Добавил:
Upload Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз: Предмет: Файл:
Рад. экол. часть1.doc
Скачиваний:
22
Добавлен:
18.03.2016
Размер:
699.39 Кб
Скачать

1 Радиоактивность, дозиметрические величины

и единицы их измерения (2 часа)

Явлению радиоактивности сопутствуют ионизирующие излучения, которые способны вызывать разнообразные изменения в биологических системах в зависимости от состава и свойств испускаемых частиц, а также от количества энергии поглощаемой живыми тканями.

Цель занятия. Закрепление знаний о явлении радиоактивности, ознакомление с основными дозиметрическими величинами, усвоение связи между ними и единицами их измерения.

Вопросы, подлежащие изучению:

  1. Радиоактивность и единицы активности.

  2. Взаимосвязь между активностью и массой радионуклида.

  3. Величины и единицы в дозиметрии ионизирующих излучений.

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 = λN, (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: Nt = N0·e-λt , (1.2)

где N0 – число радиоактивных ядер в начальный момент времени, а Nt - 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 T1/2 – время, в течение которого активность (или число радиоактивных ядер) в среднем уменьшается вдвое: T1/2 = 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 Т1/2, 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

0,9

5

0,25

1

0,1

6

0,8

2

0,4

7

0,86

3

0,3

8

0,2

4

0,67

9

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 T1/2 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 · AT1/2 · A; m=a2 · AT1/2 · A;

где А - атомная масса; T1/2–период полураспада; a1 и а2 - константы в зависимости от единиц, в которых выражается Т1/2 (период полураспада) и А (активность) в беккерелях и кюри соответственно.

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

А =в1 · m/A·T1/2 ; А =в2 · m/A·T1/2 ;

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

0

K

12,4 ч

5

Sr

28,1 год

1

Co

45 сут.

6

Cs

30 лет

2

Po

138,4 сут.

7

P

14,3 сут.

3

U

4,51·109 лет

8

I

8,05 сут.

4

Th

1,41·1010 лет

9

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

2

3

4

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.

  1. 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.

  1. 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.

  2. 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.

  1. 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 ki и Di - 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

1

1

10

3

10

20

20

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.

  1. 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.

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

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

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

  1. 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?

Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]