- •Введение
- •Глава 1. Виды ионизирующих излучений и единицы измерения
- •Доза излучения
- •[Рентген, Гр, рад, Зв, бэр]
- •Количественные показатели в радиоэкологии
- •Радиоэкологическое нормирование
- •Потоковые характеристики поля излучения
- •Дозовые характеристики поля излучения
- •2, 5, 6, 8 – Фотоэффект; 3, 4, 7, 9 – Комптон эффект;
- •Зависимость коэффициента качества к от полной лпэ,к(l)
- •Коэффициенты качества различных видов ионизирующих излучений при хроническом облучении всего тела
- •Коэффициенты качества ионизирующего излучения
- •Коэффициенты w для различных органов
- •Радиационный риск
- •Расчет мощности дозы -излучения
- •Линейные коэффициенты ослабления и массовые коэффициенты поглощения энергии am для узкого пучка -излучения
- •Характеристики -излучения некоторых радиоактивных нуклидов
- •1.5 Расчет дозы ионизирующих излучений
- •Глава 2 явление радиоактивности и законы радиоактивного распада
- •2.1 Строение атомного ядра
- •2.2 Естественная радиоактивность
- •2.4 Законы радиоактивного распада
- •Характеристика некоторых радионуклидов
- •2.5 Равновесие при радиоактивном распаде
- •2.6 Частные случаи радиоактивного равновесия
- •2.7 Вид и энергия излучения радионуклида
- •Глава 3 радиоактивное загрязнение
- •3.1 Источники ионизирующих излучений в окружающей среде
- •3.1.1 Естественные источники излучений
- •3.1.2 Антропогенные источники ионизирующих излучений
- •3.2 Радиационная обстановка на территории России и стран снг
- •Основные источники излучений и средняя облучаемость населения стран снг (КривохатскийА.С., 1993)
- •Стран снг и рекомендуемых дозовых пределов.
- •Связанного с аварией на по «Маяк» в 1957 г.
- •Загрязнением радионуклидами выброса Чернобыльской аварии.
- •Средние эффективные эквивалентные дозы в течение первого года после Чернобыльской аэс для ряда стран Европы, мкЗв*
- •Опасности в российском секторе Арктики.
- •На территории Российской Федерации.
- •Глава 4 радиационная безопасность и защита от ионизирующих излучений
- •4.1 Миграция радионуклидов в экосистеме
- •4.2 Биологическое действие радиации
- •Радиобиологические эффекты
- •Радиочувствительность биологических видов к гамма-излучению
- •4.2.1 Внешнее и внутреннее облучение
- •4.3 Нормы радиационной безопасности (нбр)
- •4.3.1 Основные принципы и определения
- •4.3.2 Дозовые пределы облучения
- •Дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения, Зв за год
- •4.3.3 Допустимые уровни внутреннего и внешнего облучения
- •Допустимое загрязнение поверхности дза, част./(см2мин)
- •4.4 Защита от внешнего облучения
- •Пробеги - частиц r и максимальные пробеги - частиц r в воздухе, мягкой биологической ткани и алюминии
- •4.5 Проживание и ведение сельскохозяйственного производства на территориях, загрязненных радионуклидами
- •Мероприятия по снижению содержания радионуклидов в продукции растениеводства
- •Мероприятия по снижению содержания радионуклидов в продукции животноводства
- •Глава 5. Отбор и подготовка проб для определения суммарной объемной (оа) и удельной (уа) активности экспрессными методами
- •5. 1 Отбор и подготовка проб для радиохимического анализа
- •Сроки и нормы отбора проб объектов ветеринарного надзора исследования на радиоактивность.
- •Примерный выход золы из некоторых видов проб (% к сырой массе)
- •5.2 Подготовка проб к исследованию
- •5.3 Методы обнаружения и регистрации ионизирующих излучений
- •5. 4 Сцинтилляционный (люминесцентный) метод регистрации излучений
- •Глава 6 Лабораторно-практические задания
- •6.1 Задачи и упражнения для самостоятельного решения
- •Характеристика радионуклидов
- •6.2 Вопросы для тестовых заданий:
- •6.3 Лабораторная работа «Обнаружение и оценка уровня ионизирующего излучения»
- •Словарь понятий и терминов
- •Приложения
- •Соотношение между единицами измерения дозиметрических величин
- •Множители и приставки для обозначения десятичных кратных и дольных единиц
- •Примеры расчетов при переходе от внесистемных единиц к единицам си
- •Толщина защиты из свинца (в мм) в зависимости от кратности ослабления и энергии гамма-излучения (широкий пучок от точечного источника)
- •Некоторые допустимые уровни и дозовые характеристики
- •Основные Защитные экраны атмосферы от жесткой солнечной радиации
- •Интенсивность энергии в спектре солнечной радиации
- •Взаимосвязь солнечного ветра с магнитном полем Земли
- •Основные элементы цепи распада 239Pu
- •Критерии оценки безопасности
- •Водо-водяном энергетическом реакторе (ввэр)
- •Средние эффективные эквивалентные дозы в течение первого года после Чернобыльской аэс для ряда стран Европы, мкЗв*
- •Атомные электростанции, расположенные на территории России
- •Радиационная экология Учебно-методическое пособие
1.5 Расчет дозы ионизирующих излучений
Если мощность дозы постоянна, то доза пропорциональна времени облучения, (D=рt).
Для направленного пучка -излучения поглощенную дозу вычисляют, умножая данные формул 19 на время облучения t (с).
Расчет дозы от точечных источников -излучения при р =const производят, используя данные формул 20, 21 и 23. Следовательно: Поглощенная доза -излучения в воздухе может быть рассчитана по формуле:
Dв = АГсиt / R2, (26)
где Dв выражена в Гр, A - в Бк; Гр • м2 / (с • Бк); 1 А - в Бк; R- в метрах; Гси - в Грм2 /(cБк); t- в секундах.
Экспозиционная доза составит:
Dэкс=АГ t / r 2, Dэкс=8,4Мt / r 2 , (27а,б)
где Dэкс выражена в Р, А - в мКи, г - в см, Г - в Р см2/(ч мКи), t - в часах, М- в мг-экв Rа.
Зная экспозиционную дозу, можно рассчитать поглощенную дозу в ткани по формуле (11) и, следовательно, эквивалентную дозу -излучения (коэффициент качества к=1). Если энергия -фотонов находится в диапазоне 0,1-3 МэВ, то на основании данных формулы 25 эквивалентная доза в ткани Dэкв = 1,1 Dв, где поглощенная доза в воздухе Dв выражена в Гр, а Dэкв - в Зв.
Пример 9. Активность точечного -источника 22Nа (Е =0,51 и 1,27 МэВ) равна 3108 Бк. Найти поглощенную дозу в воздухе и эквивалентную дозу в ткани на расстоянии 0,5 м за 6 ч.
Для 22Nа из табл. 7 Гси = 78,02 10-18 Гр м2/(сБк).
По формуле 26 Dв= 3 108 78,02 10-18-6 3600:0,25 = 2,02 10-3 Гр = 2 мГр. Dэкв = 1,1 2 = 2,2 мЗв.
Δ
.
Если мощность дозы изменяется по закону р(t), то доза излучения определяется формулой:
(28).
Например, при радиоактивном распаде нуклида в -источнике мощность дозы р(t) = р(0) е-t, где – постоянная распада радионуклида, р(0) –мощность дозы в начальный момент времени t = 0. Интегрируя р(t) по времени в пределах от 0 до t, получим дозу -излучения (D) за время t:
D = р(0)(1-е -t) /. (29)
Подставляя сюда = 0,693/Т1/2 (Т1/2 – период полураспада нуклида) и р(0), полученную из данных таблиц 21 или 20, можно найти соответствующую экспозиционную или поглощенную дозу в воздухе.
Если время облучения 1»Т1/2 , то, как следует из (29) D=р(0) =1,44 р(0) Т1/2. Этой величине равна доза -излучения в воздухе за время от t = 0 до полного распада радионуклида в источнике.
Расчет поглощенной дозы от источников -излучения затруднен из-за отсутствия универсальной зависимости интенсивности -излучения от расстояния. Для точечного р-источника простейшим приближением является зависимость вида Д(r) = а е -r /r2, где Д(r) – доза на 1 распад на расстоянии r от источника; – эмпирический коэффициент ослабления -излучения с данным спектром энергии; а – постоянный множитель, зависящий от выбора единиц.
Однако указанное выражение применимо лишь в небольшом интервале расстояний из-за нарушения экспоненциального закона ослабления -излучения. Для расчета дозовой функции D(r) от источника с простым -спектром можно использовать эмпирическое выражение Ловинджера.
При дозиметрии внешнего электронного излучения обычно измеряют плотность потока частиц на данной поверхности. Для моноэнергетичеcких электронов расчет поглощенной дозы в поверхностном слое ткани ведется по формуле:
Р = Lm ; D= Lm Ф = Lm t , (30),
для немоноэнергетических электронов или -частиц – по формуле, учитывающей зависимоcть Lт от энергии частиц.
Максимальную эквивалентную дозу Нм при внешнем облучении ткани -частицами определяют, как указывалось, по формуле (16), пользуясь расчетным значением максимальной удельной эквивалентной дозы hм.
Поглощенная доза нейтронов в биологической ткани обусловлена поглощенной энергией вторичных частиц – протонов, ядер отдачи углерода, азота, кислорода, продуктов ядерных реакций и -излучения. В условиях равновесия вторичных заряженных частиц поглощенная доза нейтронов равна керме нейтронного излучения. Зная плотность потока нейтронов данной энергии m можно определить максимальную эквивалентную дозу нейтронного излучения по формуле 16, используя соответствующее значение hм.
