![](/user_photo/2706_HbeT2.jpg)
- •«Изучение радиоактивности портативным прибором рксб-104»
- •1. Общие сведения о радиации
- •1.1 Естественная и искусственная радиоактивность
- •1.2 Виды радиоактивных излучений
- •1.3 Единицы измерения активности, дозы излучения
- •1.4 Принцип расчета доз при внутреннем (инкорпированном) облучении
- •2. Основы радиоэкологии
- •2.1 Некорневое поступление радионуклидов в сельскохозяйственные культуры и передача их по трофическим цепям
- •2.2 Радиоактивное загрязнение лесных фитоценозов
- •3.1 Критерии обеспечения радиационной безопасности
- •3.2 Требования к проектированию и эксплуатации систем сбора, хранения и захоронения производственных отходов с повышенным содержанием природных радионуклидов
- •3.3 Радиационно-гигиенические требования по реабилитации территорий при прекращении эксплуатации предприятий нгк
- •3.4 Производственный радиационный контроль при обращении с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов
- •3.5 Вычисление эффективной удельной активности природных радионуклидов в производственных отходах
- •3.6 Требования к радиационно-гигиенической паспортизации организаций нгк
- •4 Рабочее задание 1. Защита от ионизирующих излучений с помощью защитных экранов
- •5 Дозы облучения населения от источников искусственной радиации
- •6 Устройство дозиметра и радиометра рксб-104
- •6.1 Назначение прибора
- •6.2 Основные технические данные и характеристики прибора
- •6.3 Устройство и принцип работы
- •6.4 Указание мер безопасности
- •6.5 Подготовка к работе
- •6.6 Порядок работы
- •7 Рабочее задание 2
- •7.1 Выполнение измерений
- •8 Рабочее задание 3
- •Контрольные вопросы
- •Список литературы
1.4 Принцип расчета доз при внутреннем (инкорпированном) облучении
При работе с открытыми источниками ионизирующих излучений радиоактивные вещества могут вследствие нарушения техники безопасности или при аварии попасть в организм через дыхательные пути, желудочно-кишечный тракт, поры кожи и открытые повреждения. Иногда радиоактивные вещества вводят в организм с диагностической, терапевтической или экспериментальной целью. Во всех случаях попадания радиоактивных веществ в организм создается опасность лучевого поражения. Определить дозу, полученную в результате внутреннего облучения, трудно и особенно тогда, когда неизвестно количество радиоактивного вещества, поступившего в организм.
Следует отметить, что при одних и тех же количествах радиоактивного вещества внутреннее облучение во много раз опаснее внешнего. Это связано с рядом особенностей:
-резко возрастает время облучения, так как попавшие внутрь организма радиоактивные вещества вступают в химическую связь с различными элементами живой ткани и медленно выводятся из нее;
-расстояние
от источника облучения до облучаемой
ткани сокращается практически до нуля,
а телесный угол, при котором излучение
воздействует на организм, достигает
;
-внешнее облучение воздействует на все ткани практически в равной степени, тогда как радиоактивные вещества отлагаются внутри организма неравномерно и могут концентрироваться вблизи особо чувствительных к излучению и важных в жизнедеятельности органов или непосредственно в них (критические органы);
-наибольшая опасность внутреннего облучения связана еще и с тем, что в числе поражающих факторов при внутреннем облучении необходимо учитывать линейную плотность ионизации, характеризуемую коэффициентом относительной биологической эффективностью (ОБЭ). Особенно это относится к альфа-излучению.
Содержание
радиоактивных веществ в организме со
временем уменьшается в результате двух
одновременно протекающих процессов:
физического распада и биологического
выведения их из организма. Следовательно,
эффективная постоянная выведения
будет
складываться из постоянной физического
распада
и постоянной биологического выведения
:
.
Скорость биологического выведения больше у тех радиоактивных веществ, которые имеют меньшее «сродство» с элементами живой ткани. Радиоактивные вещества, вступающие в обмен веществ и прочные биологические соединения, удерживаются в организме длительное время.
Дозу при внутреннем облучении можно подсчитать, если известны радиоактивный изотоп, закон распределения его в организме и продолжительность облучения. Со временем концентрация радиоактивного изотопа в тканях организма будет уменьшаться по экспоненциальной зависимости:
,
где
С0
— исходная концентрация радиоактивного
изотопа, мКи/г; Сt
— концентрация радиоактивного изотопа,
оставшаяся по прошествии времени t,
мКи/г;
е
—
основание натуральных логарифмов;
— эффективная постоянная выведения;t
—
время, прошедшее от начального момента
(t=0)
до данного.
Мощность дозы при однократном поступлении радиоактивного вещества пропорциональна концентрации и, следовательно, также будет убывать по экспоненте.
Полная
поглощенная доза
(рад),
накапливающаяся от начального момента
времени t
= 0
до полного распада изотопа, в каком-либо
органе с распределенным в нем
гамма-излучателем может быть рассчитана
по формуле
,
где
0,032 — постоянный расчетный коэффициент
поглощенных доз;
— постоянная
гамма-изотопа; Со
—
начальная концентрация изотопа в ткани,
мКи/г; р
— плотность ткани, г/см3;
q
—
геометрический фактор, зависящий от
формы и размера объекта; Тэфф
—
эффективный период полувыведения
изотопа из организма (или из органа при
расчете поглощенной дозы в органе).
Оценка геометрического фактора сложна. В справочниках даются ориентировочные значения q для различных точек тела разной формы (шар, цилиндр и т. д.).
Поглощенную
дозу
(рад) в любой момент времени после
поступления радиоизотопа в организм
вычисляют по формуле
,
где С0 — начальная концентрация радиоизотопа, мКи/г; t —время в днях.
Поглощенную
дозу
(рад)
для короткоживущего бета-излучающего
изотопа, распадающегося практически
полностью в течение первых суток (или
одной недели) после поступления его в
биологическую ткань, рассчитывают по
формуле
,
где
73,8 — постоянный расчетный коэффициент
поглощенных доз, если концентрация
изотопа С
выражена в мКи/г, а Тэфф
в
сутках;
— средняя
энергия бета-частиц, МэВ.
Поглощенную
дозу
(рад)
в любой момент времени вычисляют по
формуле
,
где t—время облучения, сут.
Альфа-излучающие вещества при попадании внутрь организма оказывают более выраженное биологическое действие, чем гамма- и бета-излучающие вещества при равной концентрации на 1 г ткани. Это обусловлено высокой плотностью ионизации среды вдоль пути альфа-частицы. Отношение ОБЭ альфа-излучения к ОБЭ гамма- и бета-излучений равно 10.
Поглощенную
дозу
от альфа-излучения за времяt,
когда
заметно снижается концентрация
радиоизотопа вследствие физических и
биологических процессов, рассчитывают
по формуле, аналогичной расчету
поглощенной дозы от бета-излучения, но
с введением в нее коэффициента ОБЭ:
,
где
— средняя
энергия альфа-частиц.
Если в объекте облучения одновременно находятся альфа-, бета-и гамма-излучающие изотопы, то отдельно рассчитывают дозы от каждого вида излучения, а полученные величины складывают.