Политех в Сети

Сайт для Учебы

Лабораторная работа 12 Дозиметрия ионизирующих излучений

Рейтинг пользователей: / 2
ХудшийЛучший 

Цель работы: Изучить основные дозиметрические единицы; научиться с помощью дозиметра-радиометра «Сосна» измерять мощность экспозиционной дозы γ-излучения и плотность потока β-частиц.

ТЕОРЕТИЧЕСКАЯ ЧАСТЬ

Дозиметрия – раздел прикладной ядерной физики, в котором рассматриваются физические величины, характеризующие распределение ионизирующего излучения (его поля) и его взаимодействие с веществом, и служащие мерой воздействия излучения на облучаемый объект. Эти физические величины называются дозиметрическими.

Ионизирующее излучение.

Основные дозиметрические единицы

Действие ионизирующей радиации на структуру вещества (особенно на живой организм) интересовало науку практически с момента открытия и с первых шагов применения радиоактивного излучения.

Ионизирующее излучение – излучение, взаимодействие которого с веществом приводит к образованию в этом веществе ионов разного знака. Ионизирующее излучение состоит из заряженных и незаряженных частиц (нейтроны), а также рентгеновского и γ-излучения.

Гамма-излучение (γ) – электромагнитное излучение с длиной волны λ ≤ 2·10–10 м. Волновые свойства излучения с такой λ проявляются слабо, и излучение представляет собой поток квантов (фотонов) с энергией ħν ≥ 10 кэВ. Испускается γ-излучение в ядерных реакциях, при анни­гиляции частицы с античастицей, распадах частиц, торможении заряженных частиц высокой энергии в среде и в других процессах. Обладает высокой проникающей способностью: средний пробег фотонов в воздухе составляет около 100 м, а в биологи­ческой ткани до 10–15 см ( = 0,5 МэВ). Представляет основную опас­ность как источник внешнего облучения.

Рентгеновское излучение – электромагнитное излучение, длина волны которого расположена между ультрафиолетовым и γ-излучением. Энергия квантов лежит в диапазоне 10 эВ – несколько мегаэлектронвольт. Состоит из тормозного и (или) характеристического излучения.

Тормозное излучение – излучение с непрерывным энерге­тическим спектром, испускаемое при торможении заряженных частиц в электрических полях. Возникает в рентгеновской трубке, ускорителе (синхротронное излучение), в среде, окружающей источник g-излучения.

Характеристическое излучение – излучение с дискретным энергетическим спектром. Возникает при заполнении вакансий на внутренних оболочках атома электронами с вышерасположенных оболочек.

Бета-излучение (β) – электронное (позитронное) излучение с непрерывным энергетическим спектром, испускаемое при ядерных превращениях или β-распаде нестабильных частиц. Характеризуется максимальной энергией спектра . Бета-частицы обладают малым пробегом: несколько метров в воздухе ( = 0,5 МэВ) и несколько сантиметров в биологической ткани ( < 5 МэВ). β-частицы с энергией от 0,1 до 2 МэВ опасны при их воздействии на кожу, слизистую оболочку глаз, попадании их в легкие и желудочно-кишечный тракт.

Альфа-излучение (α) – ионизирующее излучение, состоящее из α-частиц (ядра гелия), испускаемых при ядерных превращениях или при ядерных реакциях. Обладают очень малым пробегом: не более несколь­ких сантиметров в воздухе и не более 0,1 мм в биологической ткани ( < 8 МэВ).

Нейтроны (N) – незаряженные нестабильные частицы, возникающие в ядерных реакциях. По энергии выделяют три основные группы:

· тепловые (< 0,025 эВ);

· промежуточные (10–500 кэВ);

· быстрые (0,5–50 МэВ).

Средний пробег первых составляет 10–20 м в воздухе и 2,8 см в биологической ткани, а быстрых – 110–130 м в воздухе и 10 см в биологической ткани.

При проникновении излучения в вещество (живой организм) повреждений, вызванных излучением, будет тем больше, чем больше энергии оно передает веществу. Количество такой переданной энергии называется Дозой излучения.

Поглощенная доза (D) – основная дозиметрическая единица, равная отношению полной энергии, переданной ионизирующим излучением веществу в некотором объеме, к массе вещества этого объема. Поглощенная энергия расходуется на нагрев вещества и на его физические и химические превращения. Единица поглощенной дозы – грей (Гр).

1 Гр = 1 Дж/кг.

1 Дж = 0,239 калорий или 6,25×1018 эВ.

Ранее использовалась внесистемная единица рад: 1 рад = 0,01 Гр.

Поглощенная доза не учитывает тот факт, что при одинаковой поглощенной энергии α-излучение гораздо опаснее β- или γ-излучения. Если принять во внимание этот факт, то дозу следует умножить на коэффициент, который учитывает способность излучения данного вида повреждать вещество (ткани организма). Ранее его называли коэффициентом качества, а сейчас Взвешивающим коэффициентом для данного вида излучения WR. Пересчитанную таким образом дозу называют Эквивалентной дозой.

При определении эквивалентной дозы ионизирующего излучения следует использовать средние значения взвешивающих коэффициентов, которые приведены в табл. 1.

Таблица 1

Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения

Вид излучения

WR

Рентгеновское и γ-излучение

1

Электроны (позитроны), β-излучение

1

N (En < 10 кэВ)

5

N (ЕN = 10–100 кэВ)

10

N (ЕN = 0,1–2 МэВ)

20

N (ЕN = 2–20 МэВ)

10

N (ЕN > 20 МэВ)

5

Протоны с энергией > 2 Мэв, кроме протонов отдачи

5

α-частицы, осколки деления, тяжелые ядра

20

При воздействии излучения с разными взвешивающими коэффициентами эквивалентные дозы для этих видов излучения суммируются. Единица эквивалентной дозы (HТ) – Зиверт (Зв):

1 Зв = 1 Гр · .

Следует также учитывать, что одни части тела человека (органические ткани) более чувствительны, чем другие. Например, при одинаковой эквивалентной дозе облучения возникновение рака в легких более веро­ятно, чем в щитовидной железе. Поэтому дозы облучения тканей и органов следует учитывать с разными Взвешивающими коэффициентами для тканей и Органов (ранее коэффициентами радиационного риска). Приведем некоторые значения : для половых желез – 0,2, молочной железы - 0,05, красного костного мозга – 0,12, легких – 0,12, щитовидной железы – 0,05, костной поверхности – 0,01, остальные органы и ткани – 0,45 ( = 1). Умножив, эквивалентные дозы на соответствующие коэффици­енты и просуммировав по всем органам и тканям, получим Эффективную дозу (Е) (ранее это была эффективная эквивалентная доза). Она также измеряется в зивертах:

.

Эффективная доза есть величина воздействия ионизирующего излучения, которая используется как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения организма человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности.

Это индивидуально получаемые дозы. Эффективная доза, полученная группой людей от какого-либо источника радиации, называется коллективной эффективной дозой – введена для оценки масштаба радиационного поражения. Она равна сумме индивидуальных эффективных доз. Измеряется в человеко-зивертах (чел.-Зв).

Радиоактивные вещества могут находиться вне организма человека и облучать его снаружи. В таком случае говорят о Внешнем облучении. Или же они могут оказаться в воздухе, которым дышит человек, в пище или воде и попасть внутрь организма. Такое облучение называют Внутренним.

Основным количественным критерием внутреннего облучения человека является Годовое поступление (поступление радиоактивных веществ через органы дыхания и пищеварения), а внешнего – Доза, полученная организмом за год.

Нормируется величина годовой эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы. Эти величины называются Пределами доз (ПД). Пределы доз не учитывают дозу от естественного фона и медицинского обслуживания, а также дозы вследствие радиационных аварий.

Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

· персонал – лица, непосредственно работающие с излучением или, по условиям работы находящиеся в зоне их воздействия;

· население – лица, проживающие в условиях естественного фона. Это категория включает и лиц из персонала, вне сферы их производственной деятельности.

Пределы доз суммарного внутреннего и внешнего облучения по НРБ-2000 приведены в табл. 2. НРБ – нормы радиационной безопасности. На терри­тории Республики Беларусь до 2001 г. действовали нормативы НРБ-76/87, утвержденные в 1976 г. и измененные в 1987 г. после аварии на ЧАЭС.

Таблица 2

Основные пределы доз облучения

Нормируемая величина

Персонал

Население

Пределы доз

Эффективная доза

20 мЗв в год в среднем за любые 5 лет, но не более 50 мЗв в год

1 мЗв в год в среднем за любые 5 лет, но не более 5 мЗв в год

Эквивалентная доза за год:

В хрусталике глаза (на глубине 300 мг/см2)

Коже (в слое толщиной 5 г/см2

На глубине 5 мг/см2 )

150 мЗв

500 мЗв

15 мЗв

50 мЗв

После аварии был введен предел дозы для населения, который был принят исходя из продолжительности жизни человека (70 лет) и равен 350 мЗв. При превышении этой величины население подлежит отселению в более чистые районы. С момента введения в действие гигиенических нормативов ГН 2.6.1.8–127–2000 (НРБ-2000), нормы радиационной безопасности НРБ-76/87 на территории Беларуси не применяются.

Приведем еще одну дозиметрическую единицу, которая длительное время была основной характеристикой, определяемой прямыми измерениями.

Экспозиционная доза фотонного излучения (X) – отношение суммарного заряда DQ 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.

Единица измерения X – (Кл/кг) или внесистемная – рентген (Р). 1 P соответствует дозе, при облучении которой, 1 см3 воздуха (при 0 ºC и 760 мм рт. ст.) образуется 2,08 · 109 пар ионов, а суммарный заряд ионов одного знака равен единице заряда СГС.

1 Р = 2,58 × 10–4 Кл/кг = 0,88×10–2 Гр (для воздуха);

1 Р = 0,96 × 10–2 Гр (для биологической ткани).

Мощность дозы (любой) – отношение приращения соответствую­щей дозы за интервал времени DT К этому интервалу.

Согласно РД 50-454-84 «Внедрение и применение ГОСТ 8.417–81: Единицы физических величин в области ионизирующих излучений», использование экспозиционной дозы и ее мощности после 1 января 1990 г. не рекомендуется. Этим же документом рекомендовано прекратить разра­ботку новых приборов для измерения экспозиционной дозы и ее мощ­ности. Дальнейшее развитие дозиметрии связано с разработкой методов расчетного и экспериментального определения эквивалентной дозы.

При измерении ионизирующих излучений важно понятие фона.

Фон – ионизирующее излучение, состоящее из естественного фона и ионизирующих излучений других источников.

Естественный фон излучения – доза ионизирующего излучения создаваемая космическим излучением и излучением естествен­но распределенных природных радиоактивных веществ (на поверхности Земли, в приземной атмосфере, продуктах питания, воде, в организме человека и т. д.).

Ниже приведены среднегодовые эффективные дозы облучения от естественных и техногенных источников радиации.

Естественные источники

Космические лучи: внешнее облучение – 0,3 мЗв/год

внутреннее – 0,015 мЗв/год

Земная радиация: внешнее – 0,35 мЗв/год

внутреннее – 1,325 мЗв/год

Внутреннее облучение от космических лучей связано с тем, что космические лучи, проходя через атмосферу, вызывают появление космогенных радионуклидов, наиболее значительными из которых являются 14С (14Ν + N → 14С + P, β–, Т1/2 = 5,76·103 лет) и тритий (14Ν + N → 12С + 3Н, или 14Ν + Р→ 12С + 3Н, β–, Т1/2 = 12,26 лет).

Внутреннее облучение от земной радиации обусловлено приблизительно на 60 % 222Rn (α, Т1/2 = 3,8 дня), на 13 % 220Rn (α, Т1/2 = 54 с) и 232Τh (α, Т1/2 = 1,39·1010 лет), 8 % 210Po (α, Т1/2 = 140 дней) и на 13 % 40K (β, γ, Т1/2 = 1,29·109 лет).

Техногенные источники

Источники, использующиеся в медицине

(в зависимости от методики определения дозы) – 0,4–1 мЗв/год

Радиоактивные осадки – 0,02 мЗв/год

Атомная энергетика – 0,001 мЗв/год

Радиационный уровень, соответствующий естественному фону 0,1–0,2 мкЗв/ч, считается Нормальным.

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) – 70 мЗв.

Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать 1/4 значений, установленных для персонала.

Минимальная смертельная доза, относящаяся к здоровым людям при однородном облучении всего тела, принята 6 Гр (для аварийных ситуаций характерно неоднородное облучение). В табл. 3 приведены дозы для естественного фона, профессионального облучения и чрезвычайной ситуации.

Таблица 3

Поглощенные дозы для естественного фона,

Профессионального облучения и чрезвычайной ситуации

Доза от естественного

Фона в год, Гр

Предельно допустимая

Доза профессионального

Облучения в год, Гр

Симптомы лучевой болезни после общего (внешнего или

Внутреннего) облучения, Гр

(0,07–0,2)·10–2

5·10–2

1–10

Дозиметрические приборы

Дозиметрический прибор – это прибор для измерения ионизирую­щих излучений, предназначенный для получения информации об экспо­зиционной дозе и мощности экспозиционной дозы излучения и (или) об энергии, переносимой ионизирующим излучением или переданной им объекту, находящемуся в поле его действия. В этом определении выде­лены экспозиционная доза и ее мощность, так как приборы для их измерений нашли широкое применение и будут использоваться до разработки новой системы дозиметрических величин и приборов.

Дозиметрические приборы для населения (бытовые дозиметры) предназначены для оценки населением радиационной обстановки на местности, в жилых и рабочих помещениях. При массовом контроле радиационной безопасности Международной комиссией по радиацион­ным единицам и измерениям (МКРЕ) рекомендовано использовать методы и приборы, имеющие погрешность не более 30 %. При авариях (из-за резкой зависимости возможности неблагоприятных последствий облучения для человека) требования к точности измерений возрастают, и погрешность в оценке дозы не должна превышать 15 %.

В широкой практике наиболее распространенным видом ионизи­рующего излучения является внешнее фотонное (рентгеновское и γ-) излучение. Необходимость в контроле b-частиц и нейтронов возникает реже. Потребность в контроле можно выразить приблизительно так: g : b : N = 100 : 10 : 1.

В качестве детектора ионизирующего излучения чаще используют газоразрядные счетчики Гейгера – Мюллера. Из отечествен­ных счетчиков наилучшими являются СБМ-20. Чувствительность счетчика СБМ-20 к g-излучению равна 0,2 имп/с на 10 мкР/ч. Этот параметр зависит от энергии g-излучения. Дозиметрические приборы градуируются относительно Cs-137 с = 0,662 МэВ. Максимальная загрузка СБМ-20 1,6×103 имп/с; максимальная допустимая мощность дозы 0,1 Р/с; напряжение питания 400 В. В частности, цифровой дозиметр-радиометр (измеритель мощности дозы) АНРИ 01-02 «Сосна», который используется в настоящей работе, содержит два счетчика СБМ-20.

Некоторые замечания при работе с бытовыми дозиметрами:

1. Оценка уровня мощности дозы на местности, как правило, проводится на высоте 1 м от поверхности земли и на расстоянии не менее 30 м от зданий.

2. Из-за статистического процесса радиоактивного распада для уменьшения погрешности в приборах с фиксированным временем измерение следует проводить 3–10 раз.

3. Для оценки степени радиоактивного загрязнения поверхностей (в целях контроля рабочих мест) используют величину плотности потока j ионизирующих частиц, которая равна отношению потока частиц DF (частица/с), проникающих в элементарную сферу, к площади централь­ного сечения DS этой сферы:

J = DF/DS, частица/(с × м2).

Эта величина характеризует поле излучения в некоторой точке без учета направления распространения излучения и энергии отдельных частиц. Приборы, измеряющие плотность потока частиц, относятся к классу радиометров. Их шкала градуируется в единицах: частица/(мин × см2). Однако степень радиоактивного загрязнения поверхности можно характеризо­вать поверхностной активностью , которая равна отношению актив­ности А, распределенной на поверхности, к площади S этой поверхности:

= A/S, распады/(с × м2) = Беккерель/м2, или Бк/м2.

Активность (A) есть мера радиоактивности некоторого количества радионуклида и равна числу ядерных распадов в единицу времени. Шкала радио­метра в этом случае градуируется в распадах/(мин × см2) по эталону 90Sr + 90Y c S = 150 см2. Поэтому если прибор отградуировать с помощью плоского эталона с достаточно большой активной поверхностью, а также с известными значениями поверхностной активности и плотности потока частиц, то возможен переход между величинами j и . Однако при из­мерениях на местности воспроизвести условия, аналогичные градуировке, очень сложно, что приведет к трудно учитываемым погрешностям.

Возможен другой вариант – взятие проб на местности и проведение лабораторных измерений с образцами. В β-радиометрии стремятся работать с «толстыми источниками». Это означает, что толщина образца превышает пробег наиболее высокоэнергетичных β-частиц, излучаемых радиоактивными веществами, содержащимися в образце. Излучение с поверхности такого образца практически не зависит от плотности и эффективного атомного номера вещества образца, содержащего любой радионуклид с максимальной энергией β-частиц более 100 кэВ, что подтверждает возможность использования одного эталона для разных образцов и упрощает переход между величинами j и .

4. Что касается измерения удельной активности образцов (Бк/кг) по g-излучению, то дозиметр-радиометр «Сосна» может быть использован только как сигнальный индикатор с уровнем реагирования 3,7 кБк/кг (10 –7 Ки/кг, 1 Ки = 3,7 × 1010 Бк): превышение показаний мощности экспозиционной дозы над фоновым значением при измерении образцов массой приблизительно 1 кг, загрязненных Cs-137 до уровня приблизительно 3,7 кБк/кг, соответствует примерно 10–15 мкР/ч.

ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНАЯ ЧАСТЬ

Измерения дозиметром-радиометром АНРИ 01-02 «Сосна»

Замечание: каждое измерение прибором проводить не менее 5 раз.

Задание 1. Изучить руководство по эксплуатации дозиметра-радиометра. Проверить работоспособность прибора (пп. 6.5, 6.7 Руководства по эксплуатации).

Задание 2. Провести измерения мощности экспозиционной дозы фона лаборатории и g-излучения источника Cs-137 (пп. 7.2 – 7.2.10 Руководства по эксплуатации).

2.1. Определить среднее значение мощности экспозиционной дозы фона лаборатории (прибор при измерении расположить над кюветой).

2.2. Определить среднее значение мощности экспозиционной дозы от источника Cs-137. Источник поместить на дно кюветы, приблизительно в центре, дозиметр – над кюветой (расстояние до источника 1 см). Повторить измерения мощности дозы, изменив расстояние до источника (расстояние 12,5 см). Ответить на следующие вопросы.

А) Во сколько раз измеренные значения мощности экспозиционной дозы превышают Нормальный уровень (воспользоваться соотношением 1 Зв » 100 Р) ?

Б) Чему равно значение экспозиционной дозы от источника Cs-137, если Вы работаете с ним без защиты в течение часа, рабочего дня (4 ч в день), рабочей недели (5 рабочих дней) и в течение года (50 рабочих недель), находясь от источника на расстояниях, заданных в п. 2.2.

В) Чему равно максимальное время работы с источником Cs-137 без защиты в течение рабочего дня, если Вы находитесь на расстоянии 12,5 см от него при условии, что ПД = 1мЗв/год (аналогичный пример рассмотрен в прил. 1).

2.3. Провести измерения мощности экспозиционной дозы от ис­точника Cs-137, поместив между источником и детектором свинцовые пластины толщиной D = 3, 4, 5, 6 мм. Геометрия измерений неизменна. Построить график зависимости ln от толщины поглотителя. Сравнить полученную зависимость с теорети­ческой, описываемой формулой 2 в прил. 2.

2.4. Поместите источник Cs-137 за защитой (свинцовый кирпич толщиной 5 см) и измерьте мощность экспозиционной дозы.

Задание 3. Измерить плотность потока β-излучения с загрязнен­ных поверхностей (пп. 7.3–7.3.8 Руководства по эксплуатации).

Поместите на дно кюветы источник Sr-90, на источник сверху положите алюминиевый фильтр толщиной 0,3 мм, проведите необходимые измерения для определения плотности потока β-частиц. Далее подберите алюминиевый фильтр, ослабляющий плотность потока до минимально измеряемой дозиметром величины. Сделайте вывод, используя табл. 4.

Таблица 4

Допустимые значения плотности потока частиц N при работе

С радиоактивными веществами 36 ч в неделю

Е0, Мэв

N, Частиц/см2×с

0,5 (Cs-137, Sr-90)

38

2 (Y-90)

120

Задания 4, 5 Решение задач по предложению преподавателя из прил. 3.

ПРИЛОЖЕНИЕ 1

Известно, что мощность экспозиционной дозы , создаваемая γ-излучением точечного изотропного источника, содержащего данный радионуклид, на расстоянии R без защиты

,

Где коэффициент называется γ-постоянной данного радионук­лида; – активность источника.

Единицы измерения: [] – P/ч; [] – Р×см2/(мКи×ч); [А] – мКи; [R] – см (1 Ки = 3,7×1010 Бк).

Гамма-постоянная определяется по формуле

,

Где B коэффициент, учитывающий единицы измерения; – квантовый выход γ-излучения на распад; – массовый коэффициент поглощения энергии в воздухе для γ-излучения с энергией . Значения можно найти в справочниках. В табл. П1 приведены значения гамма-постоянных некоторых изотопов.

Таблица П1

Гамма-постоянные некоторых изотопов

Источник

Ei, МэВ

Nγi, %

Kγ, Р×см2/час×мКи

+

0,662

0,032

85,1

6,92

3,192

5,03×10-2

S = 92,02

S = 3,242

1,275

0,511

99,95

181,1

6,518

5,333

S = 281,05

S = 11,851

Изменение экспозиционной дозы за время T имеет вид

X = T. (1)

Формула (1) верна, если активность источника постоянна. Изменение активности во времени выражается так:

A = Exp((–ln2)T/),

Где период полураспада есть время, в течение которого распадается в среднем половина ядер данного радионуклида. Для Cs-137  = 30,2 г.

Формула (1) позволяет выбирать T и R, обеспечивая защиту при работе с источником излучения. Рассмотрим это на следующем примере.

Пусть активность источника Cs-137 равна 105 Бк. Рассчитаем мощность экспозиционной дозы от источника на расстоянии 5 см от него. ( Для 137Cs = 3,2 Р×см2/мКи×ч):

= 3,2 × = 3,4×10–4 (Р/ч).

Если в качестве годовой дозы принять ПД для населения из табл. 2, то = 5 мЗв/год = (500 мР/год)/(250 рабочих дней в году) = = 2 мР/день, а время работы с источником составит

T = / » 6 ч в день.

Мы рассчитали время работы с источником на расстоянии 5 см от него. Если стремиться к меньшим получаемым дозам, например потребо­вать, чтобы = 1 мЗв/ год, то время уменьшится до » 1,2 ч в день. Если увеличить расстояние до 10 см, то время работы с источником в последнем случае ( = 1 мЗв/год) составит » 4,8 ч в день.

Если же Вам предстоит работать с этим источником только в течение 1 рабочего дня в этом году (6 ч), то доза, полученная вами, будет равна » 20 мкЗв, что значительно меньше ПД.

ПРИЛОЖЕНИЕ 2

Как известно, закон ослабления моноэнергетического (Е = соnst) потока γ-квантов однородным поглотителем толщиной D в геометрии узкого пучка (рассеянные в поглотителе кванты не попадают на детектор) имеет вид

N(D) = N(0)exp(–m D),

Где N(D) – число частиц, прошедших поглотитель; N(0) – начальное число частиц в пучке при D = 0; m – коэффициент ослабления.

Эта же зависи­мость верна и для мощности экспозиционной дозы :

(D) = (0)exp(–m D), (2)

Где D – толщина однородной защиты.

Рассеянные γ-кванты обычно учитывают введением в закон ослабления (2) фактора накопления (ФН) В:

(D) = B(0)exp(–m D),

Фактор накопления зависит от энергетического состава и углового рас­пределения излучения источника, плотности потока γ-излучения, тол­щины, атомного номера материала защиты и от других причин. Таблицы дозового фактора накопления для различных материалов приведены в справочнике В. Ф.Козлова (см. литературу). В частности, значения ФН для свинца приведены в табл. П2.

Таблица П2

Значение фактора накопления для свинца для энергий γ-излучения 0,5 и 1 МэВ

ЕG,

[МэВ]

M

[см-1]

D

1

2

4

7

10

15

20

0,5

1,7

1,24

1,42

1,69

2,00

2,27

2,65

2,73

1,0

0,51

1,37

1,69

2,26

3,02

3,74

4,81

5,86

Коэффициент ослабления γ-излучения Cs-137 (0,662 МэВ): m = 1,18 см -1.

ПРИЛОЖЕНИЕ 3

Задача 1. Источник Cs-137 помещен за свинцовый экран толщиной D = 8 см на расстоянии R = 5 см от экрана. Рассчитать максимальную активность источника при условии, что мощность дозы у внешней стенки экрана не превышает 0,6 мкЗв/ч. Коэффициент ослабления γ-излучения Cs-137 в воздухе m (0,662 МэВ ) ≈ 1·10–4 см–1.

Задача 2. Рассчитать толщину свинцового экрана, ослабляющего γ-излучение от источника Cs-137 в 10 раз без учета рассеяния γ-квантов. Как изменится мощность экспозиционной дозы от этого источника, если учесть фактор накопления?

Задача 3. Пусть свинцовый фильтр толщиной X = 5 см ослабляет мощность экспозиционной дозы γ-излучения точечного источника с Е = 1,5 МэВ до допустимого уровня. Насколько нужно увеличить толщину фильтра, если активность источника увеличить в 10 раз. Расстояние между источником и детектором постоянно. μ = 0,56 см–1.

Задача 4. Определить мощность поглощенной дозы в биологической ткани на расстоянии 2 м от точечного изотропного источника Со-60 с активностью, равной 1,85·105 Бк, при условии, что: 1) излучение полностью поглотилось в ткани; 2) слой биологической ткани равен 10 см. μ = 0,065 см–1; = 12,85 Р·см2/(ч·мКи).

Задача 5. Рассчитать экспозиционную дозу рентгеновского излучения с энергией 1 Мэв на выходе из тела пациента при рентгеноскопии грудной клетки (толщина 25 см), если на входе пучка в тело экспозиционная доза равна 6,4 Р. μ = 0,07 см–1. Рассмотреть два случая: 1) геометрию узкого пучка; 2) геометрию широкого пучка. В = 3.

Задача 6. Рассчитать дозу D внешнего облучения от источника Сs-137 с активностью А = 2 кБк, полученную человеком, находящимся на расстоянии R = 1 см от источника за время, равное 2 ч. Сравнить расчет с дозой, получаемой от естественного фона: 0,2 мкЗв/ч.

Задача 7. Рассчитать слой половинного ослабления Δ γ-излучения с энергией 3 МэВ в биологической ткани человека для геометрии: 1) узкого пучка (рассеянные фотоны не регистрируются), μ = 0,043 см–1; и 2) широкого пучка, если кратность ослабления равна 2 (рассчитывается толщина защиты из воды).

Задача 8. Определить глубину, на которую проникают в тело пациента электроны, испускаемые аппликатором из гибкого пластика площадью 4 см2. Аппликатор содержит чистый β-излучатель P-32; а также поглощенную телом человека дозу за 0,5 ч. Максимальная энергия β-частиц равна 1,712 МэВ, средняя энергия электронов – 0,694 МэВ, плотность биологической ткани ρ = 1г/см3. Активность фосфора равна 150 кБк/см2. Максимальный пробег электронов в веществе R связан с максимальной энергией частиц Е эмпирическим выражением:

Е (МэВ) = (ρR + 0,133)/0,542,

Где R выражено в сантиметрах.