului de autoecranare.

Calculul activit ii (n dpm) pentru oxizii diverilor izotopi.

1. Volumul particulei este V=1/6 d3 2. Se utilizeaz valoarea densit ii oxizilor izotopilor luate din tabele standardizate (ex. handbook de fizic sau chimie) 3. Masa particulei este M=Vdensitate 4. Activitatea particulei este A=Mactivitatea specific 5. Corec ia activit ii unei particule aflate sub form de oxid: masa molecular a Pu238 este 238, activitatea oxidului trebuie simplificat prin raportul (R) dintre masa molecular a oxidului i masa

molecular a Pu238. nmul ind activitatea calculat cu 238/270 ob inem activitatea oxidului particulei. 6. Transformarea activit ii n dpm se efectueaz prin nmul irea activit ii (Ci) cu 2.22E12Exemplu: pentru un diametru de 10 al unei particule de dioxid de Pu238 dpm=VMAR2.22E12 V=1/6d3 (d la 10 este de 0.001cm) = 5.236E-10 cm3 M=Vdensitatea (11.46g/cm3) = 6E-9 g/cm3 A=Mactiv. spec. (17.1 Ci/g) = 9E-8 Ci dpm=9E-8 Ci 2.22E12 dpm/Ci = 200 777 dpm

Pentru particulele mai mari de 1, diametrul aerodinamic este aproximativ egal cu diametrul fizic nmul it cu rdcin ptrat din densitate. n exemplul nostru, diametrul fizic de 10 are un echivalent diametru aerodinamic de 34 (111.461/2). Acest aspect trebuie luat n considerare n cazul monitorizrii sau prelevrii de mostre de aer.

Densitatea a diverse materiale n g/cm3 zpad 0.2 apa cedru brad stejar hrtie polietilen apa cauciuc hrtie polietilen 0.4 0.5 0.7 0.9 0.9 1.0 1.1 0.9 0.9 linoleu policarbonat PVC pmnt (mpachetat) nisip beton aluminiu sticl granit

1.0 1.2 1.2 1.3 1.5 2.2 2.4 2.6 2.6 2.7

gresie marmur titan fier o el bronz alam cupru plumb wolfram

2.7 2.7 3.5 7.8 7.8 8.2 8.4 8.8 11.4 19.6

Msuri primare n caz de urgen Oprirea i Securizarea opera iunilor din zon. Se securizeaz (dac este posibil) activitatea cauzatoare. Anun area celorlal i din zon n timpul evacurii. Nu se caut persoane posibil disprute la aceast etap a opera iunilor de urgen . Izolarea sursei radioactive de ctre persoane calificate. Minimizarea expunerii individuale i a contaminrii. Controlarea fiecrui punct de acces din zon (dac este posibil). Securizarea ventila iei nefiltrate. Evaluarea condi iilor radiologice i comunicarea cu personalul responsabil cu controlul ventila iei.

Priorit ile controlului radiologic n urgen ele medicale

Primul ajutor va acordat numai de ctre persoane pregtite corespunztor. Ordinea priorit ilor este: salvarea de vie i omeneti, securizarea bunurilor i ulterior controlul mprtierii contaminrii. Identificarea traumelor majore: se vor lua n considerare urmtoarele aspecte pentru a discerne o leziune grav de una minor. Leziuni la nivelul craniului (de la baza gtului ctre vrful capului) Pierderea cunotin ei Dezorientare Convulsii Pierderea senza iilor Pierderea func iilor motorii Membre n unghiuri anormale Amputa ii Arsuri (chimice, termice sau datorate radia iilor) Orice arsur pe o suprafa mai mare dect cea a unei palme Inhalarea de substan e toxice Hemoragii puternice Ritm respirator anormal Primul ajutor n caz de accidente n zone radiologice: Protejeaza-te pe tine insuti : orice salvator va lua n considerare debitul dozei ambientale i contaminarea aeropurtat. Victima va fi nso it n permanen . Salvatorul nu va mica victima dect n cazul unui pericol iminent (foc, explozie, cmp de radia ii). Dac victima trebuie micat, aceasta va fi tras de ambele mini sau de ambele picioare. Primul ajutor se va acorda numai de catre persoane calificate. Solicitarea de ajutor (verbal, telefonic, etc) se va face fr a prsi victima dect dac este strict necesar. Salvatorul se va asigura c personalul medical de urgen cunoate localizarea precis a locului accidentului; pt. siguran , va trimite o persoan n ntmpinare. Locul accidentului va fi eliberat pentru a asigura accesul personalului medical. Msurtorile radiologice se vor face ncepnd cu victima. Orice obiect care este cauza accidentului va fi monitorizat. Salvatorul va oferi toate informa iile necesare personalului medical (ce s-a ntmplat, cum, cnd, amplasarea telefonului i a punctelor de acces, indica ii referitoare la zonele n care victima este contaminat, precum i valoarea contaminrii).Riscuri asociate instala iilor nucleare

Reactoari nucleari: produi de fisiune (-,), produi de activare (-,), elemente transuranice (,,), neutroni (n timpul func ionrii) Acceleratoare: radia ii de frnare, fotoneutroni, fotoni, protoni, produi de activare (-,), debitul dozei echivalente are valoarea maxim la nivelul intei. Generatoare de radia ii X: radia ia primar (rad.X nemprtiat), radia ia secundar (rad.X mprtiat, n general de pacient), scurgeri (radia ii X n locul respectiv, altele dect fasciculul primar). Medicin nuclear: cele mai mari doze se primesc n timpul elu iei radioizotopilor i la sta ionarea lng pacient (). Procesarea deeurilor radioactive: contaminarea surselor de ap potabil (,-), expunere profesional n timpul manipulrii.

Schema de dezintegrarea a 232Th

212

Bi se dezintegreaz 64% n 212Po i 36% n 208Tl

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

218

Po se dezintegreaz 99.98% n 214Pb i 0.02% n 218At Bi se dezintegreaz 99.98% n 214Po i 0.02% n 210Tl 210 Bi se dezintegreaz ~100% n 210Po i 0.00013% n 206Tl214

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

234m

Pa se dezintegreaz 99.87% n 234U i 0.13% n 234Pa