М.И. Афанасов - Основы радиохимии и радиоэкологии. Практикум (1126999), страница 12

Просмтор этого файла доступен только зарегистрированным пользователям. Но у нас супер быстрая регистрация: достаточно только электронной почты!

Текст из файла (страница 12)

РП,β = I /(Sд·θ·Fβ,1), где θ - коэффициент регистрации, Sд- площадь детектора в см2.Для точечного источника активностью А (в Бк), находящегося на расстоянии r (всм) от облучаемого объекта, учитывается ослабление потока β-частиц слоем воздуха,которое подчиняется, в первом приближении, экспоненциальному закону. Поглощенная доза, создаваемая источником со сложным составом излучения, равна:pi ( 0, 4 E ,max,i )e irAt10(4.10)Dп ,  1, 602 10 ( Гр )4r 2 iRmax,iгде ρ - плотность воздуха (при н.у. 0,00129 г/см3); t - время (с); для i-ой группы частиц: pi доля частиц на распад, Eβ,max,i - максимальная энергия (МэВ), Rmax,i - максимальный пробег(г/см2), μi - коэффициент ослабления в воздухе (см2/г).Значения Rmax и μ для алюминия приведены в табл.

П.4. При расчетах, не нуждающихся в особой точности, эти значения можно использовать для оценки поглощѐннойдозы в биологической ткани и соответствующего эквивалента дозы (средний коэффициент качества Q для β-излучения принят равным единице).Доза от внешнего источника -излученияФормирование поглощѐнной дозы фотонного, например, γ-излучения происходит вдва этапа. На первом этапе взаимодействия с веществом часть энергии фотонов преобразуется в кинетическую энергию электронов (позитронов) Еtr, а часть - в энергиювторичных (преимущественно комптоновских) фотонов и не участвует в создании поглощѐнной дозы. Поэтому полный коэффициент ослабления γ-излучения μ можнопредставить как сумму коэффициента передачи энергии μtr, характеризующего передачу энергии фотонов заряженным частицам, и коэффициента μs, характеризующеговероятность преобразования первичного фотонного излучения во вторичное.Пусть поток фотонов с энергией Eγ (МэВ) и плотностью Fγ (фотон/с·см2) проходитв течение t (с) через слой среды протяженностью Δl (см), площадью поперечного сечения s (см2) и плотностью ρ (г/см3).

Тогда, с учетом экспоненциального законаослабления потока, энергия, преобразованная в кинетическую энергию электронов(позитронов) в объеме массой Δm = s·Δl·ρ,равна:ΔEtr = Eγ Fγ st·[1-exp(–μtrΔlρ)].При μtrΔlρ < 0,1 справедливоΔEtr = Eγ Fγ st·μtrΔlρ(4.11)46Следовательно, керма (сумма кинетических энергий, отнесѐнная к массе) равна:К=ΔEtr= Eγ Fγ μtrt (МэВ/г)ΔmилиК = 1,602·10-10 Eγ Fγ μtrt (Гр)(4.12)На втором этапе, при передаче заряженными частицами кинетической энергии веществу, часть этой энергии, как отмечалось, тратится на тормозное излучение. Вусловиях электронного равновесия (Dп,γ = K (1 - g), см. ур-е (4.3)) поглощѐнная дозаравна:Dп,γ = Eγ Fγ μet (МэВ/г) или Dп,γ = 1,602·10-10 Eγ Fγ μet (Гр)(4.13)где μe = μtr (1-g) - коэффициент истинного поглощения (электронного преобразования), характеризующий только ту часть кинетической энергии, которая расходуется на ионизацию(возбуждение) атомов и молекул (формирует поглощѐнную дозу)Для фотонного излучения с энергией E ≤ 3 МэВ (т.е.

для γ-излучения практическивсех радионуклидов) и легкоатомных сред (воздух, вода, биологическая ткань) потерикинетической энергии заряженных частиц на тормозное излучение незначительны(g ≤ 0,01). То есть для каждой из этих сред коэффициенты передачи энергии (μtr) и истинного поглощения (μe) практически одинаковы, так же как практически совпадаютзначения кермы и поглощѐнной дозы.Используя выражения (4.13) несложно показать, что одном и том же поле излучения (Eγ, Fγ и t одинаковы), поглощѐнная доза в биологической ткани Dптк,γ может бытьвыражена через поглощѐнную дозу в воздухе Dпвозд,γ :μе,тк .Dптк,γ = Dпвозд·(4.14),γμе,возд.где μe, тк. и μe, возд.

- массовые коэффициенты (см2/г) истинного поглощения в биологической ткани и в воздухе, соответственно (табл. П.6).Выражение (4.13) позволяет оценить мощность поглощенной дозы Pп,возд(или мощγность кермы) в воздухе по скорости счета I (имп/с), если для используемого детектораплощадью Sд (см2) известна эффективность регистрации фотонов ε данной энергии Eγ.E μI1=· γ e, возд.9(Гр/с),(4.15)Sд  ε Fγ Sд  ε 6,25 10где Fγ - плотность потока фотонов, создающего в воздухе поглощенную дозу (керму) мощностью 1 Гр/с.=Pп,воздγI·Поглощенная доза (керма) в воздухе, создаваемая точечным источником моноэнергетического излучения на расстоянии r (м) за время t (с), равна:-13Dпвозд·10-18·, γ = 1,602·10A  pEγ μ e, возд.4πr2·t = 10-18·A  Гв t (Гр) ,r2(4.16)где 1,602·10-13 - коэффициент пересчета МэВ в Дж (Дж/МэВ), 10-18 - коэффициент пересчета аттогрей в грей, А - активность (Бк), Eγ - энергия фотонов (МэВ), p - выходфотонов с энергией Eγ на распад, μe, возд. - коэффициент истинного поглощения (м2/кг),Гв - керма-постоянная для γ-излучения (Eγ) источника (аГр·м2/(с·Бк)).47Керма-постоянная Гв (табл.

П.7 и П.8) характеризует мощность поглощѐнной дозы (кермы) в воздухе γ-излучения точечного источника активностью А = 1 Бк на расстоянии до точки детектирования r = 1 м. Еѐ обычно используемая размерность [аГр·м2/(с·Бк)], где аГр (аттогрей) равен 10-18 Гр.Полная керма-постоянная для радионуклида, испускающего фотоны различныхэнергий Eγ,i (МэВ) с выходом на распад pi и коэффициентом истинного поглощения μe,2возд., i (м /кг), равна сумме дифференциальных керма-постоянных (Гв,i)pi E  ,i  e ,возд.,i 1,602 10 13 1018в    pi в,i   в ,i4iiiаГр  м 2()Бк  с(4.17)где Г *в,i - нормализованная (т.е. рассчитанная для pi = 1) дифференциальная кермапостоянная.Используя (4.17) и данные, приведенные в табл. П.1, П.6 (или П.7), можно рассчитать, обращая при этом внимание на размерность вводимых величин, значение Гв длялюбых источников с известным фотонным спектром, в т.ч.

непрерывным. Для радионуклидов эти значения известны, часть из них приведена в табл. П.8. Определив Г в,вычисляют, согласно (4.16), значение Dпвозд, γ в точке детектирования.При необходимости проведения расчѐтов через экспозиционную дозу, создаваемуюточечным источником, используется гамма-постоянная Гэ. Она равна мощностиэкспозиционной дозы в Р/ч, создаваемой γ-излучением данного радионуклидного источника активностью в 1 мКи на расстоянии 1 см от источника. Ее размерностьР·см2/ч·мКи. Значения гамма-постоянной Гэ [Р·см2/(ч·мКи)] и значения кермапостоянной Гв [аГр·м2/(с·Бк)] связаны соотношением Гэ = 0,152·Гв [9].

При необходимости гамма-постоянную Гэ источника со сложным фотонным спектром можно определить, воспользовавшись данными табл. П.6 и П.7.Р  см 2э  194 ,5 pi E  ,i  e ,возд .,i   э,i   э,i()(4.18)чмКиiiiгде для фотонов с энергией Eγ,i (МэВ) и выходом на распад pi значения μe, возд., i заданы всм2/г; Г *э,i - нормализованная (т.е.

рассчитанная для pi = 1) дифференциальная гаммапостоянная.Экспозиционная доза Dэ (Р), создаваемая источником активностью А (мКи) на расстоянии r (см) за время t (ч):Dэ =A  Гэ  tr2(4.19)Учитывая, что энергетический эквивалент рентгена равен 0,00873 Гр/Р или 0,873рад/Р, поглощѐнная доза в воздухе равна:Dпвозд= 0,00873·Dэ (Гр),γилиDпвозд= 0,873·Dэ (рад),γ(4.20)Переходя от поглощѐнной дозы в воздухе, рассчитанной по формулам (4.16) или(4.20), к поглощѐнной дозе в ткани (4.14), а затем к эквиваленту дозы (4.7) получим48H = Q · Dптк,γ = Q · Dпвозд,γ ·μе , тк .μе , возд.(4.21)Средний коэффициент качества Q [Зв/Гр или бэр/рад] для γ-излучения принят равным 1, а для мягкой биологической ткани (ρ = 1 г/см3, μe, тк = μe, вода) и для фотонов сэнергией 0,04÷15 МэВ отношение μе, тк./μе, возд.

= 1,09±0,03 [9]. Поэтому практическидля всех γ-излучающих нуклидов можно записать:H = 1,09 · Dпвозд, γ (Зв) или H = 0,95 ·Dэ (бэр)(4.22)Амбиентный эквивалент дозы H*(10) (эквивалент дозы, создаваемый в шаровомфантоме на глубине 10 мм, моделирующем возмущение поля излучения телом человека 9) фактически есть произведение эквивалента дозы и коэффициента перехода(conversion coefficient), зависящего от энергии γ-излучения (в диапазоне энергий фотонов от 0,06 до 10 МэВ коэффициент перехода уменьшается с ростом энергии от 1,7до 1,0).Для решения практических задач используются специальные таблицы коэффициентов перехода (примеры см.

в задаче 4.2), позволяющие непосредственно перейти оттой или иной физической дозиметрической величины (например, воздушной кермы,полученной расчѐтным путѐм, или экспозиционной дозы, измеренной радиометрическим прибором) к операционной величине (амбиентному эквиваленту дозы H*(10)) изатем сопоставить еѐ с нормируемой величиной (эффективной дозой внешнего облучения).Защита от излученияПроникающая способность α-излучения весьма незначительна: пробег α-частиц ввоздухе не превышает 11 см, а в легких материалах (вода, дерево и т.п.) - 0,01 см.Следовательно, одежда, перчатки и даже лист бумаги полностью защищают от внешнего облучения.

Вместе с тем, α-активные нуклиды, попавшие внутрь организма,представляют серьезную опасность, т.к. удельная ионизация биологической ткани αчастицами очень высока (на 1 мкм пробега несколько тысяч молекул). Средний коэффициент качества для α-излучения Q = 20 (см. ур-е (4.7)). Поэтому работа с αизлучателями (прежде всего, с эманирующими препаратами) должна быть организована так, чтобы минимизировать возможное поступление радиоактивных газов и пыли в воздух рабочих помещений. Соответствующие химические операции проводятсяв вытяжных шкафах, боксах; при необходимости используются респираторы.Выполнение большинства экспериментов с источниками β- и γ-излучения связано свнешним облучением.

При этом обычно ориентируются на дневной предельно допустимый амбиентный эквивалент дозы H*(10)пд = 72 мкЗв (7,2 мбэр). Используя (4.10),(4.16) или (4.19), определяют минимально допустимое расстояние от источника r или,при заданных параметрах А и r, оценивают время tпд, в течение которого можно находиться вблизи источника ионизирующего излучения. Например, для γ-источника9Нарушение электронного равновесия вблизи раздела двух сред приводит к увеличению поглощѐнной дозы в приповерхностном слое фантома (тела человека) по сравнению с неограниченно протяжѐнной средой.492tпд = H (10)пд  r (с) или*2tпд = H (10)пд  r (ч)1,09  A  Гв0,95  A  Г э(4.23)Получаемые при работе с радионуклидами дозы, как это следует из (4.10), (4.16)или (4.19), могут быть снижены за счет: 1) уменьшения активности радионуклида Аи(или) времени эксперимента t (правильный выбор методики и применение высокоэффективной аппаратуры); 2) увеличения расстояния до источника r (использованиепростейших манипуляторов).

Однако на практике нельзя безгранично уменьшать активность, время работы или увеличивать расстояние. Если «защита временем» и(или)«расстоянием» не позволяют снизить дозу до предельно допустимого уровня, устанавливают защитные экраны.Для защиты от β-излучения применяют экраны, которые задерживают все βчастицы, т. е. с толщиной d ≥ Rmax (табл. П.4). При этом используются материалы снебольшим атомным номером, например, полиметилметакрилат (оргстекло). В этомслучае выход фотонного «тормозного» излучения незначителен, а для поглощениясобственно β-частиц большинства радионуклидов достаточно экрана толщиной несколько мм.Фотонное излучение лучше всего ослабляется материалами с большим атомнымномером и высокой плотностью. При проектировании защиты в лаборатории, какправило, решается задача определения толщины свинцового экрана, обеспечивающего заданный уровень ослабления γ-излучения. При этом надо учитывать различия вослаблении потока фотонов в условиях «узкого» и «широкого» пучков.

Характеристики

Список файлов книги