- •Взаємодія бета-частинок з речовиною................. ...........................88
- •Передмова
- •3.1. Атомне ядро
- •3.1.2. Будова ядра. Нуклони, їх характеристики і взаємоперетворення. Нейтрино
- •3.1.3. Енергія зв’язку нуклонів у ядрі. Дефект маси. Ядерні сили і їх природа. Мезони Внутрішню енергію ядра можна розрахувати за формулою
- •3.1.4. Феноменологічні моделі будови атомного ядра
- •3.2. Радіоактивність
- •Часто користуються несистемною одиницею активності Кюрі, яка відповідає активності 1г радію
- •3.2.2. Закономірності альфа - і бета – розпаду
- •3.2.3. Гамма-випромінювання. Взаємодії - променів з речовиною
- •3.3. Ядерні реакції
- •3.3.2. Реакції ділення. Ланцюгова реакція. Використання ядерної енергії
- •3.3.3. Термоядерні реакції. Енергія зірок. Керований термоядерний синтез
- •3.3.4. Ядерна зброя
- •Розділ 2
- •3.4.2. Джерела опромінення. Природна й штучна радіоактивність
- •3.4.3. Потік і інтенсивність іонізуючих випромінювань
- •3.5. Взаємодія елементарних частинок
- •3.5.2.Вільний пробіг важких заряджених частинок у речовині.
- •3.5.3. Взаємодія бета-частинок з речовиною
- •3.5.4. Взаємодія нейтронів з речовиною
- •Звідси радіус ядра дорівнює
- •3.6. Елементи дозиметрії
- •3.6.2. Особливості взаємодії різних видів випромінювання з біологічними об'єктами
- •3.6.3. Дія іонізуючого випромінювання на організм людини
- •3.6.4. Вплив іонізуючого випромінювання на біологічні об'єкти при загальному опроміненні
- •3.7. Біологічна дія іонізуючого випромінювання
- •3.7.2. Первинні процеси дії іонізуючих випромінювань
- •3.7.3. Деякі міри захисту від зовнішнього і внутрішнього опромінення
- •3.7.4. Розрахунок захисту і захисні матеріали
- •Максимальний пробіг β - частинок різної енергії в речовині
- •Радіоактивних речовин
- •Орієнтовні норми радіаційної безпеки людей
- •Перевідні коефіцієнти одиниць вимірювання радіоактивності:
- •Середнє опромінення людини на землі, мЗв/рік
- •Середня величина опромінення населення колишнього срср (1991р.) мЗв/рік
- •Потужності експозиційної дози іонізуючого випромінювання в салоні пасажирського літака
- •Місця нагромадження радіонуклідів в організмі людини
- •Рівні радіоактивності деяких рідин
- •Гранично допустимі вмісти деяких радіонуклідів в тілі людини (мкКі)
- •Наслідки опромінення людини
- •Радіоізотопний склад чорнобильського викиду
- •Розподіл 131i і 137 Cs в різних районах земної кулі після аварії на чаес
- •Тимчасові допустимі рівні вмісту 137Cs і 90Sr в харчових продуктах і питній воді, установлені після аварії на Чорнобильській аес (1991р.)
- •Граничні допустимі дози опромінення, схвалені комісією ядерного регулювання сша (мЗв/рік)
- •Закон україни Про охорону навколишнього природного середовища
- •Загальні положення
- •Екологічні права й обов'язки громадян
- •Повноваження рад в області охорони навколишньої природного середовища
- •Повноваження органів керування в області охорони навколишньої природного середовища
- •Спостереження, прогнозування, облік і інформування в області навколишнього природного середовища
- •Екологічна експертиза
- •Стандартизація і нормування в області охорони навколишнього природного середовища
- •Контроль і нагляд в області охорони навколишньої природного середовища
Радіоактивних речовин
Таблиця 7
Речовина |
Т1/2 |
Кγ , |
γ- еквівалент 1 мКі речовини, мг-екв. Ra |
|
14,9 роки |
18,55 |
2,20 |
|
5,27 роки |
12,93 |
1,54 |
|
127 діб |
1,84 |
0,23 |
|
2,2 роки |
8,58 |
1,02 |
|
1622 роки |
9,36 |
1,11 |
Фільтрація γ-випромінювання зменшує Кγ до Кγ(δ), де δ – товщина фільтра. В розрахунках зміна величини Кγ враховується за допомогою коефіцієнта χ, меншого за одиницю, тобто Кγ(δ) =χ Кγ.
Для свинцевих, залізних і алюмінієвих ампул товщиною 0,1 – 0,3 см значення χперебуває в межах від 0,85 до 0,98 для енергій гамма-квантів більших за 1 МеВ.
Величина Кγзначно спрощує розрахунки експозиційної потужності дози Р( R ) на відстані R від незахищеного точкового гамма-джерела. Оскільки інтенсивність гамма – джерела пропорційна 1/R, то
Р( R) = АּКγ/R2, (3.7.4.11)
де Р ( R ) –експозиційна доза , Р/год; А – активність гамма – джерела, мКі; R – відстань до гамма – джерела, см.
В дозиметрії гамма – джерела часто порівнюють за іонізацією повітря. Дві радіоактивні речовини, які при однакових умовах створюють однакові потужності експозиційної дози, мають однаковий γ-еквівалент. Гамма – еквівалент вимірюють в міліграм - еквівалентах радію (мг-екв Ra). Ця одиниця дорівнює такій кількості радіоактивної речовини, γ – випромінювання якої при даній фільтрації і тотожних умовах створює таку ж потужність експозиційної дози, що й 1 мг-екв радію. Потужність експозиційної дози в 1 мг-екв. Ra на відстані 1 см дорівнює 8,4 Р/год.
Гамма – еквівалент речовини m (мг-екв Ra) пов’язаний з її активністю А (мКі) і величиною Кγ (Рּсм2 /(год.мКі)) співвідношенням
m = AּKγ /8,4. (З.7.4.12)
Замінимо у формулі (3.7.4.11) АּКγ на 8,4m, одержимо
Р( R ) = 8,4m/R2 , (3.7.4.13)
де Р( R ) – потужність експозиційної дози , Р/год; m – гамма – еквівалент речовини, мг-екв Ra; R – відстань до джерела , см.
ПРИКЛАД. На якій відстані R від точкового джерела масою 10-6 г за шестигодинний робочий день доза опромінення не перевищить гранично допустимої дози (ГДП)? Розрахувати також гамма – еквівалент цього джерела.
Кількість атомів у 10-6 г буде дорівнювати
N =
Активність кобальту, період піврозпаду якого дорівнює T1/2= 5,27 років розраховується так
,
враховано, що 3,7.107відповідає розмірності 1 мКі.
Гранично допустима потужність дози при шестигодинному робочому дні для кобальту – 60 Рг.д= 2,8.10-3бер/год. Для
Д О Д А Т К И
Частина довідкового матеріалу взята із посібника, складеного Смоленською Державною Медичною Академією (СДМА) за редакцією Литвинова А.В., решта з НРБУ - 97