Студопедия
Случайная страница | ТОМ-1 | ТОМ-2 | ТОМ-3
АвтомобилиАстрономияБиологияГеографияДом и садДругие языкиДругоеИнформатика
ИсторияКультураЛитератураЛогикаМатематикаМедицинаМеталлургияМеханика
ОбразованиеОхрана трудаПедагогикаПолитикаПравоПсихологияРелигияРиторика
СоциологияСпортСтроительствоТехнологияТуризмФизикаФилософияФинансы
ХимияЧерчениеЭкологияЭкономикаЭлектроника

Указания к выполнению заданий. Радиоактивность – самопроизвольное превращение (распад) неустойчивых атомных ядер

Читайте также:
  1. II. Выполнение контрольных заданий и оформление контрольной работы
  2. III. Рекомендации по выполнению заданий по самостоятельной работе
  3. Instructions – Указания
  4. XIII. Требования к выполнению санитарных правил
  5. Вводные методические указания
  6. Виды заданий и график их выполнения
  7. Высказывания без указания конкретной ситуации или конкретного человека

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
  0,9   0,25
  0,1   0,8
  0,4   0,86
  0,3   0,2
  0,67   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 · A T1/2 · A; m=a2 · A T1/2 · 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
  K 12,4 ч   Sr 28,1 год
  Co 45 сут.   Cs 30 лет
  Po 138,4 сут.   P 14,3 сут.
  U 4,51·109 лет   I 8,05 сут.
  Th 1,41·1010 лет   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.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.

2. 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.

 

3. 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.

4. 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.

5. 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  

 

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.

6. 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.

7. 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).

8. 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?

 


Дата добавления: 2015-07-18; просмотров: 113 | Нарушение авторских прав


Читайте в этой же книге: Методы и приборы контроля радиоактивного загрязнения | Порядок работы с прибором | Пример. |
<== предыдущая страница | следующая страница ==>
Радиоактивность, дозиметрические величины| Коллективные дозы. Основные дозовые нормативы.

mybiblioteka.su - 2015-2024 год. (0.019 сек.)