- •Керма-постоянная и κερμα-эквивалент источника
- •Лекция 3 (продолжение)
- •Расчет дозных полей от источников гамма- излучения с непрерывным спектром
- •Лекция 4. Взаимодействие ии с веществом (нейтроны)
- •2.5 Энергетическая зависимость тканевой дозы
- •Лекция 5. Взаимодействие ии с веществом (альфа и бета)
- •1. Воздействие ии на ткани
- •2. Клеточные структуры
- •3. Поражение днк
- •4. Последствия
- •5. Детерминированные и стохастические эффекты
- •Классификация защит
- •4.2 Последовательность проектирования защиты аэс
- •Инженерные методы расчета защиты от гамма-излучения
- •4.3.1 «Защита» без применения экранов
- •4.3.2. Универсальные таблицы для расчета защиты.
- •4.3.4. Метод конкурирующих линий
- •Закон ослабления плотности потока гамма-излучения веществом.
- •4.5. Факторы накопления рассеянного гамма-излучения.
- •5.2. Метод длин релаксации.
- •5.3.Сечения выведения.
- •5.3.1.Сечение выведения для гетерогенных сред.
- •5.3.2.Сечение выведения для гомогенных сред.
- •Расчет полной мощности дозы нейтронов с использованием дозового фактора накопления.
- •Характеристика радиоактивных продуктов коррозии, входящих в состав отложений
- •Лекция по орб. Предпоследняя. Обеспечение радиационной безопасности аэс
- •Часть I – биологическая защита ядерного реактора: ввэр, рбмк, бн. Применяемые материалы. Мокрая и сухая защита. Охлаждение защит.
- •Часть II – организационные методы радиационной защиты
2.5 Энергетическая зависимость тканевой дозы
Особенностью биологического действия нейтронов является то, что различные виды вторичного излучения, создающего тканевую дозу, имеют различный коэффициент качества. Вклад в тканевую дозу того или иного вида вторичного излучения изменяется с изменением энергии нейтронов, поэтому зависимость эквивалентной дозы, выраженной в бэрах, от энергии нейтронов будет отличаться от энергетической зависимости тканевой дозы, выраженной в радах.
Тканевую поглощенную дозу нейтронов
можно представить в виде суммы
составляющих, обусловленных протонами
отдачи
,
ядрами отдачи
,
ионизирующими частицами, возникающими
в ядерных реакциях
и гамма-квантами, возникающими при
захвате нейтронов (и разрядке возбужденных
ядер при неупругом рассеянии нейтронов)
(2.26)
.
Чтобы определить эквивалентную дозу, необходимо значение каждой составляющей в формуле (2.25) умножить на соответствующий коэффициент качества кк
.
(2.27)
Зная зависимость каждой составляющей
в формуле (2.27) от энергии нейтронов,
можно по формуле (2.27) установить
энергетическую зависимость эквивалентной
дозы. Отметим, что вклад отдельных
компонентов в эквивалентную дозу может
существенно отличаться от вклада тех
же компонентов в тканевую поглощенную
дозу. Так, для медленных нейтронов роль
гамма-квантов в создании тканевой дозы
значительно больше, чем роль протонов,
возникающих в реакции (n,p)
на азоте. Однако, кк для протонов намного
больше, чем для гамма-квантов, в результате
оба вида излучения вносят примерно
одинаковый вклад в эквивалентную дозу
На основании работ различных исследователей, главным образом Снайдера и Нойфельда, получена зависимость эквивалентной дозы для единичного нейтронного флюенса от энергии нейтронов, которая показана на рис.5.
Рис.5. Дозовая кривая Снайдера-Нойфельда
Численные значения удельных эквивалентных
доз h=h(E)
даны в приложении, табл.П.1. Зная дозовый
коэффициент h(E),
можно рассчитать мощность дозы нейтронов
с энергией E (МэВ) при
плотности потока Ф (
)
по формуле
(2.28)
.
Если необходимо вычислить мощность эквивалентной дозы, создаваемую нейтронами с энергетическим спектром Ф(Е), пользуемся зависимостью
(2.29)
.
Обычно функция h(E)
задается с помощью таблиц или графика,
поэтому интегрирование в (2.29) заменяют
суммированием, представляя энергетический
спектр нейтронов набором моноэнергетических
групп и заменяя непрерывную зависимость
h(E)
групповой, т. е. набором коэффициентов
h, усредненных в
пределах энергетической группы нейтронов.
Наиболее просто задача решается, как
видно из рис.5; когда необходимо определить
мощность дозы только быстрых
или медленных
нейтронов, т. к. значения h
в этом случае примерно постоянны. Полезно
помнить, что
при энергии E=2МэВ создает
мощность дозы
;
20
с той же энергией — соответственно
0,8 мкбэр/с.
В заключение отметим, что из понятия дозы следует, что эта величина аддитивная. Поэтому, если человек облучается одновременно источниками гамма и нейтронного излучения, полная мощность дозы
(2.30)
где
— мощность
дозы, создаваемая отдельными источниками
гамма-излучения;
— соответственно
отдельными источниками нейтронов.
