8)Закон радиоактивного распада.

Радиоактивный распад является статическим явлением. Особенностью является то, что ядра одного и того же элемента распадаются постепенно. (N_t = N₀e^-0,693t/Т)

Постоянная радиоактивного распада - показывает, какая доля ядер распадается в единицу времени (=0,693/Т);

Величина, обратная постоянной распада, называется средней продолжительностью жизни ядра. τ = 1/λ   

Активность радиоактивного элемента равна числу распадов в единицу времени. Чем больше радиоактивных превращений испытывают атомы данного вещества, тем выше его активность. Как следует из закона радиоактивного распада, активность радионуклида пропорциональна числу радиоактивных атомов, т.е. возрастает с увеличением количества данного вещества.

Активность любого радиоактивного препарата по истечении времени t определяют по формуле, соответствующей основному закону радиоактивного распада: A_t = A₀е^-0,693t/Т

Для характеристики гамма-активности источников введена единица – эквивалент 1 мг радия.

9) Экспозиционная доза излучения и ее единицы.

Экспозиционная доза излучения (Х) характеризует ионизирующее действие рентгеновского и γ-излучения в воздухе, окружающим облучаемое тело. В СИ единицей экспозиционной дозы является Кл/кг. В СИ единицей экспозиционной дозы является Кл/кг.

1Кл/кг соответствует экспозиционной дозе фотонного излучения, при которой в результате ионизации 1кг сухого воздуха (н.у.) образуются ионы с зарядом 1Кл каждого знака. Единицей мощности экспозиционной дозы является 1А/кг, а внесистемной единицей : 1Р/с. Так как доза излучения прапорциональна падающему ионизирующему излучению, то между излученной и экспозиционной дозами должна быть пропорциональная зависимость: D=fХ, гдеf– некоторый переходный коэффициент, зависящий от облучаемого вещества и энергии фотонов.

10) Поглощенная доза излучения и ее единицы

Поглощенная доза (D) -величина, равная отношению энергии ∆Е, переданной элементу облучаемого вещества, к массеmэтого элемента:D=∆Е /m. В Си единицей поглощенной дозы является грей (Гр). 1 Гр соответствует дозе излучения, при которой облученному веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующего излучения 1 Дж. Внесистемная единица 1рад=10^-2Гр

11) Эквивалентная доза излучения и ее единицы

Эквивалентная доза – (Н)используется для оценки действия ионизирующего излучения на биологические объекты; она имеет ту же размерность, что и поглощенная доза излучения, но название другое. В СИ: Зиверт [Зв], 1Зв=1Дж/кг

Внесистемная единица: 1бер=10^-2 Зв. Между экспозиционной и поглощенными дозами есть связь:H=KD, где К – коэффициент качества (показывает во сколько раз эффективность биологического действия данного вида излучения больше, чем фотонного, при одинаковой дозе излучения в тканях).

12. Разные виды ионизирующего излучения при одной и той же поглощенной дозе оказывают на ткани живого организма различный биологический эффект, что определяется их относительной биологической эффективностью - ОБЭ.

ОБЭ излучений зависит главным образом от различий в пространственном распределении актов ионизации, вызываемых корпускулярным и электромагнитным излучением в облучаемом веществе. 

Коэффициент ОБЭ определяет отношение поглощенной дозы стандартного излучения, вызывающей определенный биологический эффект, к поглощенной дозе данного излучения, дающей тот же эффект.

ИЛИ

Коэффициент относительной биологической эффективности - величина, показывающая, во сколько раз биологическое действие ионизирующего излучения данного вида больше или меньше действиярентгеновского или ү-излучения. Чем коэффициент больше, тем опаснее данное излучение. С его помощью удается сравнивать радиобиологические эффекты, производимые разными типами излучения в одной и той же среде при равных количествах энергии, поглощаемой средой (при равных поглощенных дозах). Этот коэффициент характеризует способность излучения данного вида воздействовать на ткани организма, т.е. говорит об относительной биологической эффективности разных излучений. КОБЭ = Др/Дх

где Др — поглощенная доза рентгеновского или ү-излучения, Дх — поглощенная доза исследуемого вида излучения, вызывающая тот же биологический эффект.

13. Защита от внешнего облучения осуществляется нормированием расстояния от сотрудника до источника, нормированием времени облучения и экранированием. Для обеспечения безопасных условий работы рассчитывают дозу облучения, которую может получить сотрудник при работе с источником ионизирующих излучений по формуле:

 

  D = (K_γ  A  T) / R² ,                                         (6.1)

 

где D – доза облучения, Р; А – активность источника, мКи; Т – расстояние от источника до рабочего места, см; К_γ-гамма – постоянная изотопа.

Защита временем применяется в тех случаях, когда нельзя нормировать расстояние и применять экраны, например, при работе в горных выработках или ликвидации радиационных аварий на открытой местности. Сущность этого метода заключается в том, что рассчитывается время, за которое  работник, находясь в зоне действия источника радиоактивного излучения, получит дозу меньшую, чем та, которая определена как предельная НРБ-99.

Экранирование применяется при проведении работ с радиоактивными материалами в лабораториях и на производстве.

От облучения a-частицами полностью защищает спецодежда (халаты, перчатки и так далее).

Для защиты от b-излучения операции с радиоактивными веществами проводят за защитными экранами или в специальных защитных шкафах. В качестве защитных материалов применяются стекло, плексиглас, алюминий. Защита от b-излучения обеспечивается, если толщина материала, выраженная в миллиметрах, больше удвоенного числа значения максимальной энергии b-излучения в Мэв.

Гамма-излучение имеет большую проникающую способность, поэтому для изготовления экранов используется свинец и бетон. Расчет защиты представляет довольно сложную задачу и на практике используются таблицы и номограммы (табл. 6.1 [9]). Проектирование защиты от нейтронов имеет свои особенности. Наиболее эффективной в этом случае является многослойная защита, состоящая из материалов, замедляющих быстрые нейтроны (вода, парафин), поглощающих тепловые нейтроны (бор, кадмий) и ослабляющих -излучение. Для расчета толщины слоев также используют таблицы или номограммы.

ИЛИ

Основные принципы обеспечения радиационной безопасности от внешнего облучения:

1) уменьшение мощности источников (\"защита количеством\");

2) сокращение времени работы с источником (\"защита временем\");

3) увеличение расстояния от источников до работающих (\"защита расстоянием\");

4) экранирование источников излучения материалами, которые поглощают ионизирующее излучение («защита экраном\")

14 Радиационная безопасность — состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения.  Основные принципы обеспечения радиационной безопасности  Радиационная безопасность персонала, населения и окружающей природной среды считается обеспеченной, если соблюдаются основные принципы радиационной безопасности (обоснование, оптимизация, нормирование) и требования радиационной защиты, установленные Федеральными законами РФ, действующими нормами радиационной безопасности и санитарными правилами.  Принцип обоснования—запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного облучением. Должен применяться на стадии принятия решения уполномоченными органами при проектировании новых источников излучения и радиационных объектов, выдаче лицензий и утверждении нормативно-технической документации на использование источников излучения, а также при изменении условий их эксплуатации.  В условиях радиационной аварии принцип обоснования относится не к источникам излучения и условиям облучения, а к защитному мероприятию. При этом в качестве величины пользы следует оценивать предотвращенную данным мероприятием дозу. Однако мероприятия, направленные на восстановление контроля над источниками излучения, должны проводиться в обязательном порядке.  Принцип оптимизации предусматривает поддержание на возможно низком и достижимом уровне как индивидуальных (ниже пределов, установленных действующими нормами), так и коллективных доз облучения, с учетом социальных и экономических факторов. В условиях радиационной аварии, когда вместо пределов доз действуют более высокие уровни вмешательства, принцип оптимизации должен применяться к защитному мероприятию с учетом предотвращаемой дозы облучения и ущерба, связанного с вмешательством. Также известен, в том числе в международной практике как принцип ALARA(ALARP).      Принцип нормирования, требующий непревышения установленных Федеральными законами РФ и действующими нормами РБ индивидуальных пределов доз и других нормативов РБ, должен соблюдаться всеми организациями и лицами, от которых зависит уровень облучения людей. 

15.Ионизационный метод. Сущность его заключается в том, что под воздействием ионизирующих излучений в среде (газовом объеме) происходит ионизация молекул, в результате чего электропроводность этой среды увеличивается. Если в нее поместить два электрода, к которым приложено постоянное напряжение, то между электродами возникает направленное движение ионов, т.е. Проходит так называемый ионизационный ток, который легко может быть измерен. Такие устройства называют детекторами излучений. В качестве детекторов в дозиметрических приборах используются ионизационные камеры и газоразрядные счетчики различных типов.  Ионизационный метод положен в основу работы таких дозиметрических приборов, как ДП-5А (Б,В), ДП-22В и ИД-1.

16. Сцинтилляционный метод. Этот метод основывается на том, что некоторые вещества (сернистый цинк, йодистый натрий, вольфрамат кальция) светятся при воздействии на них ионизирующих излучений. Возникновение свечения является следствием возбуждения атомов под воздействием излучений: при возвращении в основное состояние атомы испускают фотоны видимого света различной яркости (сцинтилляции). Фотоны видимого света улавливаются специальным прибором – так называемым фотоэлектронным умножителем, способным регистрировать каждую вспышку. В основу работы индивидуального измерителя дозы ИД-11 положен сцинтилляционный метод обнаружения ионизирующих излучений

17. Фотохимический методполучения основан на действии ультрафиолетового излучения с длиной волны 303—313 нм на смесь фтора и криптона. При этом можно получать продукт со скоростью 1,22 грамма в час.[3] Более жёсткое излучение (с длиной волны менее 300 нм) активирует обратный процесс распада дифторида. Наиболее оптимальной температурой является 77 К, при этой температуре криптон находится в твёрдом состоянии, а фтор — в жидком.

Химический методоснован на свойствах некоторых химических веществ под воздействием радиоактивных излучений вследствие окислительных или восстановительных реакций изменять свою структуру или цвет. Так, хлороформ в воде во время облучения разлагается с образованием соляной кислоты, которая вступает в цветную реакцию с красителем, добавленным к хлороформа. В кислой среде двухвалентное железо окисляется в трехвалентное под воздействием свободных радикалов Н0 2 и ОН, образующихся в воде при ее облучении. Трехвалентное железо с красителем дает цветную реакцию. Интенсивность изменения цвета индикатора зависит от количества соляной кислоты, образовавшейся под воздействием радиоактивного излучения, а ее количество пропорциональна дозе радиоактивного излучения. По интенсивности образованного окраски, является эталоном, определяют дозу радиоактивных излучений. По этому методу работают химические дозиметры ДП-20 и ДП-70 М.

Калориметрический методбазируется на изменении количества теплоты, выделяющейся в детекторе поглощения энергии ионизирующих излучений.

Нейтронно-активационный метод удобен при оценке доз в аварийных ситуациях, когда возможно кратковременное облучение большими потоками нейтронов. По этому методу измеряют наведенную активность, и в некоторых случаях он является единственно возможным в регистрации "особенно слабых нейтронных потоков, потому, что приведенная ими активность имела для надежных измерений обычными методами.