Radioactive 1 litru

3.3. Calcularea dozei produse de surse externe de radiații ionizante

În funcție de sursa de radiație se află în afara sau în interiorul corpului, distinge iradiere internă și externă.

Sursele de radiație pot fi preparate de externe care conțin radionuclizi cu -, b -, g emisie de raze, cu raze X sau g -Instalarea, acceleratoare de particule, reactoare nucleare cu neutroni. Cu pericol de radiație externă asociată cu acțiunea biologică a radiațiilor, depinde de tipul și energia radiației, precum activitatea sursei, distanța până la aceasta, durata iradierii. Cel mai periculos din punct de vedere al expunerii externe g cuante și neutronii, deoarece acestea au cea mai mare putere de penetrare.

Dozele generate surse de radiații ionizante depind de intensitatea emisiei densitatea și curentului [42, 43].

J Densitatea fluxului de radiație - numărul de particule care trec pe unitatea de timp pe unitatea de suprafață, dispuse perpendicular pe direcția de incidență a radiației:

unde N - numărul de particule sau fotoni; S - zona tampon; T - timpul de expunere.

Intensitatea IzlucheniyaI - cantitatea de energie transportată de către energia radiațiilor E pe unitatea de timp printr-o unitate de suprafață orientată perpendicular pe direcția de incidență a radiațiilor:

Pentru radiație cu un spectru discret, în care proporția de particule (fotoni) cu energie Ei este egal cu ni. Intensitatea radiației este

Plin de fluxul de energie generată de o sursă punct de activitate, de asemenea. este

unde pi - numărul de particule (fotoni) cu energie Ei. în scădere cu o medie de un act de degradare.

debit total transferat prin radiație printr-o sferă de rază r. Prin urmare, intensitatea fluxului radiației la distanță r de la o sursă punct și de activitate este:

Totală de energie E TOT. tolerată pentru timpul radiațiilor t este egal pe întreaga suprafață S.

3.3.1. Doză creat flux paralel monoenergetic g cuante

Pentru a calcula dozele create de fluxul de radiație g, este necesar să se determine energia consumată în formarea de radiații corpusculare într-o greutate substanțe. Această energie poate fi găsit prin intensitate cunoscută pierderi de debit g radiație datorită absorbției într-un strat de substanțe grosime predeterminate:

în care I0 - intensitatea radiației inițiale g; m și - un coeficient de absorbție liniară de radiație g; d - grosimea stratului de material absorbant.

Coeficientul de absorbție al g m-radiații și este doar o parte a radiației coeficient de atenuare g m:

unde m s - coeficientul de conversie g radiație primară în cuantică radiație secundară. Energia asociată cu coeficient m s. nu participă la crearea dozei.

radiație energetică G determinând volumul corpuscular în materialul de alimentare și lungimea d a suprafeței secțiunii transversale este egală cu S.

Dacă m și d <0,1, то справедливо приближение . Следовательно:

Pentru doza absorbită în materialul (cu echilibrul proviso de electroni) satisface relația

unde D m = dS r - masa materialului iradiat; r - densitatea substanței; - coeficientul de absorbție în masă a g radiație în substanța.

Valorile pentru diferitele substanțe în funcție de energia razelor gamma date în g [44].

3.3.2. Doza sursei punctiforme cu o compoziție complexă g -radiation

Să presupunem că absorbția razelor g în mediu între sursa de radiații și obiectul de iradiere poate fi ignorat (pentru aer, această ipoteză este valabilă în cazul în care distanța dintre sursă și obiect nu este mai mare de 10 m). Pe baza ecuațiilor (3.28) și (3.34) putem scrie expresie pentru calcularea dozei absorbite dintr-o sursă punctuală
Spectrul de emisie discret:

Pe baza raportului (3.35) putem determina rata dozei într-o substanță creată de sursa de radiație g:

Exemplul 3.1. Se calculează doza de energie generată în aer la o distanță de 10 cm de la sursa 241 Am 310 activitate kBq.

Decizie. radiație g 241 Am are două componente cu energii E1 = 26345 keV (2,4%) și E2 = 59537 keV (35,8%). Această energie corespunde coeficienților masice de absorbție a radiațiilor în g m am aer, 1 = 0.3215 cm2 / g și m pm, 2 = 0,0288 cm2 / g [44]. Conform declarației problemei:

a = 310 kBq = 3,1 x 10 Mai Bq;

E1 = 26345 keV = 4,22 x 10 -15 J;

E2 = 59537 keV = 9,53 x 10 -15 J;

m am, 1 = 0.3215 cm2 / g = 3,215 x 10 -2 m 2 / kg;

m am, 2 = 0,0288 cm2 / g = 2,88 x 10 -3 m 2 / kg;

r = 10 cm = 10 m -1.

Pe baza relației (3.36) este rata dozei absorbite în aer este

Atunci când materialul iradiat tratează aerul într-un raport de (3,36) poate fi izolat cantitate depinzând numai de caracteristicile radionuclidul:

în care m am, i - coeficientul de absorbție în masă a g radiație în aer.

Valoarea K g se numește o constantă de ionizare sau constantele g radionuclid. g este o constantă egală cu radionuclid doza absorbită în aer generat de o activitate radionuclid Bq 1 la sistem g SI 1 m. are o constantă dimensiune Gy 2 x m / (Bq × s). Tabel. 3,7 g dat constante pentru unii radionuclizi.

Exemplul 3.2. Se calculează constantele g pentru radionuclid 60 Co.

Decizie. g Co 60 radiație are următoarea compoziție: E1 = 1.173 MeV (99,85%) și E2 = 1.332 MeV (99.98%). Conform [44], aceste energii corespund coeficienților de absorbție în masă de g radiație la m am aer, 1 = 2,71 x 10 -3 m 2 / kg si m am, 2 = 2,64 m 2 -3 '10 / kg. Înlocuind aceste date în ecuația (3.37), vom găsi:

Știind g este o constantă, poate fi calculată pe baza ecuațiilor (3.36) și rata de doză (3,37) absorbită creată de radionuclid de emisie g ray, la o distanță r de la sursa:

Exemplul 3.3. Se calculează doza absorbită în aer produs la 10 g sursă de emisie de raze cm activitate 137 Cs 2 x 10 5 Bq.

Decizie. Conform declarației problemei, a = 2 x 10 5 Bq; r = 0,1 m; K g = 2,133 · 10 -17 m 2 · Tp / (Bq) (Tabel. 3.7). Pe baza relației (3.38) este egală cu rata dozei

g K g este constanta unor nuclizi radioactivi (Agr m × 2 / (Bq × c)) [45, 46]

Calcularea dozelor din sursa de radiație caracterizate caracteristici b asociate cu proprietățile particulelor b:

b-radiație are un spectru continuu, cu toate acestea, în formulele de calcul al energiei medii trebuie utilizat b -particles

unde Emax - maxime b-spectrul energetic;

Acesta ar trebui să ia în considerare absorbția b-particulelor din stratul de aer dintre sursa și obiectul iradiat;

la calcularea dozelor surselor de radiații externe b poate presupune aproximativ că grosimea obiectului iradiat este egal cu strat de absorbție totală b -particles Rmax.

Pe baza ecuațiilor (3.25) și (3.29) se poate obține o expresie pentru energia totală E b este plin de radiații absorbite într-un strat egal cu particulele maxime kilometraj b, în ​​timpul t:

unde I - b intensitatea radiațiilor; S - suprafața stratului absorbant; j - densitatea fluxului de radiație b.

Zona de masa stratului de substanță S (m 2) și grosime Rmax (kg / m2) este egal cu

Apoi expresia pentru doza absorbită poate fi scrisă ca

Pentru a calcula dozele de radiații surse punctiforme b cu o compoziție complexă ar trebui să utilizeze valoarea intensității radiației I din relația (3.28). În plus, ia în considerare radiațiile atenuare b r în stratul de aer între sursa și obiectul iradiat:

și în care - activitatea sursei; T - timpul de expunere; pi - numărul de particule b aparținând grupului cu energia maximă i-lea, care au o medie de un act de degradare; m i - coeficientul liniar de atenuare a radiației în aer b cu energie maximă i-lea; r - distanța de la sursa la obiectul iradiat; Rmax, i - kilometraj maxim în materie
b i -lea radiații cu o energie maximă.

Valoarea maximă Rmax și se execută masa coeficient de atenuare m m b -radiation din aluminiu sunt date în tabelul. 3.8. În calculele care nu necesită o mare precizie, valorile date în tabelul. 3.8, și utilizate pentru alte materiale (de exemplu, aer și țesutul biologic).

Intervalul maxim Rmax și masa
Atenuarea Coeficienți m m b - radiația din aluminiu

Exemplul 3.4. Vom calcula doza care primesc mâinile experimentatorului atunci când funcționează timp de 0,5 ore la o distanță de 20 cm de la sursa de activitate (90 Sr + 90 Y) Octombrie 7 3,7 × Bq.

Decizie. Cu condiția, a = 3,7 × 10 iulie Bq; r = 0,2 m; t = 1,8 x 10 3 s. Caracteristica sursă de radiație b: Emax (90 Sr) = 0,535 MeV; p (90 Sr) = 1; Emax (90 Y) = 2,26 MeV; p (90Y) = 1. Prin interpolare liniară determină valorile masei coeficienților de atenuare b -radiation (90 Sr + 90 Y) din aluminiu: m m (90 Sr) ≈ 3,6 m 2 / kg; m m (90Y) ≈ 4,5 × 10 -1 m 2 / kg. Aproximativ presupunând că aceste valori ale coeficienților de atenuare în masă din aluminiu valabile pentru aer calcula coeficienții de atenuare m b -radiation liniar (90 Sr + 90 Y) în aer. Coeficienții liniare și de atenuare în masă sunt legate de m = m m r. în care r - material de densitate. Pentru aer r = 1.293 kg / m 3, în consecință, m (90 Sr) = 3,6 x 1,293 = 4,65 m -1; m (90 Y) = = 4,5 × 10 -1 x 1,293 = 5,82 x 10 m -1 -1.

Găsiți valoarea ruleaza maxime din aluminiu b radiații izotop luate în considerare:

Rmax (90 Sr) = 1,81 kg / m2; Rmax (90 Y) = 10,9 kg / m2.

Presupunem că acestea sunt aproximativ aceleași valori ale intervalelor maxime ale b radiații 90 Sr și 90 Y în țesutul biologic. Înlocuind aceste valori în ecuația (3.43). obținem

Deoarece valoarea b radiație coeficient de ponderare WR este egal cu unu, atunci doza echivalentă pentru HT. care va avea mâini, egal cu 25.7 mSv.