Радиоактивно един литър

3.3. Изчисляване на дозата, произведен от външни източници на йонизиращо лъчение

В зависимост от това дали източникът на лъчение се намира извън или вътре в тялото, разграничат вътрешна и външна облъчване.

Източниците на излъчване могат да бъдат външни препарати, съдържащи радионуклиди с -, б -, г лъч емисии, рентгенови или грам Инсталация, ускорители на частици, неутронни ядрени реактори. С опасност външно облъчване, свързани с биологичното действие на радиация, зависи от вида и енергията на излъчване, както и активността на източника, разстоянието до това, продължителността на облъчване. Най-опасни от гледна точка на външно облъчване гр кванти и неутрони на, тъй като те имат най-висока сила на проникване.

Дозите генерира йонизиращи радиационни източници зависят плътност и емисия интензитет на ток [42, 43].

J на плътност радиация поток - брой частици, преминаващи за единица време на единица площ, разположени под прав ъгъл спрямо посоката на падане на излъчване:

където N - брой на частици или фотони; S - подложка област; т - време на експозиция.

IzlucheniyaI интензивност - количеството енергия, носена от радиационна енергия Е за единица време през единица площ ориентирани перпендикулярно на посоката на падане на излъчване:

За облъчване с дискретен спектър, където пропорцията на частици (фотони) с енергия Ei е равна на Ni. интензивност радиация е

Пълен на енергийния поток, генериран от източник на точка на активност, както и. е

където пи - броя на частици (фотони) с енергия Ei. попадащи средно с един акт на разпад.

Общият поток на излъчване се предава чрез сфера с радиус R. Следователно интензитет на излъчване поток на разстояние г от точков източник и активност е:

Общата енергия E ТОТ. поносима за излъчване време т е равно по повърхността S.

3.3.1. Доза създаден паралелно поток моноенергетичната г кванти

За изчисляване на дозите създадена от потока на грам радиация, е необходимо да се определи потреблението на енергия във формирането на еритроцитите радиация в тегловно вещества. Тази енергия може да се намери чрез известни интензитет загуби на потока г радиация поради абсорбция в слой от предварително определена дебелина вещества:

където I0 - интензивност на първоначалното радиация г; m и - коефициент на линейна абсорбция на грам радиация; г - дебелината на абсорбиращ материал слой.

Коефициентът на абсорбция на грам т-радиация и е само част от радиация затихване коефициент гр m:

където М е - превръщане коефициент ж първичен радиация в вторичното лъчение размер. Енергията, свързани с m е коефициент. не участва в създаването на дозата.

G радиация причинява обем на еритроцитите в фуражната суровина и дължина г от площта на напречното сечение е равен на S.

Ако m и г <0,1, то справедливо приближение . Следовательно:

За абсорбираната доза в материала (с равновесие условие електрон) отговаря на връзката

където D m = R DS - маса на отработен материал; R - плътността на веществото; - коефициент на абсорбция маса на грам-радиация в вещество.

Стойностите за отделните вещества, в зависимост от енергията на гама лъчи, дадени в г [44].

3.3.2. Дозата на точката на източника със сложен състав, г радиация

Да приемем, че абсорбцията на ж лъчи в средата между източника на излъчване и обекта на облъчване могат да бъдат игнорирани (за въздух, това предположение е валиден, ако разстоянието между източника и целта е не повече от 10 т). Въз основа на уравнения (3.28) и (3.34) можем да запишем израз за изчисляване на погълнатата доза от точков източник
дискретни спектър на емисиите:

Въз основа на съотношението (3.35) може да се определи мощността на дозата в вещество създаден от радиационен източник G:

Пример 3.1. Ние изчисли дозата на мощност, генерирана във въздуха на разстояние 10 cm от източника 241 Am 310 kBq активност.

Решение. г 241 Am радиация има два компонента с енергия Е1 = 26345 КЕВ (2,4%) и Е2 = 59537 КЕВ (35.8%). Тази енергия съответства на коефициентите масови усвояване на грам радиация във въздуха m ч, 1 = 0.3215 см2 / г и m ч, 2 = 0.0288 cm2 / г [44]. Според изявлението на проблема:

а = 310 kBq = 3,1 х 10 май Bq;

Е1 = 26345 КЕВ = 4,22 х 10 -15 J;

Е2 = 59537 КЕВ = 9,53 х 10 -15 J;

m ч, 1 = 0.3215 cm 2 / г = 3,215 х 10 -2 m 2 / кг;

m ч, 2 = 0.0288 cm 2 / г = 2,88 х 10 -3 m 2 / кг;

R = 10 см = 10 m -1.

Въз основа на връзката (3,36) е погълната мощност на дозата във въздуха е

Когато отработен материал лечение на въздуха в съотношение (3.36) може да се изолира количество в зависимост само от характеристиките на радионуклида:

където m часа, и - коефициент на абсорбция маса на грам радиация във въздуха.

К ж стойност се нарича йонизация постоянна или константи г радионуклид. г е константа, равна на радионуклид абсорбира доза във въздуха, генерирани от радионуклид активност Bq 1 в система гр SI 1 т. е постоянна величина Gy 2 х m / (Bq х а). Таблица. 3,7 грама даден константи за някои радионуклиди.

Пример 3.2. Изчисляваме константи г за радионуклид 60 Co.

Решение. г Co 60 радиация има следния състав: Е1 = 1,173 MeV (99,85%) и Е2 = 1,332 MeV (99,98%). Според [44], тези енергии съответстват на коефициентите на поглъщане маса на грам радиация m ч въздух, 1 = 2,71 х 10 -3 т2 / кг и т ч, 2 = 2.64 '10 -3 т2 / кг. Заместването на тези данни в уравнение (3.37), намираме:

Знаейки г е константа, може да се изчисли въз основа на уравненията (3,36) и (3,37) абсорбира проценти доза създаден от емисиите радионуклид г лъч на разстояние г от източника:

Пример 3.3. Ние изчисли абсорбираната мощност на дозата на въздух, произведен в 10гр източник на емисии cm лъч 137 Cs активност 2 х 10 5 Bq.

Решение. Според изявлението на проблема, а = 2 × 10 5 Bq; г = 0,1 м; К г = 2133 · 10 -17 m 2 · Tp / (Bq) (Таблица. 3.7). Въз основа на връзката (3,38) е равна на скоростта на доза

г К г е константа на някои радиоактивни нуклиди (Агр m х 2 / (Bq х в)) [45, 46]

Изчисляване на дози от източника на радиация характеризиращ б характеристики, свързани със свойствата на частиците Ь:

б-лъчение има непрекъснат спектър, обаче във формулите за изчисляване на средната енергия трябва да се използва б-частици

където Emax - максималната енергия б-спектър;

Трябва да се вземе под внимание абсорбцията на бета-частици във въздушния слой между източника и облъчено обекта;

при изчисляване дози от външни източници на радиация б може да бъде приблизително Предполага се, че дебелината на облъчени обект е равна на общата абсорбция слой Ь-частици Rmax.

Въз основа на уравнения (3.25) и (3.29) може да се получи експресия на общата енергия Е В е пълен с радиация абсорбира в слой е равен на максималния пробег б частиците, по време на т:

където I - б интензитет на лъчение; S - площ на абсорбиращия слой; J - радиация индукция б.

Мас вещество слой площ S (m 2) и дебелина Rmax (кг / м 2) е равен на

Тогава израз за погълнатата доза може да се запише като

За изчисляване на дозите от точков източник радиация б със сложен състав, трябва да се използва стойността на интензитета на излъчване I от връзката (3.28). Освен това, помисли радиация затихване б R във въздушния слой между източника и облъчено обект:

и при което - източник активност; т - време на експозиция; пи - броя на частиците Ь, принадлежащи към групата с най-тото максималната енергия, които имат средно един акт на разпадане; m и - линеен коефициент на отслабване на радиация във въздуха б с и-ти максимална енергия; R - разстоянието от източника на облъчени обекта; Rmax, аз - максимален пробег по въпроса
б -тата излъчване с максимална енергия.

Максимална стойност Rmax и работи маса коефициент на затихване м м б радиация в алуминий са дадени в таблица. 3.8. При изчисленията, които не изискват голяма точност, стойностите, дадени в таблица. 3.8, и се използва за други материали (например въздух и биологичната тъкан).

Максималният обхват Rmax и маса
затихване коефициенти м м б - излъчване на алуминий

Пример 3.4. Ние изчисли дозата, която получавате ръцете на експериментатора, когато се работи в продължение на 0,5 часа при разстояние от 20 см от източника (90 Sr + 90 Y) дейност 07 октомври 3,7 × Bq.

Решение. При условие, а = 3,7 × 10 юли Bq; г = 0,2 м; т = 1,8 х 10 3 сек. Характерно радиационен източник б: Етах (90 Sr) = 0,535 MeV; р (90 Sr) = 1; Етах (90 Y) = 2,26 MeV; р (90 Y) = 1. С помощта на линейна интерполация определят стойностите на коефициентите на затихване маса б радиация (90 Sr + 90 Y) в алуминиев: m m (90 Sr) ≈ 3,6 т2 / кг; m m (90 Y) ≈ 4,5 х 10 -1 m 2 / кг. Приблизително предполага, че тези стойности на масови коефициентите на затихване в алуминиев валидни за въздух изчисляват линеен затихване коефициенти m б радиация (90 Sr + 90 Y) във въздуха. Линейни и маса коефициентите на затихване са свързани с m = m m г. където г - материал плътност. За въздух R = 1,293 кг / м 3. следователно, т (90 SR) = 3,6 х 1,293 = 4,65 m -1; m (90 Y) = = 4,5 х 10 -1 х 1,293 = 5,82 х 10 -1 m -1.

Намерете стойността на максималните писти в алуминиев б радиация изотоп считат:

Rmax (90 Sr) = 1,81 кг / м 2; Rmax (90 Y) = 10,9 кг / м2.

Ние приемаме, че те са за същите стойности на максималните граници на б радиация 90 Sr и 90 Y в биологична тъкан. Заместването на тези стойности в уравнение (3.43). получаваме

Тъй като стойността на б радиация коефициент претегляне WR е равен на една, тогава еквивалентната доза за HT. който ще има ръце, равни на 25,7 мСв.