М.И. Афанасов и др. - Основы радиохимии и радиоэкологии (Практикум) (2016) (1133852), страница 13
Текст из файла (страница 13)
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 2э 194 ,5 pi E ,i e ,возд .,i э,i э,i()(4.18)чмКиiiiгде 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.492tпд = 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. 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.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
