Обработка результатов

1. Предполагая источник точечным изотропным, рассчитать величину мощности дозы (формула 1.8) и плотность потока -излучения от образцового источника заданной активности для тех же расстояний, на которых проводились измерения. Для расчета плотности потока выразить активность А источника в Бк, далее воспользоваться формулой (1 мКи = 3,710⁷ Бк). В расчетах учесть радиоактивный распад образцового источника (формула (1.7)). Результаты расчетов поместить в табл. 1.3.

Таблица 1.3

Результаты расчета величин мощностей доз от точечного

образцового источника -излучения

Расстояние R, см	Расчетное значение экспозиционной дозы , мкР/с	Измеренное значение экспозиционной дозы , мкР/с	Плотность потока -квантов, , /(см2с)	Мощность эффективной дозы, , Зв	Оценка по

2. Построить для каждого поддиапазона линейный график зависимости показаний прибора от расчетной мощности экспозиционной дозы -излучения в одинаковых масштабах по осям ординат и абсцисс. Определить градуировочную зависимость прибора как k = = tg, где   угол наклона прямой. Определить отклонение k от единицы ( = 45⁰).

3. Исходя из вычисленных плотностей потока  и данных табл. 1.1, рассчитать и занести в табл. 1.3 значения мощностей эффективной дозы. Для энергии -излучения 661 кэВ значение Е(ПЗ) получить интерполяцией данных табл. 1.1 и умножить на вычисленное значение плотности потока .

4. Оценить эту мощность, исходя из соотношения Х/Е по данным табл. 1.1 для энергии 661,6 кэВ. Для этого значения измеренной экспозиционной дозы умножить на коэффициент Х/Е, не забывая о размерности. Полученное значение занести в табл. 1.3  это и будет оценка по .

КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ

1. Экспозиционная, поглощенная, эквивалентная и эффективная дозы и связь между ними.

2. Принцип сцинтилляционного метода.

3. Токовый режим работы дозиметра.

4. Ход с жесткостью дозиметров и его компенсация.

Литература

1. Иванов В.И. Курс дозиметрии.  М.: Энергоатомиздат, 1988.

2. Голубев Б.П. Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений.  М.: Энергоатомиздат, 1986.

3. Кутьков В.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П. Радиационная безопасность персонала атомных станций.  Москва-Обнинск, 2003.

РАБОТА № 2. ОПРЕДЕЛЕНИЕ МОЩНОСТИ ЭФФЕКТИВНОЙ ДОЗЫ, ЭКВИВАЛЕНТА ДОЗЫ И СЕЧЕНИЯ ВЫВЕДЕНИЯ НЕЙТРОНОВ

Одним из факторов радиационной опасности работающего ядерного реактора являются интенсивные потоки нейтронов деления, которые излучает активная зона. Спектр нейтронов деления ядерного реактора простирается от ~ 10 эВ до ~ 20 МэВ. Наиболее вероятное значение энергии нейтронов деления составляет 0,75 МэВ, средняя энергия около 2 МэВ. При замедлении нейтронов деления в активной зоне формируются интенсивные потоки тепловых нейтронов.

При облучении биологических объектов нейтронами любых энергий ионизацию в ткани создают вторичные заряженные частицы или -кванты (посредством передачи энергии электронам), сопровождающие те или иные ядерные процессы с участием нейтронов. При этом следует рассматривать упругое и неупругое рассеяние нейтронов, радиационный захват и ядерные расщепления с вылетом заряженных частиц. Вероятность того или иного процесса зависит от энергии нейтронов и состава биологической ткани (мышечная ткань, кость, различные органы).

Доза, создаваемая нейтронами, обусловлена поглощенной энергией вторичного излучения, возникающего при взаимодействии нейтронов с тканями организма. Значимость тех или иных процессов взаимодействия нейтронов определяется энергетическим распределением нейтронов во всем диапазоне энергий от тепловых до быстрых.