Дозиметрия ионизирующих излучений. Определение безопасной работыс источником гамма-излучения



Скачать 202.03 Kb.
Дата05.05.2013
Размер202.03 Kb.
ТипДокументы

ДОЗИМЕТРИЯ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ. ОПРЕДЕЛЕНИЕ БЕЗОПАСНОЙ РАБОТЫС ИСТОЧНИКОМ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ.
Дозиметрия - раздел прикладной ядерной физики, изучающий радиационно-индуцированные эффекты, т.е. изменения в структуре и свойствах веществ, составляющих объекты живой и неживой природы. Дозиметрия является основой для выработки мер радиационной безопасности при работе с ионизирующими или в аварийных ситуациях. Именно эти проблемы и послужили стимулом зарождения и развития дозиметрии. В дальнейшем дозиметрия приобрела важное значение в физических, химических и радиобиологических исследованиях, а также в радиационной терапии и диагностике радиационных технологиях и охране природной среды.

Количественное описание радиационно-индуцированных эффектов осуществляется при помощи физических величин, называемых дозиметрическими; поглощенной дозы (D), экспозиционной дозы (X), кермы (К), флюенса (Ф) и т.д. Медико-биологические исследования потребовали введения специфических характеристик: эквивалентной дозы (Н), эффективной дозы (HE), относительной биологической эффективности и др., которые позволяют дать количественную оценку ожидаемого радиационного, воздействия на отдельные органы, ткани, организмы в целом и сообщества различных масштабов.


В направлениях дозиметрии, связанных с радиационной безопасностью определяются максимально возможные уровни радиационного воздействия, обеспечивающие сохранение здоровья подвергающихся облучению отдельных лиц и сообществ (коллективов, населения региона, человечества в целом). Эти уровни задаются предельно допустимыми (ПД) значениями дозиметрических величин.

Расчеты тех или иных дозиметрических величин возможны, а зачастую очень сложны, поэтому большое значение имеют дозиметрические измерения, для осуществления которых разработаны и используются на практике разнообразные дозиметрические измерительные приборы и методики.

Целью данной лабораторной работы является ознакомление с основами дозиметрии, проведение несложных дозиметрических измерений и оценка на их основе условий безопасной работы с источником гамма-излучения.

2. Основные дозиметрические величины

1) Физические характеристики результата облучения:

а) Поглощенная доза D - отношение энергии dE, переданной излучением
облученному элементарному объему вещества, к его массе:

D = dE/dm (1),

dE = Евх - Евых + (1)

где Евх - сумма энергий всех частиц, входящих в данный объем, Евых - то же для частиц, выходящих из него, - энергия всех частиц, испускаемых (>0) или поглощаемых (<0) ядрами, находящимися внутри объема. К таким ядрам относятся радиоактивные нуклиды и стабильные ядра, испытавшие превращения в ядерных реакциях с падающим излучением.

б) Керма К - дозиметрическая величина, характеризующая воздействие на среду косвенно-ионизирующего излучения - фотонов и нейтронов (механизмы взаимодействия см. “старый” практикум). Керма К - отношение суммы первоначальных кинетических энергий всех заряженных ионизирующих частиц (главным образом электронов), образованных действием косвенно-ионизирующего излучения в элементарном объеме к массе этого объема

K = dEС(е)/dm (2)

В условиях электронного равновесия, когда энергия всех электронов вышедших из объема равна энергии электронов вошедших в него из окружающего вещества

К = D (2)

если не учитывать потери энергии электронов на тормозное излучение.

При использовании понятия кермы несколько изменяется смысл величин, входящих в (1). При этом можно считать, что = К, а Евх и Евых - суммы кинетических энергий заряженных частиц.

в) Экспозиционная доза X - отношение заряда dQ ионов одного знака,
образованного фотонным ионизирующим излучением в условиях электронного
равновесия в элементарном объеме сухого воздуха при р = 101325 Па, Т = 273К, к
массе объема:

X = dQ/dm (3)

Экспозиционная доза определяет дозовые характеристики поля излучения, не зависящие от свойств облучаемого вещества. Поэтому в частности, удобно использовать ее в практических измерениях. Шкалы дозиметров фотонного излучения проградуированы в единицах экспозиционной дозы. Вместе с тем, невозможность применения экспозиционной дозы для характеристики смешанных излучений, ограничение по энергии гамма-квантов Е ≥ 3 МэВ и некоторые другие соображения привели к тому, что использование этой величины не рекомендуется с 1.01.1990г. Поглощенная доза в веществе, находившемся в поле излучения, создавшем экспозиционную дозу X может быть вычислена по формуле:

D = C· (/)·X (4)

где, и - массовые коэффициенты передачи энергии фотонов в облучаемом веществе и в воздухе соответственно (см. пояснения в конце описания), С - константа, зависящая от выбора единиц.

2. Медико-биологические характеристики.

Установлено, что биологический эффект облучения существенно зависит от вида и энергии излучения, а именно от величены L - линейной передачи энергии (ЛПЭ) от первичных, или вторичных заряженных частиц. ЛПЭ - величина равная dE/dl - средней энергии, локально переданной веществу заряженной частицей на интервале длины ее следа dl. Локальность может быть определена заданием максимального расстояния, на котором учитывается передача энергии. Так энергия, унесенная квантами тормозного излучения и поглощенная на значительном расстоянии от следа частицы не учитывается при оценке ЛПЭ. Можно считать, что величина ЛПЭ характеризует степень повреждения отдельной клетки живой ткани, через которую прошла заряженная частица.

а) Мерой ожидаемой радиационной опасности при облучении живых организмов служит эквивалентная доза

Н = k ·D или Н = (ОБЭ) D, (5)

где (ОБЭ) - относительная биологическая эффективность - коэффициент, равный отношению поглощенной дозы образцового излучения (рентгеновское излучение с Е=180кэВ) к дозе данного вида излучения, вызывающей такой же уровень радиационной опасности, k - коэфициент качества - аналог ОБЭ, используемый для оценки радиационной опасности хронического облучения человека малыми дозами. (Величины ЛПЭ и k (ОБЭ) для различных видов излучений см. табл. 2. С учетом различной поражаемости отдельных органов и тканей и их значимости в жизнедеятельности организма, мера ожидаемой радиационной опасности оценивается эффективной эквивалентной дозой

НЕ = Wi · Hi (6)

где индексом i обозначен орган или ткань, Hi - средняя эквивалентная доза в i-м

органе, Wi -его весовой фактор (см. табл. 3).
Wi =
(при одинаковых эквивалентных дозах).

Любой из указанных дозовых характеристик соответствует мощность дозы (кермы):

PD = D = dD/dt, Рх = X, Рк = К , и т.д.

3. Характеристики корпускулярного излучения (-частиц, -частиц, пучков ускоренных ионов и т. д.)

Перечислим лишь кратко эти характеристики, т. к. они не имеют прямого отношения к выполняемой работе.

а) Флюенс частиц Ф = dN/dS - отношение числа частиц, проникших в
элементарную сферу к площади центрального сечения сферы.

б) Флюенс энергии ФE = dE/dS

г)Соответствующие этим величинам плотности потока:

ф = dФ/dt,

Фе = E/dt - интенсивность ионизирующих частиц. д) Энергетическая плотность потока ф(Е) = dф/dE = d2Ф/dE·dt = d3N/dS·dE·dt.

4. Характеристики радиоактивных излучателей.

а) Активность радионуклида в источнике:

A(t) = |dN(t)/dt| - число распадов в единицу времени (но не число испущенных частиц), здесь л = 0,693/Т1/2 -постоянная радиоактивного распада, T1/2 -период полураспада.

б) Доза, создаваемая излучателем в некоторой точке поля его излучения зависит от активности, углового распределения флюенса (интенсивности), энергетического спектра излучения. Для излучателя, который можно принять за точечный с изотропным угловым распределением, доза, создаваемая его фотонным излучением, на расстоянии r равна:

G = ГG(м)· A·r-2·t (7)

где G - одна из дозовых характеристик (например D, D, К, К и т.д.), ГG(м) - соответствующая ей дозовая постоянная, зависящая также от свойств поглощающего вещества.

Для воздуха используется гамма-постоянная Г = ГXвозд или керма постоянная

Г = ·r2 (7')

то есть Г = при А = 1 Бк, r = 1 м, Еу 5, обычно = 30 кэВ
Г ==



где -энергия фотонов, - число фотонов данной энергии на один распад,

- массовый коэффициент передачи энергии в воздухе. Аналогично

определяется Г-постоянная.

г) Наряду, с Г и Г используются керма эквивалент источника Ке

Ке=·r2, (8)

и радиевый гамма-эквивалент:

m = А·Г/Г (8)

Экспозиционная доза, создаваемая источником выразится с использованием m так:

X = m Г r-2, (8)

3. Определение предельно допустимого времени пребывания в поле излучения источника гамма квантов.

1).Простейший расчет времени пребывания в поле излучения можно провести используя нормы для хронического облучения малыми дозами. Для работающего с излучением предельно допустимая доза (ПДД, или Dпд) составляет:

Dпд – 20мГр в год (для категории А). Следует иметь в виду, что Dпд - это не мощность дозы, хотя размерности этих величин кажутся совпадающими.

Очевидно, что максимально возможное время пребывания определится из выражения

DПД = РD()·tmax (9)

где Рd -мощность дозы, создаваемой источником в области пространства вокруг точки с координатами r (x,y,z) (см. рис.1 ).



Рис.1.

С учетом сказанного выше, (9) можно записать так:

DПД = С ·РХ(tmax( r ) или Dпд = РК(tmax( )

Для точечного изотропного источника с известными активностью и гамма-постоянной (керма-постоянной) или гамма- (керма-) эквивалентом значение X или Рх легко рассчитать по формуле (7) или (8). Однако при наличии защиты, ограничивающей пучок гамма квантов, зависимость Х() будет иной. В этом случае значительно проще и надежнее провести измерения Рх()

3) Используя поглощающие экраны и др. защитные средства можно снизить Рх(), тем самым увеличить tmax(). Мощность дозы Р'() создаваемой узким пучком монохроматического излучения за слоем защиты толщиной d

P'x() = Px()exp(-d) (10)

здесь -линейный коэффициент ослабления, = f(EY,Z*,), Z*, -эффективный порядковый номер и плотность вещества защиты.

При облучении широким пучком:

Р'х() = Вх Рх( ) exp(-d) (10)

где Вх - фактор накопления для экспозиционной дозы. Вх 1.

В условиях электронного равновесия Вd = Вк Вх т.е. одинаково для любой дозовой характеристики.

РАСПОЛОЖЕНИЕ И ЗАЩИТА ИСТОЧНИКА.

3


4
10см


1 11#$

10см

2


31мм
70мм 10см

Рис. 2. Расположение радиоактивного источника: 1- радиоактивный источник, 2- свинцовая защита, 3-канал коллиматора, заглушка коллиматора.

Радиоактивный источник (1) расположен в центре защиты. Материал защиты (2) – свинец. Между источником и отверстием коллиматора (3) диаметром 8мм расположена свинцовая защита толщиной 31мм. Толщина общей защиты 70мм. Заглушка коллиматора (4) служит дополнительной защитой. При выполнении работы заглушка вынимается, после проведения всех измерений необходимо заглушку установить на место. Измерения проводятся по узлам сетки начерченной на столе. Расстояние между радиоактивным источником и узлом, который находится около отверстия коллиматора, равняется 10см.

УПРАЖНЕНИЯ

Измерение дозного поля излучения источника Cs137 над поверхностью лабораторного стола.

  1. Нанести на поверхности стола координатную сетку 0,1-0,1 м. (см. рис.2 )

  2. Изучить работу дозиметра, включить дозиметр и подготовить его к работе.

  3. Вынуть заглушку из отверстия коллиматора.

  4. Провести замеры мощности дозы в узлах координатной сетки.

  5. После окончания работы установить заглушку в отверстие коллиматора и выключить прибор.

  6. По полученным данным начертить план стола и нанести линии равной дозы.

7.Выбрать два направления, одно вдоль оси пучка излучения другое под
некоторым углом к этой оси (см. рис. 2 ), по данным п.4. и п.5., рассчитать tmax.
Построить график зависимости tmax(a2), где а - расстояние от источника до точки
измерения.

8.Провести расчет Р(а) формуле (7), пользуясь паспортными данными
излучателя Сз137.(см.в конце описания), вычислить tmax(a) и нанести эти данные на
графике из п.6.

9.Провести измерения как в п.4., закрыв отверстие контейнера поглотителем
(свинец или алюминий по указанию преподавателя). Обозначить область на плане
стола, где Рd = Рпд =2,5 мкГр/час. Проделать такие же измерения с другим
поглотителем. Сравнить полученные результаты с расчетными по формуле (10),
используя табличные данные (Е вещество).

ПРИЛОЖЕНИЯ

1. Характеристики источника Cs137

А == 130 MБк на 16.03.2007г.;Т1/2 = 30,18 лет; Гу[р] = 3,24 Р-см2/ч-мКи; В защите dсвинца= 31 мм.

2. Коэффициент передачи энергии излучения

Ослабление пучка гамма-квантов в слое вещества обусловлено процессами поглощения и рассеяния квантов и характеризуется коэфициентом ослабления м (см.(10)), который может быть представлен в виде двух слагаемых

м = м г + м s

где мг - часть, обусловленная преобразованием энергии косвенно ионизирующего излучения в энергию вторичного излучения (электронов), мs – коэффициент рассеяния.

Похожие:

Дозиметрия ионизирующих излучений. Определение безопасной работыс источником гамма-излучения iconДозиметрия ионизирующих излучений. Определение безопасной работыс источником гамма-излучения

Дозиметрия ионизирующих излучений. Определение безопасной работыс источником гамма-излучения iconДозиметрия ионизирующих излучений. Определение безопасной работыс источником гамма-излучения

Дозиметрия ионизирующих излучений. Определение безопасной работыс источником гамма-излучения iconПрограмма «Компьютерная лаборатория»
Программа кл позволяет проводить лабораторные работы по дисциплинам: «Взаимодействие излучения с веществом», «Защита от ионизирующих...
Дозиметрия ионизирующих излучений. Определение безопасной работыс источником гамма-излучения iconДозиметрия ионизирующих излучений
Ознакомиться с основными понятиями и единицами измерений в дозиметрии и радиационной безопасности
Дозиметрия ионизирующих излучений. Определение безопасной работыс источником гамма-излучения iconПриложение 2 Международные стандарты по приборам контроля ярб дозиметрия гамма-излучения

Дозиметрия ионизирующих излучений. Определение безопасной работыс источником гамма-излучения iconИзмерение радиационного излучения
Кл/кг) в единицах си. На практике в качестве единицы экспозиционной дозы излучения часто пользуются внесистемной единицей рентген...
Дозиметрия ионизирующих излучений. Определение безопасной работыс источником гамма-излучения iconПрактикум тест №11 Защита от ионизирующих излучений
Основная единица измерения в системе си эквивалентной дозы ионизирующего излучения
Дозиметрия ионизирующих излучений. Определение безопасной работыс источником гамма-излучения iconДозы ионизирующих излучений
Изучить зависимость -излучения от расстояния и преград. Измерить активность радиоактивного источника несколькими способами
Дозиметрия ионизирующих излучений. Определение безопасной работыс источником гамма-излучения iconС. 38-40. Экспериментальный поиск ионизирующих излучений в энергетическом поле человека
С целью изучения природы психической энергии и на основе представлений о единстве природы всех объектов мироздания проводились поисковые...
Дозиметрия ионизирующих излучений. Определение безопасной работыс источником гамма-излучения iconИонизирующих излучений ионизирующие излучения
Ионизирующее излучение – это любое излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов разных...
Разместите кнопку на своём сайте:
ru.convdocs.org


База данных защищена авторским правом ©ru.convdocs.org 2016
обратиться к администрации
ru.convdocs.org