Романцов В.П., Романцова И.В., Ткаченко В.В. Сборник задач по Дозиметрии и защите от ионизирующего излучения
.pdf1.14.См. рис. О.1.
1.15.См. рис. О.2. 1 = 2 1 = 0,2 МэВ;
2 = 3 1 = 0,7 МэВ; |
3 = 3 2 = 0,5 МэВ. |
||||
|
bc A |
|
|
|
|
|
|
|
( 1) = 0,3 (20%) |
|
|
|
|
|
|
|
|
( 2) = 0,5 (30%) |
|
||||
|
|
|
|
||
|
|
( 1) = 0,2 (10%) |
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
( 2) = 0,7 (10%) |
|
|
|
|
|
|
|
( 3) = 1,0 (50%) |
|
|
( 3) = 1,0 (50%) |
|
|
|
|
|
|
||
|
|
( 3) = 0,5 (40%) |
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
( 4) = 1,1 (100%) |
c B b 1
Рис. О.2. Схема распада радионуклида bc A к задаче 1.15
1.16. Аннигиляционные фотоны образуются после торможения позитрона в веществе источника, т.е. при +-распаде. Если радио-
нуклид bc A чистый излучатель аннигиляционных фотонов, зна-
чит, все позитроны поглощаются в источнике. Когда происходит только +-распад (100 %) (рис. О.3 а), при аннигиляции позитрона испускается два -кванта с энергиями по 0,511 МэВ, в этом случае внешний выход -квантов составляет 200 %. Если же выход аннигиляционных фотонов составляет 150 %, значит, вероятность +- распада составляет не 100, а 75 %, т.е. остальные 25 % ядерных превращений приходятся на другие способы распада. Способ распада, который не сопровождается испусканием какого-либо излу-
чения и также приводит к образованию ядра |
c B , это элек- |
|
b 1 |
тронный захват (рис. О.3 б). Таким образом, в случае б) на электронный захват приходится 25 % ядерных превращений, а на +- распад – 75 % ядерных превращений.
121
|
|
|
|
|
|
|
|
а) |
|
|
|
|
|
|
|
|
c |
|
|
|
|
|
|
б) |
|
|
|
c |
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
b 1 A |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
b A |
|
|
|
|||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
100 % |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
e.c.(25%) |
|
75% |
|
||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
+ |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
b c1B |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
b c1B |
|
|
|
|
|
|||||
|
|
|
|
|
Рис. О. 3. Схемы распада радионуклида bc A к задаче 1.16 |
||||||||||||||||||||||||||||
|
|
1.17. Через время t число ядер радионуклида А1 будет равно |
|||||||||||||||||||||||||||||||
|
N N |
10 |
e 1t . |
Изменение |
числа |
ядер нуклида |
А2 составит |
||||||||||||||||||||||||||
|
|
1 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
dN2 |
|
N |
2 |
N |
2 |
. |
Получается линейное дифференциальное |
|||||||||||||||||||||||||
|
|
||||||||||||||||||||||||||||||||
|
|
dt |
|
1 |
1 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
уравнение |
|
dN2 |
2 N2 |
1 N10 e 1t , |
решение которого можно |
||||||||||||||||||||||||||||
|
|
||||||||||||||||||||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
dt |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
1 |
|
|
t |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
найти в виде19 N (t) = |
|
|
|
|
|
N |
|
e 1t |
e 2t dt = |
|
|
||||||||||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||||||||||||||||||||||
e 2t |
|
|
|
||||||||||||||||||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
2 |
|
|
|
|
|
1 |
10 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
0 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
t |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
= 1 N10 e 2t e( 2 1 )t dt |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
0 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
1 N10 e |
2 t |
e |
( |
|
2 1 )t |
1 |
1 |
N10 |
e |
1t |
e |
2t |
. |
|||||||||||||||||||
|
|
|
|||||||||||||||||||||||||||||||
|
2 1 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
2 |
1 |
|
|
|||||||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||||||||
|
|
1.18. Для двух радионуклидов закон изменения активности до- |
19 Решение линейного дифференциального уравнения типа y + P(x) y = Q(x) имеет |
|||||
вид y(x) = |
1 |
|
Q(x) (x)dx C , где (x) = |
e P ( x ) dx . Если заменить неопреде- |
|
(x) |
|||||
|
|
|
|
ленный интеграл на определенный интеграл с пределами интегрирования х0 и х, то
получится y(x0) = C.
122
черних радионуклидов выражается формулой (1.10). Продифференцировав N2(t) по dt и приравняв производную нулю, получим
|
ln |
T1 |
|
|
время t = |
T2 |
|
T1 T2 = 17,5 ч. |
|
|
|
|||
0,693 (T1 |
|
|||
|
T2 ) |
1.19.АRa(0) 3 107 Бк (используется формула (1.10)).
1.20.За время облучения t0 при изменяющейся со временем
плотности потока (t) флюенс, согласно формуле (1.18), составит
t |
|
0 |
1 e t0 = 4,67 1012 1/см2. |
|
Ф = 0 |
0 e t dt = |
|||
|
||||
0 |
|
|
||
|
|
|
1.21.АV 6,3 102 Бк/м3.
1.22.АV 9,7 Бк/л.
1.23.1,6 105 фотон/(см2 с). Здесь учтено, что в источнике
60Со испускается два -кванта на распад (1173 и 1333 кэВ), оба с ве-
роятностью 100 %.
1.24. Активность А связана с числом радиоактивных ядер N фор-
мулой (1.3). Скорость счета nсч связана с активностью образца А соотношением nсч = А = N , где постоянная распада радио-
нуклида; эффективность регистрации; выход -частиц. Отсю-
90 |
|
nсч |
6,93 10 |
9 |
( |
|
да число радиоактивных ядер Y |
N = |
|
|
и Т |
||
|
|
|||||
|
|
|
|
|
|
1/2 |
|
|
|
|
|
|
|
см. в табл. П.4).
1.25. e e 4,49 МэВ; 8,98 МэВ.
123
1.26. Число q -квантов, испускаемых изотропным источником активностью А в единицу времени, определяется формулой (1.1). Число -квантов, падающих на поверхность детектора, заключен-
ную в телесный угол |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
, составит |
q |
= |
Детектор |
|
r |
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
h |
|
|
|
4 q , где |
– |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||
телесный |
угол, под |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
которым |
детектор |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
l |
|||
«видит» |
источник |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||
|
|
|
|
|
|
R |
|
|
|
|
|||||||
(рис. О.4). По опре- |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||
|
|
Источник |
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
делению |
телесного |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||
|
Рис. О. 4. Схема эксперимента к задаче 1.26 |
|
|||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|||||||||||
угла20, = |
2 h |
, |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
|
R |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
где R – радиус шара,
h – высота шарового сегмента (h = R – l). Радиус шара R = r 2 l 2 ,
тогда |
|
|
|
h |
и q |
= |
h |
q . Отсюда активность источника |
|
|
|
|
|
||||||
|
|
|
4 |
2R |
|
|
2R |
|
|
А = |
q |
|
2R q |
4,7 105 |
Бк. Задача решается проще, если предпо- |
||||
|
h |
|
|||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
ложить, что плотность потока в любой точке диска одинакова. Это предположение практически верно, поскольку r << l. Тогда поток на поверхности F S = r2, где – плотность потока в центре диска. Для точечного изотропного источника плотность потока
20 Телесный угол – отношение площади, вырезаемой телесным углом на поверхности шара, к квадрату радиуса этого шара. Часть шара, отсекаемая от него какойнибудь плоскостью, называется шаровым сегментом. Кривая поверхность шарового сегмента S равна произведению его высоты h на окружность большого круга шара: S = 2 R h (рис. О.4).
124
находится по формуле (1.17), отсюда активность A |
4F l 2 |
4,7 105 |
|
r 2 |
|||
|
|
Бк.
1.27. 2,9 108 Бк (необходимо учесть радиоактивный распад ато-
мов источника за время облучения).
1.28. 1,1 109 1/см2.
2.1. 1). По определению 1 Р = 1 ед. СГС/см3. Так как 1 Кл = 3 109 ед. СГС и масса 1 см3 воздуха составляет m = 1,293 10-3 г (m = V =
= 1 см3 1,293 10-3 г/см3), то 1 Р = 0,333 10 9 Кл = 2,58 10-4 Кл/кг. 1,293 10 6 г
2). Заряд образующихся в воздухе ионов равен заряду электрона е = 1,602 10-19 Кл. Доза 1 Р означает, что в 1 см3 образуется заряд,
равный Q = 1 ед. СГС = 0,333 10-10 Кл. Число пар ионов Nион, возникающих в 1 см3 воздуха, равно отношению общего заряда к заряду
|
|
0,333 10 9 Кл см3 |
|
|
|
|
|||
одного иона: |
Nион = |
|
|
= 2,08 109 пар ионов/см3. |
|
||||
1,602 10 19 Кл |
|
|
|||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
||
3). В 1 г |
воздуха образуется |
Nион |
= |
2,08 109 пар ионов |
|
||||
|
|
= |
|||||||
1,293 10-3 г |
|||||||||
|
|
|
|
|
|
=1,61 1012 пар ионов/г.
4). На создание одной пары ионов в воздухе требуется в среднем 33,85 эВ. При образовании 2,08 109 пар ионов в 1 см3 воздуха поглотит-
ся энергия = 2,08 109 пар ионов 33,85 10-6 МэВ = 7,05 104 МэВ/см3 =
см 3
= 5,45 107 МэВ/г.
5). Учитывая, что 1 МэВ = 1,602 10 - 1 3 Дж , получим
1Р = 8,73 10-3 Дж/кг (Гр).
2.2.Воздушная керма Ка определяется в соответствии с формулой (2.11). Учитывая, что на образование одной пары ионов в воздухе
расходуется энергия 34 эВ, получим за год
|
5,5 |
пар ионов |
33,85 1,602 10 19 |
Дж 3,156 107 |
с |
|
|
||
|
с |
-4 |
|
||||||
K a |
|
|
|
|
|
7,3 10 |
Гр. |
||
|
1 см 3 1,293 10 6 кг см 3 |
|
|
||||||
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
|
|
|
125 |
|
|
|
|
|
2.3. Из таблицы П.7 следует, что характеристическое излучение
КХ 137Cs+140mBa имеет энергии 1 = 0,03219 МэВ ( = 0,0392) и
2 = 0,03182 МэВ ( = 0,0213). Интерполируя данные табл. П.9, находим массовые коэффициенты поглощения энергии для возду-
ха: enВ ,m (0,03219 МэВ) 0,0132 м2/кг; enВ ,m (0,03182 МэВ) 0,0135 м2/кг
(для нахождения воздушной кермы по формуле (2.27) требуется массовый коэффициент передачи энергии trВ,m , но для радио-
нуклидных источников, когда 3 МэВ, trВ,m enВ ,m ). Керма-
постоянная равна мощности воздушной кермы на расстоянии 1 м от точечного изотропного источника активностью 1 Бк, и для источника со сложным энергетическим составом определяется по
формуле (2.34). Найдем K a на расстоянии 1 м от источника ак- |
||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
тивностью 1 Бк: |
|
|
|
|
|
|||||||
|
|
1 c-1 |
|
|
|
(0,662 МэВ 0,946 0,898 0,00294 см |
2 |
/г . . .) = |
||||
K a = |
4π 1м2 |
|
||||||||||
|
|
|
|
|
|
|||||||
=21,4 10-18 Гр/c. |
|
|
Согласно формуле (2.30), керма-постоянная |
|||||||||
ГК = 21,4 |
|
аГр |
|
|
1 м 2 |
= |
21,4 аГр м2/(с Бк). |
|
|
|||
|
с |
|
|
|
||||||||
|
|
|
|
1 Бк |
|
|
|
|||||
2.4. |
|
Квантовые |
выходы гамма -линий составляют: |
(2 МэВ) = 0,98 0,9 = 0,882; (0,5 МэВ) = (1,5 МэВ) = 0,098. Для расчета ионизационной гамма-постоянной ГХ находим мощность
экспозиционной дозы X на расстоянии 1см от источника активностью 1 мКи (формула (2.27)):
X = 3,7 107 c 1 0,5 МэВ 0,098 0,0297см2 /г . . . = 9,0 Р/ч. 4 1 см2
ГХ = 9,0 Р см2/(ч мКи).
2.5.23,4 аГр м2/(с Бк).
2.6.6,06 Р см2/(ч мКи).
2.7.35,6 аГр м2/(с Бк) (учтено образование двух аннигиляционных гамма-квантов с энергией по 0,511 МэВ).
2.8. ГК 120 аГр м2/(с Бк); |
ГХ 18,2 Р см2/(ч мКи). |
2.9.5,1 аГр м2/(с Бк).
2.10.0,775 Р см2/(ч мКи).
2.11.ГК = 1,16 аГр м2/(с Бк); ГХ = 0,176 Р см2/(ч мКи).
126
2.12.31,9 аГр м2/(с Бк).
2.13.87,9 мР/ч.
2.14.0,232 мГр/ч.
2.15.Источник 51Cr имеет Т1/2 = 27,7 сут (табл. П.7), поэтому в расчетах флюенса необходимо учитывать распад источника за вре-
t |
|
t |
|
0 |
1 e t0 , |
|
мя наблюдения t0: Ф = 0 |
(t)dt |
= 0 |
0 e t dt = |
|||
|
||||||
0 |
|
0 |
|
|
||
|
|
|
|
где 0 плотность потока в начальный момент времени, постоянная распада. Тогда Ка = 426 мкГр.
2.16. Меньшую мощность воздушной кермы создает нуклид
137Cs.
2.17.1,66 мкГр/ч.
2.18.270мкГр/ч.
2.19.Используя формулы (2.23) и (1.17), получим
|
м 2 |
-13 |
|
4 109 c 1 0,5 |
|
|
Ka = 0,00279 |
|
1,602 10 |
Дж |
|
= 64 мкГр/ч. |
|
кг |
4 4 м 2 |
|||||
|
|
|
|
Задачу можно также решить по-другому: найти керма-постоянную, т.е. мощность воздушной кермы на расстоянии 1 м от источника
активностью 1 Бк (формула 2.23): |
|
|
= 1,78 10 |
-17 |
Гр/с, тогда |
||
K a |
|
||||||
ГК = 17,8 аГр м2/(с Бк). По формуле (2.32) |
|
|
|
||||
|
4 109 Бк 0,64 10 13 Гр ч/(м2 Бк) |
|
|
|
|
||
K a |
|
|
|
64 мкГр/ч. |
|
|
|
4 м2 |
|
|
|
|
|||
|
|
|
|
|
|
|
2.20.25,8 см.
2.21.I = 2,8 106 МэВ/(см2 с); = 6,93 106 1/(см2 с).
2.22.4,63 Р/ч.
2.23.Мощность экспозиционной дозы на расстоянии r от точечного изотропного источника определяется формулой (2.33). По-
скольку по условию величины мощностей экспозиционных доз от источников 60Со и 226Ra равны, можно записать
АСо ГХ(Со) = АRa ГХ(Ra). Отсюда АСо = АRa |
Г X (Ra) |
. Так как в табл. |
Г X (Co) |
П.7 даны только керма-постоянные источников ГК, для нахождения ионизационных постоянных ГХ для источников 60Со и 226Ra используется соотношение (2.36). Тогда АСо = 0,65 мКи.
2.24. Из формулы (2.37) ke = 5,22 нГр м2/с.
127
2.25.X = 33,6 Р/ч; K a = 294 мГр/ч.
2.26.1,63 мкГр/с (для решения используется формула (2.40) и энергетический эквивалент рентгена 1 Р 8,73 10-3 Гр)
2.27.K a = 13,3 нГр/с; X = 5,5 мР/ч.
2.28.2 103 нГр м2/с.
2.29.Поглощенная доза находится по формулам (2.42) – (2.46) при z = 0,1 г/см2: D(z) = 2,67 10-9 . Радионуклид 131I испускает 0,894
-частицы на один распад, т.е. 894 -частицы в секунду (формула (1.1)). Мощность поглощенной дозы, обусловленная этими-частицами, составит
D( ) 2,67 10 9 Гр/ -част. 894 -част./с 2,4 мкГр/с.
2.30. Мощность поглощенной дозы -квантов для точечного изотропного источника можно найти по формулам (2.25) и (1.17); значение массового коэффициента поглощения для биологической ткани находится интерполяцией данных, представленных в табл. П.9:
|
|
A T |
|
|
|
|
|
|
|
|
= |
en,m |
= 1,22 10 |
-8 |
Гр/с. Соотношение дозы - и -из- |
||||||
D(γ) |
|
|
||||||||
4 r 2 |
|
|||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
лучения составляет в данном случае |
D( ) |
|
2,39 10 6 Гр/с |
196 |
||||||
D( ) |
1,41 10 8 Гр/с |
|||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
(ослабление потока -квантов в ткани не учитывается, для пути 1 мм оно невелико: e l e 0,110,1 0,99 ; здесь линейный коэффициент ослабления, l = 1 мм).
3.1. Соотношение между поглощенной и экспозиционной дозами в воздухе определяется формулой (2.26), т.е. при Х = 1 Р
В |
33,85 эВ |
= 2,58 10 |
-4 |
Кл |
|
33,85 1,6 10 |
19 Дж |
= 8,73 10 |
-3 |
|
D = 1 Р |
|
|
|
|
|
|
Гр |
|||
1,6 10 19 Кл |
|
кг |
1,6 10 19 |
Кл |
|
|||||
|
|
|
|
|
|
|
(здесь 33,85 эВ – средняя энергия ионообразования в воздухе). Тогда поглощенная доза в ткани DТ (формула (2.20)) будет равна
DТ DВ 1,09 = 9,5 10-3 Гр.
Задача решается проще, если использовать энергетический эквивалент рентгена: 1 Р 8,73 10-3 Гр. Тогда можно сразу записать поглощенную дозу в воздухе DВ = 8,73 мГр.
3.2. Для тепловых нейтронов взвешивающий коэффициент излучения wR = 5 (табл. П.11), следовательно, эквивалентная доза,
128
создаваемая тепловыми нейтронами в ткани, согласно формуле (3.4), Нт.н. = 500 мкЗв. Одинаковые биологические эффекты соответствуют одинаковым эквивалентным дозам, поэтому для-квантов эквивалентная доза тоже равна 500 мкЗв. Так как для фотонов w = 1, то соответствующая по биологическому эффекту поглощенная доза в ткани фотонного излучения составит D = 500 мкГр. Для -частиц D = 25 мкГр.
3.3.25,7 мкЗв.
3.4.23 мкЗв.
3.5.E 0,32 мкЗв/с; H кож 0,37 мкЗв/с. Для расчета исполь-
зуются формулы (3.12) и (3.14), дозовые коэффициенты представлены в табл. П.13 и П.14.
3.6.46,2 мкЗв (формула (3.12) и табл. П.13).
3.7.Нкож 2 мЗв. В задаче учтено, что источник 60Со испускает два -кванта на один распад со средней энергией = 1,25 МэВ с
вероятностью 100 % (каждый); 54Mn испускает один -квант с энергией 0,835 МэВ на один распад. Отсюда плотность потока на рабочем
месте для -квантов с энергией 0,835 МэВ 1 = 13 105 фотон/(см2 с),
для = 1,25 МэВ 2 = 23 105 фотон/(см2 с).
3.8.1,2 мкЗв/ч (табл. П.17).
3.9.0,207 мЗв (табл. П.4 и П.16).
3.10.Время работы персонала гр. А составляет 1700 часов в год
(табл. П.22). За год экспозиционная доза составит X = 0,15 10-3 Р/ч1700 ч = 0,255 Р. В условиях равновесия заряженных частиц, пренебрегая энергией электронов и позитронов, затрачиваемой на образование тормозного излучения в воздухе, можно считать, что энергетически поглощенная доза в воздухе эквивалентна экспозиционной дозе, т.е. можно использовать энергетический эквивалент рентгена (1 Р8,73 10-3 Гр) для определения поглощенной дозы в воздухе, тогда DВ = = 2,23 10-3 Гр. Согласно формуле (2.20), поглощенная доза в биологической ткани (в точке) составит DТ 1,09 DВ = 2,43 мГр. Эквивалентная доза облучения фотонным излучением органа или
ткани НТ = DT w = 2,45 мГр 1 Зв/Гр = 2,43 мЗв. Эффективная доза при равномерном облучении всех органов (формула (3.6)) Е 2,4 мЗв.
129
3.11. Используя энергетический эквивалент рентгена (при условии электронного равновесия), можно найти мощность воздушной кермы
K а = 0,1510-3 8,7310-3 Гр/ч = 1,31 10-6 Гр/ч. Из соотношения (3.2), используя значения керма-коэффициента К (табл. П.13), можно найти
|
K |
|
|
|
плотность потока = |
|
= 0,95 106 |
фотон/(см2 с). Тогда |
|
K (0,3 МэВ) |
||||
|
|
|
эффективная доза (считаем облучение изотропным) за год будет равна
1
Е = t Е(0,3 МэВ; ИЗО) = 0,95 106 см2 ч 1700 ч 0,916 10-12 Зв см2
1,5 мЗв (формула (3.13) и табл. П.13), т.е. значение, рассчитанное для конкретной ситуации (дана энергия фотонов), меньше, чем полученная в задаче № 3.10 верхняя граница значения эффективной дозы (2,4 мЗв).
3.12. В условиях электронного равновесия заряженных частиц поглощенная доза практически совпадает с кермой. В таблице П.13 керма в воздухе на единичный флюенс К(1 МэВ) = 4,47 10-12 Гр см2, отсюда плотность потока = 1864 фотон/(см2 с). Мощность эффективной дозы с учетом дозового коэффициента Е для энергии-квантов 1 МэВ и геометрии ИЗО (табл. П.13) находится по формуле (3.12) и составляет E = Е(1 МэВ, ИЗО) = 21,5 мкЗв/ч.
3.13. На расстоянии 4 м поток можно полагать близким к плоскопараллельному, поэтому нужно воспользоваться дозовыми коэффициентами табл. П.13 для геометрии облучения ПЗ; E = 0,193 мкЗв/ч.
3.14.Из формулы (2.23) можно найти плотность потока фотонов
( trB,m в табл. П.9), из табл. П.13 дозовый коэффициент Е (0,5 МэВ,
ПЗ). Эффективная доза (формула (3.13)) Е = 374 мкЗв. Плотность потока фотонов также может быть получена по формуле (3.2) через керма-коэффициент К (табл. П.13).
3.15. Флюенс Ф -квантов можно найти либо из формулы (2.16), либо, используя энергетический эквивалент рентгена, из формулы (3.2). Массовые коэффициенты передачи энергии – в табл. П.9, воздушная керма на единичный флюенс К (0,3 МэВ) – в табл. П.13. Для тепловых нейтронов дозовый коэффициент – в табл. П.17, тогда эффективная доза при заданном флюенсе нейтронов находится
130