М.И. Афанасов и др. - Основы радиохимии и радиоэкологии (Практикум) (2016) (1133852), страница 10
Текст из файла (страница 10)
3.3, стр. 30) и сцинтилляционного детекторов(рис. 3.3.8).373. Идентификация радионуклида и определение его активности в контрольномпрепаратеПолучают у преподавателя контрольный препарат и набирают его спектр в течение 300 секунд. Обработку полученных данных проводят по той же схеме, что и дляэталонных препаратов ОСГИ.Последовательность действий, позволяющих идентифицировать радионуклид, изложена на стр. 31 (п.
3.1.5). Контрольные препараты содержат, как правило, толькоодин радионуклид, и для его идентификации достаточно воспользоваться литературными данными из таблицы П.1. В более сложных случаях для определения радионуклидного состава препарата следует использовать радиоизотопную базу данных,например, http://nucleardata.nuclear.lu.se/Database/nudat/Абсолютная активность контрольного радионуклида (А) вычисляется по формулеA = Np/(εf∙t∙p)Для определения А (Бк) необходимо знать площадь (Np, имп.) наиболее интенсивныхпиков контрольного спектра, эффективность регистрации (εf) соответствующих квантов (зависимость εf от Е), выход (р) этих квантов на распад (табличное значение)и время набора спектра (t, с).
Относительная погрешность измерения площади пика(Np) определяется так:uγ = 1,96 – квантиль нормального распределения для вероятности 0,95.38РАБОТА 4. ДОЗИМЕТРИЯ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ4.1. Радиационная безопасность и основные понятия дозиметрииХарактер взаимодействия ионизирующего излучения с веществом зависит отвида, энергии частиц (фотонов), а также от свойств поглощающего материала.
Излучение, состоящее из заряженных частиц, является непосредственно ионизирующим.Альфа-частицы расходуют практически всю кинетическую энергию при неупругихстолкновениях с электронами среды, приводящих к ионизации и/или возбуждениюатомов и молекул. В случае β-частиц реализуются два механизма потерь энергии: 1)неупругое взаимодействие (ионизационные потери), 2) преобразование части кинетической энергии в электромагнитное тормозное излучение (радиационные потери).Средняя энергия спектров β-частиц подавляющего числа радионуклидов меньше1 МэВ. Для таких частиц радиационные потери не превышают 10 % в любых средах,а при поглощении в лѐгких материалах (воздух, биологическая ткань и т.п.) - пренебрежимо малы (например, в воде - менее 0,5 %).Механизмы передачи энергии рентгеновского или γ-излучения веществу (фотоэффект, комптоновское рассеяние и образование пар) достаточно подробно рассмотрены выше (см.
раздел 3.1). Ионизирующее действие фотонного излучения обусловлено электронами (позитронами), появляющимися в результате этих процессов взаимодействия фотонов с веществом. Поэтому фотонное излучение называется косвенноионизирующим.В основе биологического действия ионизирующего излучения лежат процессыионизации (возбуждения) атомов (молекул) клеток облучаемого организма.
Передачаэнергии частиц (фотонов) электронам облучаемой среды приводит к образованиюионизированных или возбужденных молекул, последующему разрушению части таких молекул и к появлению химически активных радикалов. В процессы, индуцированные свободными радикалами, вовлекаются многие сотни и тысячи молекул, не затронутых излучением (даже при смертельной для человека дозе излучения ионизацияи первичные радиационные изменения затрагивают лишь 10-5 % молекул облучѐнногоорганизма).
На следующем этапе воздействия излучения (биологическом) происходятфункциональные изменения в клетках или их гибель, что приводит в свою очередь кнарушениям функций как отдельных органов, так и организма в целом.В радиационной защите рассматриваются два вида вредных для здоровья человека эффектов. Высокие дозы излучения вызывают детерминированные эффекты(вредные тканевые реакции), которые проявляются после превышения некоторого дозового порога и, как правило, через несколько дней (часов) после облучения (эритема,лучевая болезнь); степень тяжести возрастает с увеличением дозы.
Как высокие, так инизкие дозы могут вызвать стохастические эффекты (онкологические или генетические заболевания), которые могут наблюдаться в виде статистически достоверногоувеличения выхода этих эффектов в течение долгого времени после самого облучения. Практическая система радиационной защиты основывается на гипотезе о том,что при малых дозах (когда исключены детерминированные эффекты 1), увеличениедозы над уровнем естественного радиационного фона приводит к прямо пропорциональному увеличению вероятности развития рака или наследственных эффектов, свя1В диапазоне поглощѐнных доз до 100 мГр нет таких тканей, в которых бы развились клинически выраженные функциональные нарушения.39занных с облучением.
Эта модель зависимости "доза - эффект", полученная экстраполяцией эпидемиологических данных, наблюдавшихся в диапазоне средних и высокихдоз, считается радиобиологически наиболее оправданным предположением, на котором базируются нормы безопасности, и называется линейной беспороговой моделью(ЛБП моделью) 2. Воздействие ионизирующего излучения рассматривается как дополнительное к существующему спонтанному воздействию канцерогенных и мутагенных факторов различной нерадиогенной природы. При этом радиогенные заболевания неотличимы от спонтанных, что чрезвычайно затрудняет выявление связи между малой дозой облучения и выявленным заболеванием.Пределы облучения персоналаустанавливаются таким образом,чтобы выход стохастических эффектов был бы ниже неприемлемых уровней, а тканевые реакциибыли бы полностью исключены.Национальные нормативы разрабатываются на основе рекомендаций Международной комиссии порадиологической защите (МКРЗ)и фактически имеют силу закона.В России в настоящее время дейРис.
4.1. Связь между дозиметрическимиствуют "Нормы радиационнойвеличинамибезопасности (НРБ-99/2009)" [6].Современная система дозиметрических величин (см. рис. 4.1), сформировавшаяся как результат развития радиобиологии, дозиметрии и радиационной безопасностипри координирующей роли МКРЗ, включает:- физические дозиметрические величины, являющиеся мерой воздействия ионизирующего излучения на вещество;- нормируемые дозиметрические величины, являющиеся мерой ущерба (вреда)от воздействия излучения на человека;- операционные дозиметрические величины, являющиеся непосредственноопределяемыми в измерениях величинами, предназначенными для оценки нормируемых величин при радиационном контроле.Физические дозиметрические величиныОсновной физической величиной, принятой в дозиметрии для оценки меры действия ионизирующего излучения, является поглощѐнная доза (Dп), определяемая какотношение средней энергии dE, переданной ионизирующим излучением веществу вэлементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:2Вероятностная природа стохастических эффектов и ЛБП модель не позволяют чѐтко разграничить понятия "безопасный" и "опасный", что создает некоторые трудности в объяснении и контроле радиационных рисков.
Важным условием организации работы с источникамиионизирующего излучения, вытекающим из ЛБП модели, является то, что некий конечныйриск, каким бы малым он ни был, должен быть обязательно учтѐн, а уровень защиты долженбыть установлен так, чтобы этот риск считался приемлемым.40dE(4.1)dmЕдиницей поглощѐнной дозы в системе СИ является Дж/кг, имеющей специальноенаименование грей (Гр); 1 Гр = 1 Дж/кг.
Внесистемная единица - рад (от англ.radiation absorbed dose). Соотношение единиц: 1 рад= 100 эрг/г = 0,01 Дж/кг = 0,01 Гр.Понятие "поглощѐнная доза" применимо к любым видам излучения и к любым облучаемым материалам. Для оценки воздействия на среду косвенно ионизирующих излучений используется также понятие керма 3 . Керма (K) – отношение суммы кинетических энергий dEtr всех заряженных ионизирующих частиц, образующихся под действием косвенно ионизирующего излучения в элементарном объеме, к массе веществаdm в этом объеме.dEK tr(4.2)dmЕдиница кермы – грей – совпадает с единицей поглощѐнной дозы.Керма включает в себя полную энергию вторичных заряженных частиц, одна частькоторой расходуется на ионизацию (возбуждение) атомов и молекул (т.
е. участвует вформировании поглощѐнной дозы косвенно ионизирующего излучения Dп, к), а другая(В) - тратится на тормозное излучение. В случае фотонного излучения при условииэлектронного равновесия 4:Dп К = Dп, к + В и Dп, к = K (1 - g),(4.3)где g = B/K - доля энергии вторичных заряженных частиц, преобразованной в энергию тормозного излучения.Если потерей энергии на тормозное излучение можно пренебречь, то поглощѐннаядоза равна керме (такое состояние называется абсолютным электронным равновесием).Ионизация воздуха под воздействием рентгеновского и γ-излучений явилась первым физическим эффектом, который сопоставили с биологическим действием излучения, а первой мерой ионизационного действия фотонного излучения стала экспозиционная доза - количественная характеристика поля ионизирующего излучения,основанная на величине ионизации сухого воздуха 5. Экспозиционная доза (X) определяется как отношение суммарного заряда всех ионов одного знака, созданных ввоздухе излучением при полном торможении вторичных электронов и позитронов,образующихся в элементарном объѐме (dQ), к массе воздуха в этом объѐме (dm): X =dQ/dm.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
