Указания к выполнению заданий

Радиоактивность – самопроизвольное превращение (распад) неустойчивых атомных ядер, сопровождающееся изменением атомного номера или массового числа при испускании заряженных и незаряженных частиц.

В случае изменения атомного номера происходит превращение одного химического элемента в другой. Изменение массового числа свидетельствует о превращении изотопов данного элемента.

Вещество, состоящее из нуклидов обладающих радиоактивностью (из радионуклидов), называется радиоактивным. Ядра радионуклидов, в результате радиоактивных превращений, формируют ионизирующее излучение различного состава и различной энергии испускаемых частиц.

Число ядер радионуклида непрерывно убывает со временем. При этом снижается скорость распада, которую принято называть активностью радионуклида, характеризующей число радиоактивных распадов в единицу времени; чем меньше радиоактивных превращений в единицу времени, тем ниже активность.

Число ядер данного радионуклида, распадающихся в единицу времени, А пропорционально полному числу ядер N:

A = -dN/dt = λ N, (1.1)

где λ –постоянная радиоактивного распада.

Установлено, что не все ядра радионуклида распадаются одномоментно. В каждую единицу времени распадается лишь некоторая доля ядер, неизменная для каждого радиоактивного вещества, характеризующая вероятность распада на одно ядро атома.

Постоянная распада есть – относительная убыль числа ядер, подвергающихся распаду в единицу времени.

Из формулы (1.1) следует : N_t = N₀·e^{-λ t}, (1.2)

где N₀ – число радиоактивных ядер в начальный момент времени, а N_t - число ядер через время t.

Средняя продолжительность жизни радионуклида τ, как и λ, неизменна, для каждого радионуклида и показывает, что начальная активность уменьшается в е раз: τ =1/λ . Через время τ активность составляет примерно 37% начального значения. Период полураспада радионуклида T_1/2 – время, в течение которого активность (или число радиоактивных ядер) в среднем уменьшается вдвое: T_1/2 = τ ln2 =ln2/ λ =0, 693/λ .

Период полураспада различных радионуклидов изменяется в широких пределах: от 10^-7 с до 10¹¹ лет. Зная период полураспада Т_1/2, можно рассчитать долю оставшейся активности A/A₀ через любое время t.

Активность нуклида А – физическая величина, в качестве единицы которой принято одно ядерное превращение в секунду или распад в секунду. В системе СИ эта единица называется Беккерель (Бк). В практике радиационного контроля также используется специальная (внесистемная) единица активности – кюри (Кu): 1 Ku=3, 7·10¹⁰ ядерных превращений в одну секунду (3, 7·10¹⁰ Бк). 1Бк=2, 7·10^-11 Ku.

Производные единицы активности в системе единиц СИ: килобеккерель (1кБк=10³Бк), мегабеккерель (1МБк=10⁶Бк), гигабеккерель (1ГБк=10⁹Бк) и другие. Существуют производные единицы активности кюри, например: пикокюри (1пKu=1·10^-12Ku), килокюри (1kKu=1·10³Ku), мегакюри (1МKu=1·10⁶Ku).

Концентрация радиоактивного вещества обычно характеризуется концентрацией его активности, Концентрация активности выражается в единицах активности на единицу массы Ku/т, мKu/г, кБк/кг и т.п. (удельная активность), на единицу объема: Ku/м³, пKu/л, Бк/см³ и т.п. (объемная активность), на единицу площади: Ku/км², ПБк/м², мKu/см² и т.д. ( поверхностная активность радионуклида).

Задача. Активность изотопа углерода ¹⁴ ₆ С в древних деревянных предметах составляет долю активности (А/А₀) этого изотопа в свежесрубленных деревьях. Период полураспада изотопа ¹⁴ ₆ С равен 5730 лет, Определить возраст древних предметов.

Значения А/А₀ даны по вариантам:

Вариант	Доля активности, A/A	Вариант	Доля активности, A/A
	0, 9		0, 25
	0, 1		0, 8
	0, 4		0, 86
	0, 3		0, 2
	0, 67		0, 6

2. Между активностью (в кюри) и массой радиоактивного вещества (в граммах) существует определенная связь. Общее количество активных атомов данного изотопа можно вычислить по формуле: N= A/λ,

где A - активность изотопа, расп./с;

λ - постоянная распада, с^-1.

Масса радиоактивного вещества(m, г) с активностью А будет равна:

m =N·A/6, 02·10²³,

где A- атомный вес изотопа; 6, 02·10²³ - число Авогадро (число атомов в 1 грамм атоме).

Отсюда понятно, что с уменьшением λ или возрастанием T_1/2 масса радиоактивного материала при одной и той же активности возрастает. Так, для ¹³¹I, у которого период полураспада равен 8 сут., масса 1 Ku составляет 0, 008 мг, а масса 1Ku ²³⁸U, для которого период полураспада равен 4, 5 млрд. лет – около 3 т.

В некоторых случаях необходимо знать массу того или иного радионуклида (без стабильного носителя) в исследуемом образце. Массу радионуклида m (в граммах) с активностью А (в беккерелях или кюри) можно рассчитать по формулам:

m=a₁ · AT_1/2 · A; m=a₂ · AT_1/2 · A;

где А - атомная масса; T_1/2–период полураспада; a₁ и а₂ - константы в зависимости от единиц, в которых выражается Т_1/2 (период полураспада) и А (активность) в беккерелях и кюри соответственно.

Активность радионуклида при известной массе (г) рассчитывают по формулам:

А =в₁ · m/A·T_1/2 ; А =в₂ · m/A·T_1/2;

где в₁ –константа для вычисления активности в Бк, а в₂ - в кюри (таблица 1.1.). В приведенных формулах масса стабильного (неактивного) носителя не учитывается.

Таблица 1.1 - Константы для вычисления активности или массы радионуклида

Константа	T
c	мин	ч	сут	год
	2, 40·10	1, 44·10-22	8, 62·10-21	2, 07·10-19	7, 56·10-17
	8, 86·10-14	5, 32·10-12	3, 49·10-10	7, 66·10-9	2, 80·10-6
в	4, 17·1023	6, 94·1021	1, 16·1020	4, 83·1018	7, 32·1016
в	1, 13·1013	1, 88·1011	3, 13·109	1, 30·108	3, 57·105

Задание. Определить удельную массу (г/Бк) и удельную активность (Бк/г) радионуклидов.

Значения периодов полураспада радионуклидов по вариантам:

Вариант	Радионуклид	Т	Вариант	Радионуклид	Т
	K	12, 4 ч		Sr	28, 1 год
	Co	45 сут.		Cs	30 лет
	Po	138, 4 сут.		P	14, 3 сут.
	U	4, 51·109 лет		I	8, 05 сут.
	Th	1, 41·1010 лет		N	7, 2 с

3. Ионизирующие излучения, благодаря наличию определенных физических свойств, способны вызывать разнообразные изменения в облучаемых объектах.

Свойства поля ионизирующих излучений и взаимодействия излучений с веществом оцениваются при помощи общепринятых физических величин. Величины, функционально связанные с радиационным эффектом, называются дозиметрическими. Распространенными дозиметрическими величинами являются: доза излучения (поглощенная доза), интенсивность излучения, ЛПЭ, ОБЭ и др. (таблица 1.2).

Таблица 1.2 - Единицы характеристик поля излучения и их соотношения

Величина	Обозначение единиц	Соотношение между единицами
единица СИ	Внесистемная единица
1.Плотность потока частиц, φ 2. Интенсивность излучения, Ι 3. Доза излучения (поглощенная доза) D 4.Экспозицион-ная доза, Χ     5.Эквивалентная доза, H   6. Мощность поглощенной дозы   7.Мощность экспозиционной дозы   8.Мощность эквивалентной дозы 9. Керма 10. Мощность кермы	1(с·м2)   Вт/м2     Гр – грей   Кл/кг – кулон на килограмм     Зв – зиверт   Гр/с     Кл/кг·с     Зв/с Дж/кг   Дж/(кг·с)	-   -     Рад (рад)   Р – рентген   Бэр – бэр (rem)     Рад/с     Р/с     Бэр/с   -   -	-   -     1Гр=1Дж/кг=100рад; 1рад=10-2Гр=100эрг/г 1Кл/кг=3, 88·103Р; 1Р=2, 58·10-4Кл/кг     1Зв=1Гр× k=1Дж/кг× k= =100рад× k=100бэр; 1бэр=1рад/k= =1·10-2 Гр/k=1·10-2Зв   1Гр/с=1Дж/(кг·с)= =1·102рад/с   1Р/с=2, 58·10-4Кл/(кг·с); 1Кл/(кг·с)=3, 88·103 Р/с   1Зв/с=100бэр/с; 1бэр/с=1·10-2 Зв/с; -   -

Приведем краткие пояснения перечисленных величин.

1. Плотность потока частиц – отношение числа частиц (фотонов), пересекающих в единицу времени малую сферу, к площади поперечного сечения этой сферы. В случае малой сферы искажения в поле излучения отсутствуют.

При параллельном пучке излучений плотность потока равна числу частиц пересекающих в единицу времени площадку единичной площади, расположенную перпендикулярно направлению параллельного пучка.

2. Интенсивность излучения (плотность потока энергии) I - переносимая излучением энергия в единицу времени через малую сферу, отнесенная к площади поперечного сечения этой сферы. В случае параллельного пучка интенсивность равна энергии, переносимой излучением в единицу времени через площадку единичной площади, расположенную перпендикулярно направлению распространения излучения I=Ē ·φ , где – средняя энергия частиц (фотонов) в спектре излучения.

 

3. Поглощенная доза излучения D - энергия излучения, поглощенная в единице массы облучаемого вещества. С увеличением времени доза увеличивается, При одинаковых условиях облучения доза зависит от состава облучаемого вещества.

4. Экспозиционная доза X - отношение приращения суммарного заряда всех ионов одного знака, возникающих при полном торможении электронов и позитронов, которые были образованы фотонами в элементарном объеме воздуха, к массе dm воздуха в этом объеме: X=dQ/dm,

где dQ - приращение ионного заряда в воздухе.

Средняя энергия, необходимая для образования одной пары ионов в воздухе, для γ - излучения составляет 34 эВ. Экспозиционная доза 1Р соответствует образованию в 1 см воздуха при 0° С и 760 мм рт.ст. пар ионов (или такому же числу ионов одного знака).

Экспозиционная доза – это доза излучения (поглощенная доза) в воздухе, определяемая как результат ионизационного действия фотонного излучения.

5. Эквивалентная доза H – произведение поглощенной дозы D данного вида излучения на соответствующий коэффициент качества k: H=kD. Для излучения смешанного состава эквивалентная доза определяется по формуле:

H= ,

где k_i и D_i - соответственно коэффициент качества и поглощенная доза i-го излучения. Эквивалентная доза используется для учета вредных биологических эффектов, вызываемых воздействием различных видов ионизирующих излучений при хроническом облучении человека дозами не выше 250 мЗв/год. Ее нельзя использовать для оценки последствий аварийного облучения человека.

Коэффициент качества излучения k предназначен для учета влияния микрораспределения поглощенной энергии на размер вредного биологического эффекта. Он является функцией линейной передачи данного излучения в воде:

L, кэВ/мкм………. ≤ 3.5 7.0 23 52 ≥ 175

k…………………. 1 2 5 10 20

и выбирается на основе имеющихся значений коэффициента относительной биологической эффективности ОБЭ. Однако значения k не всегда соответствуют ОБЭ.

Коэффициент качества излучения – величина безразмерная, позволяющая выразить степень опасности облучения в зависимости от вида излучения (таблица 1.3).

 

Таблица 1.3 - Коэффициенты качества различных видов ионизирующих излучений при хроническом облучении всего тела

Вид излучения	K
Рентгеновское и γ -излучения Электроны и позитроны, β -излучения Протоны с энергией 10 МэВ Нейтроны с энергией 20КэВ Нейтроны с энергией 0, 1-10 МэВ α -излучение с энергией 10 МэВ Тяжелые ядра отдачи

 

Линейная передача энергии ЛПЭ – это отношение энергии dE, переданной среде движущейся заряженной частицей вследствие столкновений при перемещении ее на расстояние dl, к этому расстоянию:

L=dE/dl

Относительная биологическая эффективность ОБЭ – это отношение поглощенной дозы D₀ – образцового излучения, вызывающей определенный биологический эффект, к поглощенной дозе D, рассматриваемого излучения, вызывающей тот же самый биологический эффект: η = D₀/D,

где η - коэффициент ОБЭ.

В качестве образцового излучения используют рентгеновское излучение с граничной энергией 200 кэВ и со средней ЛПЭ, равной 3 кэВ/мкм воды;

η =1 для ЛПЭ = 3 кэВ/мкм воды.

6. Мощность поглощенной дозы – отношение приращения поглощенной дозы dD к интервалу времени dt, за который это приращение происходит:

D=dD/dt

Мощность экспозиционной и эквивалентной дозы имеет аналогичное определение:

X=dX/dt; H=dH/dt.

7. Керма – это суммарная начальная кинетическая энергия заряженных частиц, образованных в единице массы облучаемой среды под действием косвенно ионизирующего излучения на единицу объема: K = dE_k/dm,

где dE_k - сумма начальных кинетических энергий всех заряженных частиц; dm - масса вещества на единицу объема.

Косвенно ионизирующее излучение представляет собой поток незаряженных частиц (фотонов, нейтронов).

8. Мощность кермы – это отношение приращения кермы dK за интервал времени dt к этому интервалу:

K = dK/dt

Мощность кермы K взаимосвязана с интенсивностью фотонного излучения I:

К=

где - массовый коэффициент передачи энергии для облучаемого вещества.

Если можно пренебречь потерей энергии на тормозное излучение вторичных частиц в условиях электронного равновесия, то мощность кермы К и мощность поглощенной дозы D совпадают.

Установлено, что одни части тела (органы, ткани) более чувствительны к действию ионизирующих излучений, чем другие: например, при одинаковой эквивалентной дозе облучения возникновение рака в легких более вероятно, чем в щитовидной железе, а облучение половых желез особенно опасно из-за риска генетических повреждений. Поэтому дозы облучения органов и тканей учитывают с разными коэффициентами.

На основании этого введено понятие эффективной эквивалентной дозы Нэф.

Hэф.= ,

где Нт – средняя эквивалентная доза в определенном органе, - взвешивающий коэффициент, равный отношению вероятности возникновения стохастических эффектов при облучении органа или ткани Т-типа к вероятности их возникновения при равномерном облучении всего тела; определяет вклад данного органа или ткани в риск неблагоприятных стохастических эффектов для организма в целом при равномерном его облучении.

При равномерном облучении всего организма эквивалентная доза Нт в каждом органе одна и та же и Нт=Нэф, так как _Т =1 .

Значения рекомендованы Международной комиссией по радиационной защите (МКРЗ) для различных органов и тканей и позволяют выровнять риск облучения вне зависимости от того, облучается все тело равномерно или неравномерно.

Орган (ткань)	Взвешивающий коэффициент, Wт	Коэффициент риска, 102/Зв
Гонады Молочная железа Красный костный мозг Легкие Щитовидная железа Костные поверхности Остальные органы и ткани	0, 25 0, 15 0, 12 0, 12 0, 03 0, 03 0, 30	0, 40 0, 25 0, 20 0, 20 0, 05 0, 05 0, 50

Облучение хрусталика глаза, рук, предплечий и т.п. в оценке эффективной эквивалентной дозы не учитывается, так как предел дозы для этих органов основан на нестохастических эффектах.

По данным МКРЗ 1990 г. число указанных органов и тканей доведено до 13. При определении эффективной дозы значения взвешивающих коэффициентов применимы для персонала, всего населения и каждого пола.

Эффективная эквивалентная доза измеряется в зивертах (Зв) и, вместе с поглощенной и эквивалентной дозами, характеризует индивидуально получаемые дозы.

 

Задание. Поглощенная доза, накопленная органами и тканями от моноэнергетического нейтронного источника (энергия нейтронов 10 кэВ), распределена равномерно и составляет 50 мГр. Определить эффективные эквивалентные дозы в гонадах, легких, щитовидной железе и во всем теле. В каком случае облучение наиболее опасно?

Какие поглощенные дозы в определенном органе облученного человека окажут большее повреждающее действие: 50 мГр нейтронного излучения (энергия нейтронов 10 МэВ) или 100 мГр γ - излучения, 10мГр α - излучения с энергией α - частиц до 10 МэВ или 100 мГр β - излучения?

 

⇐ Предыдущая1234Следующая ⇒

Поделиться:

Популярное:

1. II. МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ К ИЗУЧЕНИЮ
2. II. Указания к выполнению практического раздела курсовой работы.
3. Алгоритм выполнения практических заданий
4. Беседа с использованием проективных заданий («Зазеркалье») (адаптированная методика Е.И.Изотовой).
5. Вводные для решения заданий практикума
6. Внутрипсихические конфликты представляют собой столкновения в психике животного тенденций к одновременному выполнению двух несовместимых типов поведения.
7. Выделенные ДЕ и количество заданий в каждой ДЕ
8. Выполнения заданий по педагогической практике
9. Глава 1. Основные Законы и указания Генерального прокурора РФ
10. Глава 3.6. Методические указания по испытаниям электрооборудования и аппаратов электроустановок Потребителей
11. Действия в чужом интересе без поручения или иного указания
12. Дополнительные указания по методике проведения практических занятий с собакой