М.И. Афанасов - Основы радиохимии и радиоэкологии. Практикум (1126999), страница 13
Текст из файла (страница 13)
В геометрии«узкого» пучка детектор регистрирует только нерассеянное излучение источника. Вэтом случае ослабление потока фотонов и дозы подчиняется экспоненциальной зависимости:Dузк = D0 exp(-μd)(4.24),где Dузк - доза, создаваемая узким пучком за защитным экраном толщиной d (см или г/см2),D0 - доза в отсутствие экрана (d = 0), μ - полный коэффициент ослабления γ-излучения (см–1или см2/г) (табл. П.5).Вычисление толщины экрана в соответствии с (4.24) всегда приводит к заниженному значению d.
Это связано тем, что на облучаемый объект за экраном падает такназываемый «широкий» пучок, в состав которого кроме первичного излучения γисточника («узкий» пучок) входит также γ-излучение, рассеянное материалом защитыи увеличивающее мощность дозы. В случае моноэнергетического излучения доза(аГр) на внутренней поверхности экрана равнаDшир = Dузк + Dрасс = D0 eμd + Dрасс = D0 eμd ·BD =AГ в t2eμd ·BD(4.25),rгде А - активность источника (Бк), Гв - керма-постоянная (табл.
П.7, П.8), r - расстояние отисточника (м), t - время облучения в с, ВD - фактор накопления дозы, который зависит отэнергии фотонов Eγ, материала защиты и толщины экрана, выраженной в безразмерных единицах μd (табл.П.9, П.10); остальные обозначения в (4.24).Для источника, спектр которого состоит из нескольких линий:50Dшир =Atr2 pi Г *в,ie μi d ·BD,i =i D0,i e μi d·BD,i(4.26),iгде для компоненты спектра с энергией Eγ,i: pi - выход на распад, Г *в,i - нормализованнаядифференциальная керма-постоянная (табл. П.7), μi - коэффициент ослабления (табл. П.5),D0,i - доза, создаваемая при d = 0, BD,i - фактор накопления (табл.П.9, П.10).Изменив размерности А, t, r и используя гамма-постоянную Гэ, можно получитьаналогичные (4.25, 4.26) выражения для экспозиционной дозы.Уравнения (4.25, 4.26) позволяют определить, во сколько раз экран известной толщины d уменьшает уровень облучения.
Однако решить прямую задачу - рассчитатьтолщину экрана, обеспечивающего заданную кратность ослабления, можно толькометодом «последовательных приближений», так как значение ВD зависит от искомойвеличины d и не может быть заранее учтено.На практике для расчета защиты обычно используют таблицы Н.Г. Гусева (табл. П.11, 12), составленные численным моделированием для широкого пучка фотонного излучения с учетом дозового фактора накопления. Для источника моноэнергетическогоизлучения Еγ, используя (4.22), вычисляют эквивалент дозы в отсутствие защиты (H0)и определяют кратность его ослабления до предельно допустимого уровня (Hпд): k =(H0/Hпд).
Hпд рассчитывают, как правило, исходя из планируемого времени работы иуменьшенной вдвое предельно допустимой МАЭД Н * (10)пд ≈ 6 мкЗв/ч ≈ Hпд (т.е. используя коэффициент запаса по МАЭД равный 2). В табл. П.11, 12 находят толщинузащиты, соответствующей значениям k и Еγ.В тех случаях, когда источник имеет сложный спектр излучения, защиту рассчитывают методом «конкурирующих линий». Прежде всего, оценив значения pi Г *в,i (см.4.16, 4.17), выбирают в спектре несколько линий Eγ,i, которые вносят заметный вкладв дозу. Затем рассчитывают кратности ослабления ki для доз, создаваемых каждойвыбранной компонентой.ki =Н 0 ,i=ГН 0 Г в,i= k в,iГвН пд Г в(4.27),Н пдгде H0,i - эквивалент дозы, создаваемый фотонами Eγ,i при d = 0; Гв,i, и Гв, - дифференциальная и полная керма-постоянные; ki и k - кратности ослабления i-той линии и всего спектра,соответственно.Далее для каждой линии Eγ,i по значению ki находят необходимую толщину защитыdi.
Выбирают главную линию (требующую наибольшей защиты dг) и конкурирующуюлинию (следующая за наибольшей толщина защиты dк). Кратности ослабления этихлиний (kг и kк) удваивают, по таблице находят новые значения dг' и dк' (для 2 kг и 2 kк,соответственно). По разности (dг' - dг = Δ½,г) и (dк' - dк = Δ½,к) определяют слои полуослабления для главной и конкурирующей линий и выбирают наибольшее из двухзначений Δ½. Окончательно толщину защиты d находят из соотношений:d = dг + Δ½,если(dг -dк) = 0d = dк + Δ½,если0 < (dг - dк) < Δ½d = dг ,если(dг - dк) > Δ½514.2.
Дозиметрия γ-излучения. Оценка радиационной обстановкипри наличии неизвестного γ-излучателя.Обнаружен неизвестный мощный источник гамма-излучения (предположительно, один из четырѐх радионуклидов – табл. 4.2.1).Цель работы- измерение мощности дозы, создаваемой источником на различных расстояниях, ирасчет допустимого времени работы с источником;- идентификация радионуклида по ослаблению γ-излучения свинцовыми фильтрами;- оценка активности источника;- расчет толщины свинцового экрана (стенок контейнера), обеспечивающего безопасные условия хранения и транспортировки источника.Таблица 4.2.1РадионуклидЕγ ,МэВ57Co0.13*Hg0.28137Cs0.6660Co1.25** - усредненное значение203Для оценки активности:по МАЭДпо МЭДПолнаягаммаКоэффициентПолная кермапостоянная (ГЭ),переходапостоянная (Гв),*возд2k = H (10)/ Dп,γ ,аГр мР см 2с БкЗв/Грч мКи3.691,560.5538.551,341.29221.41,203.24284.61,1612.85Выполнение работы1. Оценка радиационной обстановкиСогласно НРБ-99/2009 (п.
3.1.9) для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников ионизирующегоизлучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б. На кафедре радиохимии установлены контрольные и административные уровни воздействия радиационных факторов (КАУ-09/2010), согласно которымосновной контрольный уровень (ОКУ) для персонала группы Б равен 1 мЗв за год.Для расчета допустимого времени работы рекомендуется использовать контрольный уровень эффективной дозы внешнего облучения Епд = 150 мкЗв. Эта величина рассчитывается как доля ОКУ для случая планируемого облучения во время выполнения задачи и равномерного облучения в течение оставшейся части учебного года на основе характеристик стандартных условий облучения (см.
стр. 45) и с учетомпогрешностей средств измерения, используемых для радиационного контроля на кафедре радиохимии.Для оценки радиационной обстановки измеряют мощность амбиентного эквивалента дозы (МАЭД) H * (10) 0 на расстоянии от источника r0 = 20 ± 1 м с помощьюдозиметра-радиометра МКС-10Д «ЧИБИС».52Рассчитывают МАЭД ( H * (10) i) на расстояниях ri от источника:H * (10)i H * (10)0 ro2(мкЗв/ч)ri 2(4.28)Рассчитывают допустимое время работы ti (мин) в поле излучения источника:ti Епд15060 60 (мин)H * (10)iH * (10)i(4.29)Экспериментальные (для r0 = 20 м) и расчѐтные данные заносят в таблицу 4.2.2.Таблица 4.2.2ri, мH * (10) i, мкЗв/чti, мин1356789101520Делают вывод о предельно допустимом времени работы с источником (без защиты)на различных расстояниях.2.
Идентификация радионуклидаИдентификацию проводят по ослаблению мощности экспозиционной дозы (МЭД)при измерении в «узком» пучке с помощью радиометра СРП-68-01.Детектор радиометра СРП-68-01 помещают в коллиматор (рис. 4.2.1) на расстоянии5-10 м от источника (по согласованию с преподавателем) и проводят три измерениясуммарной МЭД в разных условиях:1) детектор в коллиматоре без фильтровP 1,0 P 1 P S2) детектор в коллиматоре с фильтром d1 = d = 1 см PbP 2,0 3) детектор в коллиматоре с фильтром d2 = 2d = 2 см PbP 3,0 P 1KP 1K2 P S P S ,где Pγ1 и PγS – МЭД прямого и рассеянного излучения, соответственно, К – кратностьослабления -излучения в «узком» пучке, рассчитываемая по результатам измерений:KP 1,0 P 2,0P 2,0 Py 3,053(4.30)Используя полученное значение K, вычисляют линейный коэффициент ослабления ′=(lnK)/d узкого пучка фотонов, оценивают по нему энергию γ-излучения (табл.П.5) и идентифицируют радионуклид (табл.
4.2.1).Рис. 4.2.1. Схема расположения источника γ-излучения (А), детектора (D) и фильтров3. Оценка активности источникаПроводят измерение МАЭД H * (10) прибором МКС-10Д «ЧИБИС» или МЭД Pγдозиметром ДРГ-05 на указанном преподавателем расстоянии от источника (r) и оценивают, учитывая размерность вводимых величин, активность A источника по формулам:AH * (10) r 2(Бк)1,09 k Γвили A Pγ r 2Γэ(мКи)(4.31)Необходимо отметить, что к полученным значениям А следует относиться как к оценочным, поскольку в формулах (4.31) не учтѐн вклад рассеянного излучения.4.
Расчет толщины экранаИспользуя полученные данные, рассчитывают толщину свинцового экрана (стенок контейнера), обеспечивающего снижение мощности эффективной дозы внешнегооблучения на его поверхности до предельно допустимой, которая, согласно Санитарным правилам по радиационной безопасности персонала и населения при транспортировании радиоактивных материалов (веществ) (СанПиН 2.6.1.1281-03), не должнапревышать 5 мкЗв/ч для радиационной упаковки транспортной категории I.54РАБОТА 5.
ОПРЕДЕЛЕНИЕ ЗАГРЯЗНЕННОСТИ РАДИОАКТИВНЫМИВЕЩЕСТВАМИ РАБОЧИХ ПОВЕРХНОСТЕЙПри работе с радиоактивными изотопами в радиохимической лаборатории (практикуме), в соответствии с основными санитарными правилами обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010 [7]), необходимо регулярно проверять степеньзагрязненности различных поверхностей, на которые могли попасть радиоактивныевещества.
Уровень загрязненности – плотность потока частиц, испускаемых загрязненной поверхностью, определяется по выходу - или -частиц в верхнюю полусферунад 1 см2 поверхности (част./(см2мин)). Различают нефиксированную (снимаемую),неснимаемую и общую (суммарную) загрязненность.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
