Максимальный пробег бета-частиц в разных средах в зависимости от энергии
|
Энергия β-частиц, МэВ |
Длина пробега бета-частиц | ||
|
в воздухе, м |
в алюминии и силикатном стекле, мм |
в мягких тканях, воде, органическом стекле, пластиках, мм | |
|
0,01 |
0,00229 |
0,00127 |
0,00247 |
|
0,02 |
0,00773 |
0,00422 |
0,00841 |
|
0,03 |
0,0161 |
0,00870 |
0,0175 |
|
0,04 |
0,0266 |
0,0143 |
0,0290 |
|
0,05 |
0,0394 |
0,0212 |
0,0431 |
|
0,06 |
0,0541 |
0,0289 |
0,0591 |
|
0,07 |
0,0708 |
0,0378 |
0,0774 |
|
0,08 |
0,0889 |
0,0478 |
0,0974 |
|
0,09 |
0,109 |
0,0578 |
0,119 |
|
0,10 |
0,130 |
0,0693 |
0,143 |
|
0,15 |
0,256 |
0,135 |
0,281 |
|
0,20 |
0,407 |
0,214 |
0,448 |
|
0,25 |
0,747 |
0,304 |
0,638 |
|
0,30 |
0,763 |
0,400 |
0,841 |
|
0,35 |
0,959 |
0,504 |
1,06 |
|
0,40 |
1,168 |
0,611 |
1,29 |
|
0,45 |
1,384 |
0,722 |
1,52 |
|
0,50 |
1,601 |
0,837 |
1,77 |
|
0,55 |
1,817 |
0,952 |
2,01 |
|
0,60 |
2,050 |
1,070 |
2,27 |
|
0,65 |
2,774 |
1,193 |
2,52 |
|
0,70 |
2,513 |
1,315 |
2,78 |
|
0,75 |
2,745 |
1,437 |
3,04 |
|
0,80 |
2,985 |
1,559 |
3,31 |
|
0,85 |
3,217 |
1,685 |
3,57 |
|
0,90 |
3,449 |
1,807 |
3,84 |
|
0,95 |
3,697 |
1,933 |
4,11 |
|
1,00 |
3,936 |
2,059 |
4,38 |
|
1,20 |
4,896 |
2,563 |
5,47 |
|
1,30 |
5,868 |
3,070 |
6,56 |
|
1,60 |
6,821 |
3,574 |
7,60 |
|
1,80 |
7,781 |
4,074 |
8,75 |
|
2,00 |
8,732 |
4,593 |
9,84 |
|
2,20 |
9,683 |
5,074 |
10,90 |
|
2,40 |
10,611 |
5,593 |
12,00 |
|
2,60 |
11,510 |
6,074 |
13,10 |
|
2,80 |
12,459 |
6,593 |
14,20 |
|
3,00 |
13,441 |
7,741 |
15,30 |
Приложение 2
Учебная инструкция по расчету параметров защиты от внешнего γ-облучения на основании недельных доз облучения, выраженных в рентгенах
Для оценки условий труда при работе с источниками γ-излучения и расчета защиты от внешнего облучения пользуются формулами (1), (2), которые позволяют определять зависимость дозы облучения (Д) от количества радионуклида (активности источника), времени облучения и расстояния между источником излучения и облучаемым объектом:
Д =
‑ Рентген/неделю (1)
Д =
‑ Рентген/неделю (2),
где: Q ‑ активность источника в милликюри;
M ‑ активность источника в мг/экв радия;
Кγ ‑ γ-постоянная радионуклида (таблица 1);
8,4 ‑ γ-постоянная радия;
t ‑ время облучения за рабочую неделю ‑ в часах (30 часов у рентгенологов и радиологов при работе с закрытыми источниками; 27 часов ‑ при работе с открытыми источниками);
R ‑ расстояние между источником и облучаемым объектом в сантиметрах;
Оценка условий труда проводится путем сравнения расчетной дозы с допустимым для категории А уровнем – 20 мЗв/на 50 рабочих недель = 0,4 мЗв/неделю, которая для γ-излучения равняется 0,04 рентгена/неделю.
Преобразовав вышеупомянутую формулу относительно Q или М, t, R, можно определить активность, время или расстояние, которые обеспечивают безопасность персонала. В преобразованных формулах доза облучения обозначается Dо и отвечает допустимой дозе за рабочую неделю ‑ 0,04 рентген (0,4 мЗв).
В случае, если защита количеством, расстоянием или временем не обеспечивают радиационную безопасность, применяют экранирование.
Для определения толщины защитного экрана находят прежде всего кратность ослабления ‑ число, которое показывает, во сколько раз с помощью экрана необходимо ослабить излучение, чтобы созданная доза облучения не превышала допустимый лимит дозы. Кратность ослабления находят по формуле (3):
К = D/DО, (3)
где: D ‑ рассчитанная фактическая доза облучения для конкретных условий работы;
Dо – допустимая доза облучения.
На основании кратности ослабления и энергии γ-излучения данного радионуклида (которую находят в табл. 1) в специальных таблицах (см. табл. 3, 4, 5) находят толщину защитного экрана из соответствующего материала ‑ свинца, железа, бетона.
Таблица 3.