- •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
Характеристики -излучения некоторых радиоактивных нуклидов
Нуклид |
Период полураспада, Т |
Энергия -квантов Еi, МэВ |
Выход - квантов на 1 распад, ni,% |
Полная гамма-постоянная |
||
Г, Р см2/ ч мКи |
Гси, аГр м2/с Бк |
|||||
|
|
2,6 года |
1,27 0,51 |
99,95 181,10 |
11,9 |
78,02 |
|
|
15 ч |
2,75 1,37 |
99,89 99,99 |
18,21 |
119,40 |
|
|
1,28*109 лет |
1,46 |
10,70 |
0,78 |
5,09 |
|
|
45,1 дня |
1,29 1,10 0,19 |
44,10 55,50 2,90 |
6,20 |
40,67 |
|
|
5,27 года |
1,33 1,17 |
99,98 99,87 |
12,91 |
84,63 |
|
|
244,1 дня |
1,12 0,51 |
50,60 2,82 |
3,07 |
20,12 |
|
30,17 года |
0,66 |
85,10 |
3,26 |
21,33 |
|
|
128,6 дня |
0,084 0,054 |
3,10 4,10 |
0,027 |
0,18 |
|
|
46,9 дня |
0,279 |
81,10 |
1,30 |
8,51 |
|
|
1600 лет |
- |
- |
9,03 |
59,15 |
|
** |
1600 лет |
- |
- |
8,40 |
55,05 |
|
* Радий в равновесии с продуктами распада до RaD
** То же при платиновом фильтре 0,5 мм.
Поскольку величина М численно равна отношению мощностей экспозиционных доз от данного источника и от 1 мг Rа на одном и том же расстоянии, то применяя формулу (21) для r = 1 см, получим:
М=АГ/8,4, (22)
где: М – гамма-эквивалент источника (мг-экв Ка); А – активность (мКи); Г – ионизационная гамма-постоянная [Р см2/(ч мКи)].
Пример 7. Активность источника шСк равна 10 мКи. Найти гамма-эквивалент источника М. Из таблицы 7 Г = 3,26 Р.см2/(ч-мКи).
По формуле 22 М = 10 3,26 : 8,4 = 3,88 мг-экв Rа.
И, наоборот, если известен гамма-эквивалент источника, то из формулы (22) можно найти активность А данного радионуклида.
Объединяя формулы 21 и 22, получаем соотношение между мощностью экспозиционной дозы и гамма-эквивалентом точечного источника:
pэкс =8,4 М/r2, (23)
где рэкс с выражается в Р/ч; М- в мг-экв Rа; r- в см.
Умножив величину рэкс, рассчитанную по формуле 23, на энергетический эквивалент рентгена 8,73 10 -3 Гр/Р, получим мощность поглощенной дозы от источника излучения в воздухе в условиях электронного равновесия, р (Гр/ч).
Пример 8. Гамма-эквивалент точечного источника М = 1 г-экв Rа или 103 мг-экв Rа. Найти мощность экспозиционной и поглощенной дозы в воздухе на расстоянии r = 100 см от источника. По формуле 23 рэкс = 8,4 103:104 = 0 84 Р/ч. Мощность поглощенной дозы в воздухе при соблюдении электронного равновесия составит: р = 0,84 8,73 10-3 = 7,3 10-3 Гр/ч или 7,3 мГр/ч.
Итак,
мощность экспозиционной дозы рэкс
от точечного -источника
находят по формулам (21) или (23). Мощность
поглощенной дозы в воздухе р
определяют
либо по формуле (20), либо умножая рэкс
на
.
На основании формулы 11 между мощностью поглощенной дозы -излучения в биологической ткани ртк и в воздухе рв имеется связь, которая выражается следующей формулой:
pтк/
рв
=
(24)
Для -излучения в широком диапазоне энергии 0,1-3 МэВ отношение коэффициентов am равно 1,09-1,11 (см. табл. 6) и, следовательно, с достаточной точностью можно принять ртк = 1,1 рв.
Мощность эквивалентной дозы -излучения в ткани получим, имея в виду, что коэффициент качества к=1. Для указанного выше диапазона энергии -фотонов
pэкс = Ртк *к =1,1 pв, (25)
где рв выражено в Гр/с; рэкс - в Зв/с.

*