 |
Дозиметрия отдельных видов излучения
|
|
|
|
Дозиметрия γ- излучения. Для оценки ионизирующего действия γ- излучения используется понятие ионизационной постоянной. Ионизационная постоянная радиоактивного изотопа определяется как мощность дозы, создаваемая не фильтрованным γ- излучением точечного источника активностью в 1 мКи на расстоянии 1 см.
Ионизационная постоянная для одной монохроматической линии определяется из выражения
, (6)
где hv – энергия кванта, МэВ; τ - коэффициент фотоэлектрического поглощения в воздухе, см-1; σ - коэффициент поглощения при комптоновском рассеянии в воздухе (с учетом вторичного взаимодействия), см-1.
Постоянный множитель возник при переходе к единицам, используемым в дозиметрии (мКи, ч, Р и МэВ).
На рис. 1 и в табл. 2 приведена зависимость Kγ от энергии γ- квантов для некоторых радиоактивных изотопов.
Таблица 2
| Изотоп | T1/2 | Eγ, МэВ | Kγ, Р×см2 /(мКи×ч) |
| 24Na | 14.9 ч | 1.368; 2.753 | |
| 60Со | 5.3 года | 1.173; 1.332 | 13.5 |
| 131J | 8 дней | Сплошной спектр | 2.6 |
| 134Cs | 2.3 года | То же | 11.5 |
| 137Cs | 33 года | 0.6616 | 4.0 |
| 152Eu+154Eu | 15 лет | Сплошной спектр | 5.5 |
| 170Tm | 127 дней | 0.084 | 0.47 |
| 192Iг | 78 дней | Сплошной спектр | 2.7 |
| 226Ra | 1617 лет | То же | 8.4 |
Дозиметрия β- излучения. При дозиметрии β- излучения следует различать:
1) дозиметрию β- источников, введенных в организм;
2) дозиметрию внешних потоков β- излучения.
При дозиметрии β- источника, введенного в организм, необходимо знать:
1) период полураспада;
2) схему распада радиоактивного изотопа и среднюю энергию β- частиц;
3) концентрацию радиоактивного изотопа в облучаемом органе и геометрическую функцию его распределения;
4) вид функции выведения изотопа из органа.
Чтобы вычислить мощность дозы, предположим, что радиоактивный изотоп распределен в веществе (ткани) Равномерно и пробег электронов мал по сравнению с размерами области (органа), где распределен изотоп. Тогда энергия, поглощенная 1 г вещества, равна энергии β- частиц, испущенных 1 г вещества. Мощность дозы для концентрации 1 мКи/г равна
|
|
|
P=З.7×1071.6×10-8× E (рад/ч), (7)
где E - средняя энергия β- частиц, МэВ.
Так как накопление радиоактивного вещества обычно происходит быстрее выделения, а выделение идет наряду с радиоактивным распадом, необходимо учитывать эффективный период полувыделения:
, (8)
где T 1/2 - период полураспада; Т σ - период полувыделения радиоактивного вещества.
Если C 0 - начальная концентрация, то
. (9)
Доза внешних потоков β- излучения измеряется тонкостенными камерами из материала с малым порядковым номером Z.
Ионизационные постоянные для β- излучения вычисляются так же, как и ионизационные постоянные для γ- излучения (доза от 1 мКи на расстоянии 1 см в 1 ч).
Дозиметрия α- частиц и протонов. Путь протонов, α- частиц и более тяжелых ионов в веществе приблизительно прямолинеен вплоть до полной остановки. Число частиц одинаковой энергии, падающих параллельным пучком на вещество, остается постоянным на всем пути и резко уменьшается лишь в конце пути.
С уменьшением энергии энергетические потери и ионизирующая способность α- частиц и протонов, как и электронов, увеличивается. В конце пробега удельная ионизация достигает максимума и быстро падает до нуля. Максимум ионизации α- частиц соответствует энергии 0.6 МэВ, протонов – 0.15 МэВ. Средняя энергия, необходимая для образования пары ионов в воздухе, составляет 32.5 эВ. Из-за малого рассеяния тяжелых частиц кривые распределения глубинных доз (для параллельного пучка частиц) имеют отчетливо выраженный максимум вблизи конца пробега. Мощность поглощенной дозы для 1 мКи радиоактивного α- источника равна
|
|
|
P=2.11×10-3× E (рад/ч), (10)
где Е - энергия α- частицы, МэВ.
Дозиметрия нейтронного излучения. Нейтроны, как правило, не испускаются при распаде радиоактивных изотопов, но очень часто возникают при ядерных реакциях. На практике нейтронное излучение сопровождает работу ускоряющих и энергетических ядерных установок. Не имеющие заряда нейтроны не вызывают непосредственного биологического эффекта. При соударениях с легкими ядрами (типа ядер водорода) нейтроны высоких энергий передают последним часть своей кинетической энергии, при этом атомы теряют свои орбитальные электроны и при движении в среде вызывают ее ионизацию.
Медленные нейтроны вызывают активацию ядер окружающей среды, беспрепятственно проникая сквозь кулоновский барьер. Ядро, поглотившее нейтрон, увеличивает на единицу свое массовое число, т. е. становится новым изотопом элемента и при том, как правило, неустойчивым. Его распад сопровождается испусканием заряженной частицы и иногда γ- квантами, которые опять-таки вызывают ионизацию.
По своему воздействию на человеческий организм нейтроны делятся на две энергетические группы:
а) медленные нейтроны с энергией 0-20 МэВ;
б) быстрые нейтроны с энергией более 20 МэВ. Защита от нейтронного излучения осуществляется в
Два этапа.
1 этап. Замедление нейтронов до энергий 0.1-0.01 эВ
(тепловые нейтроны). В качестве замедлителей используются водородосодержащие вещества (парафин, йода органические пластмассы и т. д.) и графит.
2 этап. Поглощение тепловых нейтронов. В качестве поглотителей можно выбрать любое вещество с большим сечением захвата (чаще всего используется кадмий, бон и их химические соединения).
|
|
|
