Результаты выполнения эксперимента (вариант)

№ замера	Удаление от ИИИ, см	Замер без экрана, мкЗв/ч	Материал и толщина экрана, мм
			Сталь		Алюминий		Дерево		Бетон
			1	3	1	3	5	10	15
1	2	0,21
2	8	0,14
3	8				0,12
4	8							0,05
5	8	4,2
6	8				3,56
7	8							1,58
8	6	1,57
9	6			0,51

Примечание. Таблица заполнена в качестве примера. В замерах 1-4, 5-7, 8-9 использованы ИИИ разной активности.

Методика расчета доз РАИ, создаваемых источниками разной конфигурации

1. Точечный γ-источник при отсутствии фильтрации создает в воздухе мощность воздушной кермы Р_к (формула 1) или мощность поглощенной дозы Р (формула 2). При этом размеры источника значительно меньше расстояния до точки замера (R). Ослаблением в ИИ можно пренебречь. Тогда

P_к = Г*A / R²; (1)

Р = Г*А / R² . (2)

Керма (К) - отношение суммы начальных кинетических энергий dE всех заряженных частиц, образованных косвенно ионизирующим излучением в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:

К = dE / dm, аттогрей (аГр = 10^-18 Гр); (3)

К = Р_к⁰ / λ [1 - ехр (- λT)], а поглощенная доза Д = Р⁰ / λ [1-ехр (-λТ)]. Если время облучения Т значительно меньше периода полураспада радионуклида, то К = Р_к°Т = Г*A*T / R²; Д = Р°*Т = Г*A*T/R², где Р_к°и Р°- мощность кермы и дозы на момент Т₀; Г - гамма-постоянная (табл. 8.2); А - полная активность, Бк, (А_ν, А_r, А_s, - активность на единицу объема, длины и поверхности соответственно); R - расстояние от точки замера до центра ИИИ, м, Т - время, с.

Таблица 8.2

Керма- к и гамма-постоянные г некоторых радионуклидов

Радионуклид; период полураспада	Энергия квантов, МэВ	Квантовый выход на распад, %	К, аГр*м/c*Бк	Г, Р*см2/г*Ки
4Be7, 53,3 сут.	0,47	10,3	1,861	0,284
7N13, 9,9 мин	0,51	199,6	38,53	5,879
7N16, 7,11 с	8,87	0,08	0,134	2*10-2
7N17, 4,17с	2,19	0,5	31,65	4,8*10-2
8О19, 26,9 с	1,56	1,44	0,714	0,109
9F18, 109,8 мин	0,51	193,4	37,29	5,69
11Na22; 2,6 года	1,27	99,95	42,71	6,518
12Mg27; 9,46 мин	1,01	28,5	10,17	1,552
13Al28; 2,24 мин	1,77	100,77	32,03	4,888
16S38; 2,87 ч	2,75	1,6	1,179	0,18
19К40; 1,28-Ю9 лет	1,46	10,7	5,07	0,774
20Са47; 4,55 сут.	1,29	75	32,49	4,958
25Мп54; 312,3 сут.	0,83	99,9	30,24	4,614
27Со60; 5,272 года	1,33	99,98	44,21	6,746
53J129; 1,57 лет	0,039	8,01	0,25	3,8*10-2
53J131; 8,04 сут	0,72	1,63	0,433	6,6*10-2
53J132; 23ч	1,92	1,2	0,694	0,106
53J133; 20,8 ч	1,29	2,1	0,911	0,139
53J134; 52,6 мин	1,8	5,76	3,185	0,486
55Cs134; 2,06 года	1,36	3,2	1,441	0,22
55Cs137; 30,17 года	0,66	85,1	20,92	3,192
88Ra226 с дочерними продуктами	2,44... 0,078	232,99	59,18	9,031
98Cf252, 13,2 года	0,04	0,016	5*10-4	7*10-5

Мощность воздушной кермы - это отношение приращения кермы dK за интервал dt;

Р_r = dK / dt (аГр/с). (4)

2. Линейный изотропный не поглощающий с равномерно распределенной активностью ИИИ длиной 2L.

Если с = h = 0, то Р_к = Г*А_r / (R² - L²).

3. Кольцевой изотропный ИИИ с равномерно распределенной активностью по длине окружности радиусом г.

.

При R = 0 (центр круга) - Р_к = Г*А_r / (h² - r²);

При R = г -

При h = 0 - Р_к = Г*А_r / (R² - r²).

Диск, равномерно покрытый тонким слоем радионуклидов (РН).

Р_к = π*Г*А_r*Ln*d, где

При R = 0 Р_к = π*Г*А_s*Ln[(h² + r²)/h² ];

при R = г ;

при h = 0 Р_к = π*Г*А_s*Ln[R²/(R² - r²) ].

Шар с равномерно распределенными по объему РН.

Р_к = 2π*А_v*R^-1*Г[2Rr + (R² - r²)*Ln[(R - r)/(R + г)], а с учетом самопоглощения при R > 3r имеем Р_к = 4π*А_v*r³*Г*F(μ₀*r)/3R², где F(μ, L, r) - коэффициент самопоглощения (табл. 8.3).

Таблица 8.3

Коэффициенты самопоглощения F(μ₀*a^*) ИИИ разной конфигурации

μ0*a	Линейный ИИ	Сферический ИИ	μ0*a	Линейный ИИ	Сферический ИИ
0,0	1,00	1,00	1,0	0,432	0,527
0,1	0,906	0,929	1,2	0,379	0,475
0,2	0,824	0,865	1,4	0,335	0,431
0,3	0,752	0,807	1,6	0,3	0,393
0,4	0,688	0,755	1,8	0,27	0,36
0,5	0,632	0,707	2	0,245	0,332
0,6	0,582	0,664	2,5	0,199	0,277
0,7	0,538	0,625	3	0,166	0,236
0,8	0,499	0,59	4	1,25	0,182
0,9	0,464	0,557	5	0,1	0,147

*а - половина длины линейного ИИИ или его радиус).

Примечание. Приведенные в таблице данные используются при вычислении мощности дозы в точках, далеко отстоящих от источников излучения разного вида (конфигурации).

При R = г имеем Р_к = 2π*А_v*Г[1(1-exp(-2μ₀*r))/2μ₀*r]/μ₀ (на поверхности);

при R = 0 имеем Р_к = (4π*А_v*Г/μ₀)*[1(1-exp(-μ₀*r)] ( в центре сферы),

где μ₀ - линейный коэффициент ослабления; γ-излучения в материале источника (м^-1). Он характеризует полное макроскопическое сечение взаимодействия косвенно ионизирующих частиц, или отношение доли dN/N косвенно ионизирующих частиц, испытавших взаимодействие при прохождении пути dl в веществе, к длине этого пути μ = (dN/dl)/N (берется из справочника; некоторые значения приведены в табл. 8.4).

Шар из не поглощающего вещества с равномерно распределенными по поверхности РН. Р_к = 2π*А_s*R^-1*Г*r*Ln[(R - r)/(R + г)].

Внутри шара, в слое (г₂ – г₁) которого объемно равномерно распределены радионуклиды, Р_к = 4π*А_v*μ₀^-1*Г*[1-exp(-μ₀(г₂ – г₁)].

4. В пределах бесконечной однородной среды с равномерно распределенными по объему РН. Р_к = 4π*А_v*μ₀^-1*Г, где μ₀ - линейный коэффициент ослабления γ-излучения в материале источника, м^-1.

Таблица 8.4

Линейный коэффициент ослабления γ-излучения (μ, см^-1) для некоторых материалов

Материал	ρ, г/см3	Энергия γ-излучения, МэВ
		1	2	3
Оксид бериллия	2,3	0,14	0,0789	0,0552
Висмут	9,8	0,70	0,409	0,440
Карбид бора	2,5	0,15	0,0825	0,0675
Кирпич огнеупорный	2,05	0,129	0,0738	0,0543
Кирпич силикатный	1,78	0,113	0,0646	0,0473
Углерод	2,25	0,143	0,0801	0,059
Глина	2,2	0,13	0,0801	0,059
Цемент	2,07	0,133	0,076	0,0559
Стекло свинцовое	6,4	0,439	0,257	0,257
Парафин	0,89	0,646	0,036	0,0246
Биологическая ткань	1,0	0,0699	0,0393	0,0274
Гранит	2.45	0.155	0.0887	0.0654
Известняк	2,91	0,187	0,109	0,0824
Песчаник	2,4	0,152	0,0871	0,0641
Песок	2,2	0,14	0,0825	0,0578
Сталь (1 % углерода)	7,83	0,46	0,276	0,234
Нержавеющая сталь	7,8	0,462	0,279	0,236

Примечание. Состав биологической ткани: кислород (76,2%), углерод (11,1%), водород (10,1%), водород (10,1%), азот (2,6%).

5. Цилиндр из не поглощающего вещества с равномерно распределенными РН:

по его поверхности:

Р_к1=2π*Г*А_s (arctg h₁/r + arctg(H – h₁)/r)

Р_к3=2π*Г*А_s (arctg (H + h₂)/r + arctg h₂/r)

по его объему:

Р_к1=2π*Г*А_v [r*arctg h₁/r + r*arctg(H – h₁)/r) –

h₁*- (H – h₁)*Lnd],

где d = (H – h₁)/.

Р_к2=2π*Г*А_v [r*arctg H₁/r – H*Ln(H/]

при Н/r >> 6 имеем Р_к2=2π*Г*r*А_v

при Н/r << 0,4 имеем Р_к2=2π*Г*А_v*Г*H[1 + Ln(r/H)]

Р_к3=2π*Г*А_v [(r*arctg (H + h₂)/r – (H + h₂)*Ln[(H + h₂)/] - r*arctg h₂/r) + h₂*].

Если торцы цилиндра имеют заряд, то нужно использовать формулы п.3.

1. Дозы излучения, единицы их измерения.

2. Что такое предельно допустимая доза (ПДД)?

3. Что такое предельно допустимая концентрация (ПДК)?

4. Что такое предельно допустимый уровень (ПДУ)?

5. Что такое активность РВ и единицы ее измерения?

6. Что такое кратность (коэффициент) ослабления радиации?

7. В чем заключается опасность действия ИИ на организм?