М.И. Афанасов и др. - Основы радиохимии и радиоэкологии (Практикум) (2008) (1133848), страница 11
Текст из файла (страница 11)
Pп,β = I /Sд·ϕ·Fβ, где ϕ-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:−10Atp i (0,4E β, max,i )e −μ i ρr(4.7),(Гр)∑R max,i4πr 2 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).D п,β = 1,602 ⋅10⋅Значения Rmax и μ для алюминия приведены в табл. П.4. При расчетах, не нуждающихся в особой точности, эти значения можно использовать для оценки Dп,β в другихматериалах, в частности, в воздухе и в биологической ткани.Доза от внешнего источника γ-излученияПри прохождении фотонного, например, γ-излучения, через вещество одна часть егоэнергия расходуется на ионизацию атомов среды, другая преобразуется в энергиювторичных (преимущественно комптоновских) фотонов и не участвует в созданиидозы.
Поэтому полный коэффициент ослабления γ–излучения μ можно представитькак сумму коэффициента истинного поглощения (или электронного преобразования)μе и коэффициента μк, характеризующего вероятность преобразования первичногофотонного излучения во вторичное.Пусть поток фотонов с энергией Eγ (МэВ) и плотностью Fγ (фотон/с·см2) проходит втечение t (с) через слой воздуха протяженностью Δl (см), площадью поперечного сечения s (см2) и плотностью ρ (г/см3). Тогда, с учетом экспоненциального закона ослабления потока, энергия, преобразованная в кинетическую энергию электронов (поΔEγ = Eγ Fγst·[1-exp(–μeΔlρ)].зитронов) в объеме массой Δm = s·Δl·ρ, равна:ΔEγ = Eγ Fγst·μeΔlρ(4.8)При μeΔlρ < 0,1 справедливоКак отмечалось, значения кермы (К) и поглощенной дозы (Dп,γ) в воздухе для γизлучения радионуклидов практически (с погрешностью в 1%) совпадают.
Исходя из(4.8) получим:37ΔE γ= E γ Fγ μ e t (МэВ/г) илиК = D п, γ = 1,602 ⋅10 −10 E γ Fγ μ e t (Гр)Δmгде μe - массовый коэффициент истинного поглощения (см2/г), (табл. П.6)К = D п, γ =(4.9),Экспозиционная доза в воздухе, учитывая энергетический эквивалент рентгена(1Р = 0,00873 Гр), равна: Dэ = 1,835·10−8·EγFγμet (Р). Значение поглощенной дозы вбиологической ткани (в радах) будет близким к этому значению (примерно 0,95 Dэ).Выражение (4.9) позволяет оценить мощность дозы Pп,γ (или мощность кермы в воздухе)по скорости счета I (имп/с), если для используемого детектора площадью Sд (см2) известнаэффективность ε регистрации фотонов данной энергии Eγ.Pп, γ =E γμe1I=⋅(Гр/с)S д ⋅ ε Fγ S д ⋅ ε 6,25 ⋅10 9I⋅(4.10),где Fγ - плотность потока фотонов, создающего в воздухе дозу (керму) мощностью 1 Гр/с.Керма в воздухе К (как и поглощенная доза Dп,γ), создаваемая точечным источником моноэнергетического излучения на расстоянии r (в м) за время t (в с), равна:K = D п, γ = 1,602 ⋅ 10 −13 ⋅A ⋅ p E γ μeA ⋅ Γв(4.11),⋅ t (аГр)r24πr 2где 1,602·10-13 – коэффициент пересчета МэВ в Дж (Дж/МэВ), А- активность (Бк), Eγ - энергия фотонов (МэВ), p- выход фотонов с энергией Eγ на распад, μe - коэффициент истинногопоглощения (м2/кг), Γв- керма-постоянная радионуклида в [аГр·м2/(с·Бк)].⋅t =Параметр Γв (табл.
П.7) характеризует мощность воздушной кермы γ–излучения точечного источника активностью А = 1Бк на расстоянии до точки детектированияr=1м. Его обычно используемая размерность - [аГр·м2/(с·Бк)], где аГр (аттогрей) равен10-18 Гр.Полная керма-постоянная (Γв) для радионуклида, испускающего фотоны различныхэнергий Eγ,i (МэВ) с выходом на распад pi и коэффициентом истинного поглощенияμe,i (м2/кг), равна сумме парциальных (Γв,i)Γв = ∑p i E γ , i μ e, i ⋅1,602 ⋅10 −13 ⋅1018i4π=∑p i Γв∗, i =i∑ Γв,iiаГр ⋅ м 2()Бк ⋅ с(4.12),где Γв∗, i - нормализованная (т.е.
рассчитанная для pi=1) парциальная керма-постоянная.Используя (4.12) и данные, приведенные в табл. П.1, П.6 (или П.8), можно рассчитать,обращая при этом внимание на размерность вводимых величин, значение Γв для любых источников с известным фотонным спектром, в т.ч. непрерывным. Для радионуклидов эти значения известны, часть из них приведена в табл. П.7.
Определив Γв,вычисляют, согласно (4.11), значения K (или Dп, γ) в точке детектирования.Значения эквивалентной дозы в биологической ткани и поглощенной дозы в воздухе для фотонов с энергией 0,04÷15 МэВ связаны соотношение H = 1,09·Dп,γ·W. Поэтому практически для всех γ–излучающих нуклидов можно записать:H = 1,09 ⋅ D п, γ ⋅ W =1,09 ⋅ K ⋅ W = 1,09где размерность H - аЗв, Dп,γA ⋅ Γв ⋅ t⋅Wr2и К - аГр, W=1аЗв/аГр; остальные указаны в (4.11).(4.13),При расчете мощности экспозиционной дозы Рэ точечного источника используется значение гамма-постоянной радионуклида (Γэ). Она равна мощности дозы в Р/ч,создаваемой γ–излучением данного радионуклидного источника активностью в 1 мКи38на расстоянии 1 см от источника.
Ее размерность Р·см2/ч·мКи. Значения Γэ для некоторых изотопов приведены в табл. П.7. При необходимости гамма-постоянную источника со сложным γ-спектром можно определить, воспользовавшись данными табл.П.6 и П.8.Γэ =194,5∑ p i E γ , i μ e, i = ∑ p i Γэ∗, i = ∑ Γэ, iiii(Р ⋅ см 2)ч ⋅ мКи(4.14),где для фотона с энергией Eγ,i (МэВ) и выходом на распад pi значения μe,i заданы в см2/г;Γэ∗,i - нормализованная (т.е.
рассчитанная для pi=1) парциальная гамма-постоянная.Доза, создаваемая источником активностью А на расстоянии r за время t:Dэ = Рэ ⋅ t =А ⋅ Γэr2⋅t( Р)H ≅ 0,95D э ⋅ W (бэр)и(4.15)Следует отметить, что экспозиционную дозу в воздухе, измеренную с помощью дозиметра в рентгенах, считают, как правило, равной эквивалентной дозе (H, бэр).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 α–частицами очень высока (на 1 мкм пробега несколько тысяч молекул). Взвешивающий коэффициент Wα = 20 (см.
уравнение(4.3)). Поэтому работа с α-излучателями(прежде всего, с эманирующими препаратами) должна быть организована так, чтобыминимизировать возможное поступление радиоактивных газов и пыли в воздух рабочих помещений. Соответствующие химические операции проводятся в вытяжныхшкафах, боксах; при необходимости используются респираторы.Выполнение большинства экспериментов с источниками β- и γ-излучения связано свнешним облучением. При этом обычно ориентируются на дневную предельно допустимую дозу Hпд = Dпд ·WR = 72 мкЗв = 7,2 мбэр (WR=1мкЗв/мкГр = 1мбэр/мрад).Используя (4.7) и (4.13, 4.15), определяют минимально допустимое расстояние от источника r или, при заданных параметрах А и r, время tпд, в течение которого можнонаходиться вблизи источника ионизирующего излучения.
Например, для γисточникаt пд =r2(с )W 1,09 ⋅ A ⋅ ΓвH пдилиt пд =r2( ч)W 0,95 ⋅ A ⋅ ΓэH пд(4.16)Получаемые при работе с радионуклидами дозы, как это следует из (4.7) и (4.13),могут быть снижены за счет: 1) уменьшения активности радионуклида А и(или) времени эксперимента t (правильный выбор методики и применение высокоэффективной аппаратуры); 2) увеличения расстояния до источника r (использование простейших 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, устанавливаютзащитные 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 с не39большим 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. В геометрииузкого пучка детектор регистрирует только нерассеянное излучение источника.
Вэтом случае ослабление потока фотонов и дозы подчиняется экспоненциальной зависимости:Dузк = D0 exp(-μd)(4.17),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 (4.17) всегда приводит к заниженному значению d.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
