- •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
Расчет мощности дозы -излучения
При прохождении через вещество узкого (параллельного) пучка -излучения его интенсивность J уменьшается по экспоненциальному закону. Из этого следует, что мощность поглощенной дозы равна:
p = am J, (18)
где am (см2/г) – массовый коэффициент истинного поглощения энергии -излучения в данном веществе.
Для узкого пучка моноэнергетического -излучения с энергией Е (МэВ) имеет место соотношение между мощностью поглощенной дозы в воздухе р (Гр/с) и плотностью потока фотонов (см -2*с -1):
р =1,610 -10Вam Е, (19)
где Вam относится к воздуху.
В таблице 6 приведены линейные коэффициенты ослабления и массовые коэффициенты поглощения am для воздуха, воды и свинца.
Таблица 6
Линейные коэффициенты ослабления и массовые коэффициенты поглощения энергии am для узкого пучка -излучения
Энергия -излучения Е (МэВ) |
Воздух (=0,001293 г/см3) |
Мягкая ткань(вода) (=1 г/см3) |
Свинец (=11,34г/см3) |
|||
, 10-3 |
am |
|
am |
|
am |
|
0,05 |
0,240 |
0,0374 |
0,204 |
0,0383 |
82,81 |
6,630 |
0,08 |
0,204 |
0,0231 |
0,175 |
0,0249 |
23,48 |
1,880 |
0,10 |
0,191 |
0,0227 |
0,165 |
0,0248 |
60,35 |
2,090 |
0,20 |
0,158 |
0,0265 |
0,135 |
0,0295 |
10,58 |
0,610 |
0,40 |
0,123 |
0,294 |
0,106 |
0,0328 |
2,44 |
0,142 |
0,60 |
0,104 |
0,0295 |
0,090 |
0,0328 |
1,33 |
0,071 |
0,80 |
0,091 |
0,0287 |
0,079 |
0,0319 |
0,95 |
0,048 |
1,00 |
0,082 |
0,0278 |
0,071 |
0,0310 |
0,77 |
0,038 |
1,25 |
0,074 |
0,0265 |
0,063 |
0,0295 |
0,67 |
0,033 |
1,50 |
0,067 |
0,0254 |
0,057 |
0,0283 |
0,56 |
0,028 |
1,75 |
0,062 |
0,0244 |
0,053 |
0,0271 |
0,53 |
0,026 |
2,00 |
0,057 |
0,0234 |
0,049 |
0,0260 |
0,51 |
0,025 |
3,00 |
0,046 |
0,0205 |
0,040 |
0,0227 |
0,47 |
0,024 |
В случае немоноэнергетического -излучения в формулу нужно подставить среднюю энергию фотонов Е и усредненное по энергиям фотонов значение am.
Мощность поглощенной дозы направленного пучка -излучения в любом веществе, в том числе в мягкой биологической ткани (воде), определяется при подстановке в формулу вместо Вam значение am для этого вещества.
Соотношение между мощностью дозы и активностью источника -излучения. Активность радионуклида в источнике измеряется в беккерелях, Бк. Внесистемная единица активности – кюри, 1 Ки = 3,71010 Бк.
Пусть имеется точечный -источник активности А (Бк), испускающий -излучение изотопов во все стороны пространства. Найдем мощность поглощенной дозы в воздухе на расстоянии R (м) от источника, пренебрегая поглощением -излучения на пути от источника к данной точке.
Поскольку плотность потока фотонов от точечного источника убывает обратно пропорционально квадрату расстояния, от мощность поглощенной дозы в воздухе р (Гр/с) равна:
р = АГси /R2 (20)
где Гси – гамма-постоянная радионуклида, выраженная в единицах СИ – Гр м2/(с Бк). Она показывает, какую мощность поглощенной дозы в воздухе создает нефильтрованное -излучение точечного источника активностью 1 Бк на расстоянии 1 м.
Величина гамма-постоянной зависит от схемы распада радионуклида и энергии его -излучения. В таблице 7 приведены значения Гси, для некоторых радионуклидов, выраженные в аГр м2/(с Бк); приставка а (атто) означает 10-18.
Пример 5. Определить мощность поглощенной дозы -излучения в воздухе на расстоянии 2 м от точечного источника 60Со активностью 3,7* 108 Бк. Из таблицы 7 находим Гси= 84,63 10-18 Гр.м2/(оБк). По формуле определяем мощность поглощенной дозы:
р = 3,7 108 84,63 10-18 4=7,83 10-9 Гр/с = 2,8 10 -5 Гр/ч.
Для расчета мощности экспозиционной дозы от точечного -источника на практике применяют ионизационную гамма-постоянную.
Ионизационная гамма-постоянная Г радионуклида показывает, какую мощность экспозиционной дозы Рэкс (Р/Ч) создает нефильтрованное -излучение точечного изотропного источника активностью 1 мКи на расстоянии 1 см. Она выражается во внесистемных единицах – Р см2/(ч мКи). В таблице 7 приведены значения полной ионизационной гамма-постоянной Г для некоторых радионуклидов.
Соотношение между мощностью экспозиционной дозы и активностью точечного -источника имеет следующий вид:
Рэкс=АГ/r2 (21)
где: Рэкс – мощность экспозиционной дозы (Р/ч), А – активность (мКи), r - расстояние (см), Г - полная ионизационная гамма-постоянная (Р см2/ч мКи).
Пример 6. Определить мощность экспозиционной дозы в условиях предыдущего примера (А = 10 мКи).
Из табл. 7 для 60Со находим Г = 12,91 Р см2/(ч мКи). Так как А =10 мКи, r= 200 см, то по формуле рэкс = 10 12,91 : 40000 = 0,0032 Р/ч = 32 мР/ч.
Для сравнения радиоактивных источников по ионизирующему действию их -излучения часто используют внесистемную величину – гамма-эквивалент.
Гамма-эквивалент источника М (или mRa) – это условная масса точечного источника радия 226 (226Rа), создающего на данном расстоянии такую же мощность экспозиционной дозы, как и данный источник. Специальные единицы гамма-эквивалента: кг-экв Rа, г-экв Rа, мг-экв Rа.
Миллиграмм-эквивалент радия (1 мг-экв Rа) – это гамма-эквивалент радиоактивного источника, -излучение которого при тождественных условиях измерения создает такую же мощность экспозиционной дозы, что и -излучение 1 мг при платиновом фильтре толщиной 0,5 мм.
Установлено, что точечный источник радия массой 1 мг в равновесии с продуктами распада, заключенный в платиновую оболочку толщиной 0,5 мм, создает на расстоянии 1 см мощность экспозиционной дозы 8,4 Р/ч. Следовательно, такую же мощность дозы создает 1 мг-экв Rа любого радионуклида на расстоянии 1 см.
Таблица 7