Контрольная работа: Физические величины характеризующие поля ионизирующих излучений

Севастопольский Национальный Университет ядерной энергии и промышленности

Контрольная работа №1

по учебной дисциплине

Дозиметрия и радиационная безопасность на атомных электрических станциях

на тему:

Физические величины, характеризующие поля ионизирующих излучений

Выполнил:

Студент 4-го курса

заочного обучения

Васильчук В.В.

Севастополь 2006

Введение

Прикладная ядерная физика, ядерные технологии и промышленное использование источников ионизирующих излучений находят все более широкое применение в различных областях науки и техники. Дозиметрия ионизирующих излучений является самостоятельным разделом прикладной ядерной физики. Методы дозиметрии и зашиты от ионизирующих излучений применяются везде, где производятся работы с радиоактивными источниками, в атомной энергетике при проектировании, эксплуатации и снятии с эксплуатации ядерных энергетических установок.

Физические величины, характеризующие поля ионизирующих излучений

Впервые Международная система единиц была принята Генеральной конференцией по мерам и весам в 1960 г. В СИ большое внимание уделено и совокупности дозиметрических и радиационных величин, применяемых в области ионизирующих излучений. В качестве меры скорости спонтанного перехода из определенного энергетического состояния нуклида (т.е. активности радионуклида) была введена единица — "беккерель" (Бк) или, что то же самое, "обратная секунда" (с^-1 ). Для измерения поглощенной дозы была введена единица " джоуль на килограмм" (Дж/кг), получившая название "грей". Для обозначения единицы эквивалентной и эффективной эквивалентной доз было введено специальное наименование "зиверт".

Имеется ограниченная группа внесистемных единиц, которые не всегда можно заменить единицами СИ. Поэтому они допущены к применению без ограничения срока наряду с единицами СИ. Это, например, единицы: литр (л) для объема и вместимости; градус (...°), минута (...'), секунда (...'') для плоского угла; минута (мин), час (ч), сутки (сут.) и др., получившие широкое распространение единицы для времени. Особо можно отметить разрешение на применение без ограничения срока внесистемную единицу энергии электрон-вольт (эВ) и ее десятичные кратные единицы. Электрон-вольт удобно использовать применительно к энергии отдельных ионизирующих частиц. Для суммарной энергии ионизирующих частиц (макропроцессы) рекомендуется единица СИ джоуль и ее десятичные и дольные единицы.

До принятия системы СИ имело место приблизительное числовое равенство между величинами экспозиционной дозы в воздухе и поглощенной дозы в ткани, т.к. 1 P был равен примерно 1 рад. В СИ такого приблизительного числового соответствия нет (1 P = 2,58·10^-1 (Кл/кг)). Поэтому для характеристики поля излучения в отсутствии объекта излучения стало целесообразнее использовать такие величины как, воздушная керма или плотность потока частиц и т.д.. Аналогичные трудности наблюдались и при практическом использовании в СИ таких величин, как гамма-постоянная радионуклида и гамма-эквивалент источника, так или иначе связанных с экспозиционной дозой. Поэтому принято решение отказаться от использования экспозиционной дозы как дозиметрической величины, а величины гамма-постоянная радионуклида и гамма-эквивалент источника заменить величинами керма- постоянная радионуклида и керма-эквивалент источника соответственно.

Однако, необходимо помнить, что во всем мире к настоящему времени опубликован уникальный по своей научной ценности суммарный материал о биологическом действии ионизирующих излучений и уровнях радиационного воздействия на человека от естественного радиационного фона или от результатов деятельности человека, и что в большинстве этих работ уровень радиационного воздействия выражен в единицах рентген, рентген в секунду и т.д.. Поэтому, еще в течение длительного времени, будет возникать необходимость сравнения значений новых и ранее полученных результатов.

На территории СССР в 1981 г. утвержден ГОСТ8.417-81 "Единицы физических величин", который подтверждает введение Международной системы единиц физических величин в действие как обязательной.

Введением этого ГОСТа в переходной период с 1 января 1982 г. по 1 января 1990 г. осуществлено изъятие из обращения всех основных широко ранее использовавшихся внесистемных единиц активности и дозовых характеристик поля излучения. Среди них: единицы кюри для активности радионуклида в источнике, рентген — для экспозиционной дозы фотонного излучения, миллиграмм-эквивалент радия — для нестандартной величины гамма-эквивалента источника, рад — для поглощенной дозы и кермы, бэр — для эквивалентной дозы и производные от них единицы. На территории Украины, с принятием нормативного документа "Нормы радиационной безопасности Украины. НРБУ-97", С 1997 года обратно вводится в обращение подавляющее большинство из названных выше внесистемных единиц (Кюри, Рентген, рад, бэр и т. д. Единицы Кюри — для активности радионуклида в источнике; Рентген — для экспозиционной дозы фотонного излучения; рад — поглощенной дозы; бэр — для эквивалентной дозы; производные от них единицы). Учитывая это и то, что еще многие годы в опубликованных ранее монографиях, статьях, отчетах специалисты будут встречаться с названными выше внесистемными единицами, они рассматриваются в "Пособии" вместе с единицами СИ. Таблица 1. позволит легко осуществить переход от внесистемных единиц к единицам СИ.

При работе с радиоактивными веществами наиболее существенным является не масса радионуклида, а его активность.

Активность радионуклида в источнике А — отношение числа спонтанных (самопроизвольных) ядерных превращений dN, происходящих в источнике за интервал времени dt, к этому интервалу:

А = dN/dt. (1)

Таблица 1. Соотношение между единицами СИ и внесистемными единицами в области радиационной безопасности

В системе СИ единица измерения активности имеет специальное название беккерель (Бк) и имеет размерность обратной секунды (с^-1 ). Беккерель равен активности радионуклида в источнике, в котором за время 1 с происходит одно спонтанное ядерное превращение.

Внесистемной единицей активности является кюри (Ки). Кюри — активность радионуклида в источнике, при которой в 1 с происходит 3,7·10¹⁰ спонтанных ядерных превращений. Такое число ядерных превращений происходит в 1 секунду в 1 г ²²⁶ Ra. Связь между внесистемной единицей активности кюри и беккерелем следующая:

1 Ки = 3,7·10¹⁰ Бк; 1 Бк = 2,7·10^-11 Ки. (2)

Приведем практичное выражение соотношения, связывающего массу (т) радионуклида в граммах (г) (без учета массы неактивного носителя) с его активностью в беккерелях:

m=3,3·10^-3 ·Μ·Τ_1/2 ·A, (3)

где, M—массовое число радионуклида; Т_1/2 — период полураспада радионуклида в секундах.

Единицами поверхностной и линейной активности являются в СИ соответственно Бк/м² и Бк/м.

Характеристики поля излучения

Энергетическое и пространственно-временное распределения ионизирующего излучения в среде изменяется в процессе его взаимодействия с веществом. Для установления закономерностей этих изменений необходимо знать, сколько частиц или фотонов, с какой энергией и в каком направлении проходят в каждой точке пространства, т.е. необходимо иметь представление о поле излучения.

При решении практических задач относительно часто используются следующие характеристики поля ионизирующего излучения:

Поток ионизирующих частиц (фотонов) F — отношение числа ионизирующих частиц dN, проходящих через данную поверхность за интервал временна, к этому интервалу:

F = dN/dt. (4)

Единица потока частиц — имеет размерность обратной секунды (с^-1 ) и равна потоку ионизирующих частиц, при котором через данную поверхность проходит одна частица за 1 с. Аналогично — поток энергии ионизирующих частиц:

F_w =dw/dt, (5)

где, dw — суммарная энергия (исключая энергию покоя) всех ионизирующих частиц, проходящих через данную поверхность за интервал времени dt.

Единица потока энергии ионизирующих частиц в СИ — джоуль в секунду (Дж/с) или ватт (Вт); внесистемная единица — электрон-вольт в секунду (эВ/с).

Флюенс (перенос) ионизирующих частиц (фотонов) Φ — отношение числа ионизирующих частиц dN, проникающих в объем элементарной сферы, к площади поперечного сечения ds этой сферы:

Ф = dN/ds. (6)

Единица флюенса частиц в СИ — м^-2 . Он равен флюенсу, при котором в сферу с площадью поперечного сечения 1 м² проникает одна частица. Более предпочтительная единица — см^-2 . Соответственно флюенс (перенос) энергии ионизирующих частиц Ф_w

Ф_w =dw/ds. (7)

Единица флюенса энергии ионизирующих частиц в СИ — Дж/м² , но более предпочтительная на практике единица — МэВ/см² .

Плотность потока ионизирующих частиц φ — отношение потока ионизирующих частиц dF, проникающих в объем элементарной сферы, к площади поперечного сечения ds этой сферы:

(8)

Единица плотности потока частиц в СИ — с^-1 ·м^-2 . Более предпочтительная на практике внесистемная единица — с^-1 ·см^-2 .

Плотность потока энергии ионизирующих частиц (интенсивность ионизирующих частиц) I — отношение потока энергии ионизирующих частиц dF_w , проникающего в элементарную сферу, к площади ее центрального сечения ds:

I=dF_w /ds. . (9)

Единица интенсивности в СИ — Дж/(с·м² ) или (Вт/м² ). Более предпочтительная на практике единица — МэВ/(см² ·с).

К характеристикам поля излучения можно также отнести энергетический спектр ионизирующих частиц. Источники излучения, испускающие частицы или γ-кванты только одной энергии, называются моноэнергетическими. Таких источников очень немного. Значительно чаще источники испускают частицы или γ-кванты разных энергий. Спектр излучения таких источников может быть сплошным с какой-либо граничной (максимальной) энергией или дискретным.

Дозовые характеристики поля излучения

Ионизация и возбуждения атомов среды — это те эффекты, которые определяют величину воздействия излучения на биологические объекты. Эти эффекты однозначно связаны с поглощенной энергией излучения в веществе. Поэтому основной физической величиной, определяющей степень радиационного воздействия, является поглощенная доза ионизирующего излучения.

Поглощенная доза ионизирующего излучения D — отношение средней энергии dw, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме.

D = dw/dm. (10)

В единицах СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж·кг^-1 ), и имеет специальное название — грей (Гр). Грей равен поглощенной дозе ионизирующего излучения, при которой веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующего излучения любого вида равная 1 Дж. В практике еще используется внесистемная единица поглощенной дозы — рад. 1 рад = 100 эрг/г = 0,01 Дж/кг = 0,01 Гр.

В биологических тканях поглощенная доза распределяется неравномерно (например, по глубине). Для исключения превышения допустимых доз, в качестве тканевых доз принимаются их максимальные значения. Когда говорят "тканевая доза", имеют ввиду поглощенную дозу в мягкой биологической ткани, весовой состав которой принимают следующим, в %: водород — 10,1; углерод — 11,1; азот — 2,6; кислород — 76,2.

Величина поглощенной дозы излучения зависит от свойств излучения и поглощающей среды. При этом биологическое действие одной и той же дозы различных видов излучения не одинаковое.

Мощность поглощенной дозы ионизирующего излучения P — отношение приращения поглощенной дозы dD за интервал времени dt к этому интервалу:

P = dD/dt (11)

В системе СИ единица мощности поглощенной дозы 1 Гр/с = 1 Дж/(с·кг) = 1 Вт/кг. Внесистемная единица мощности поглощенной дозы 1 рад/с.

Как правило, в практической области радиационной безопасности масштабы измеряемых величин D, P таковы, что оказывается более предпочтительно использовать такие дробные единицы измерения: мГр, мГр/с соответственно.

Иногда для исключения некоторых неопределенностей требуется такая характеристика излучения по его воздействию на среду, которая была бы однозначно связана с параметрами поля излучения, например, с плотностью потока энергии. Для этих целей введена специальная величина керма К — отношение суммы первоначальных кинетических энергий dE_K всех заряженных частиц, образовавшихся под действием косвенно ионизирующего излучения в элементарном объеме вещества, к массе в этом объеме:

K = dE_K /dm. (12)

Керма применима, как для фотонов, так и для нейтронов в любом диапазоне доз и энергий излучения. Керму измеряют в тех же единицах, что и поглощенную дозу (Гр и рад).

Соответственно мощность кермы есть отношение приращения кермы dK за интервал времени dt к этому интервалу времени:

= dK/dt. (13)

Ее единицы измерения соответственно (Гр/с и рад/с).

Исторически первым, в качестве дозовой характеристики поля ионизирующего излучения, было развито понятие экспозиционной дозы. Оно введено для оценки поля фотонного излучения с энергией в диапазоне 1 кэВ — 3 МэВ.

Экспозиционная доза D_эксп — это отношение суммарного заряда dQ всех ионов одного знака, созданных в воздухе при полном торможении всех вторичных электронов, образованных фотонами в элементарном объеме воздуха, к массе воздуха dm в этом объеме:

D_эксп ⁼ dQ/dm. (14)

Т.к. эффективные атомные номера воздуха и биологической ткани близки, воздух принято считать тканеэквивалентной средой для фотонного излучения.

Единица экспозиционной дозы в СИ — кулон на килограмм (Кл/кг). Однако, как отмечалось выше, экспозиционную дозу рекомендовано изъять из обращения, и поэтому в дальнейшем, в случае необходимости, эта величина должна приводиться во внесистемных единицах, как это и сложилось на практике,

Рентген — экспозиционная доза фотонного излучения при прохождении которого через 0,001293 г [масса 1 см³ сухого атмосферного воздуха при нормальных условиях (0⁰ C; 0,1013 MПa)] воздуха в результате завершения всех ионизационных процессов в воздухе создаются ионы, несущие одну электростатическую единицу количества электричества каждого знака. Отметим связь единиц:

1P = 2,58·10^-4 Кл/кг. (15)

В условиях лучевого равновесия, т.е. такого состояния ионизирующего излучения и среды, когда поглощенная энергия излучения в некотором объеме среды равна сумме кинетических энергий ионизирующих частиц в том же объеме, внесистемной единице 1 P соответствует поглощенная доза 0,873 рад в воздухе или 0,95 рад в биологической ткани. Поэтому с погрешностью до 5% экспозиционную дозу в рентгенах и поглощенную дозу в радах можно считать совпадающими.

Мощность экспозиционной дозы (фотонного излучения) P_эксп — отношение приращения экспозиционной дозы dD_эксп за интервал времени dt к этому интервалу времени:

P_эксп = dD_эксп /dt· (16)

В СИ единица мощности экспозиционной дозы — ампер на килограмм (А/кг). Внесистемной единицей мощности экспозиционной дозы является (Р/с) — это такая мощность экспозиционной дозы, при которой за 1 с создается экспозиционная доза 1 P. Коэффициент связи между этой единицей и системной единицей тот же, что и для экспозиционной дозы.

Соотношение между системными единицами экспозиционной и поглощенной доз: 1 Кл/кг соответствует поглощенная доза 33,85 Гр в воздухе или 36,9 Гр в биологической ткани. Тогда как значение экспозиционной дозы в рентгенах и поглощенной дозы в радах отличаются во внесистемных единицах всего лишь в 1,14 раза. Соотношение же между системными и внесистемными единицами экспозиционной дозы и мощности дозы не равны целому числу, что затрудняет их совместное использование. Все это может быть причиной многочисленных ошибок. Поэтому и по ряду других причин (в соответствии с принятыми за рубежом рекомендациями) экспозиционная доза подлежит изъятию из употребления. В случае отступления в практике от этой рекомендации, следует указывать значения экспозиционной дозы и ее мощности во внесистемных единицах (P, Р/с или в соответствующих десятичных, дольных и кратных единицах) значения этих величин в единицах СИ (Кл/кг, А/кг и в их десятичных, дольных и кратных единицах) приводить не следует. Все вышесказанное распространяется и на использование гамма-постоянной (постоянной мощности экспозиционной дозы).

Биологический эффект для разных видов ионизирующих излучений не одинаков при прочих равных условиях, в том числе, при одинаковой поглощенной дозе. Оказывается важно не только количество ионов, образованных в единице массы биологической ткани, но и то, как распределены эти ионы по длине пути, т.е. осуществлена линейная плотность ионизации. Ее однозначно характеризует линейная передача энергии (ЛПЭ) излучения, L — отношение полной энергии dE, переданной веществу заряженной частицей вследствие столкновений на элементарном пути dl, к длине этого пути:

L =dE/dl (17)

В качестве единицы измерения ЛПЭ используется килоэлектронвольт на микрометр воды, 1 кэВ/мкм: 1 кэВ/мкм = 0,16 нДж/м.

Для оценки радиационной опасности излучения произвольного состава при хроническом облучении человека в малых дозах (в дозах, не превышающих пяти предельно допустимых годовых доз при облучении всего тела человека) вводится понятие эквивалентной дозы. Эквивалентная доза ионизирующего излучения H — основная дозиметрическая величина равная произведению поглощенной дозы в на средний коэффициент качества ионизирующего излучения в данном объеме биологической ткани стандартного состава:

H = в ·. (18)

Единицей эквивалентной дозы в СИ является Зиверт (Зв). Зиверт — единица эквивалентной дозы любого вида излучения в биологической ткани, которое создает такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1 Гр образцового рентгеновского излучения. Иными словами, Зиверт равен эквивалентной дозе, у которой произведение поглощенной дозы в биологической ткани стандартного состава на средний коэффициент качества равен 1 Дж/кг.

Внесистемная единица эквивалентной дозы — бэр. Бэр равен эквивалентной дозе, при которой произведение поглощенной дозы в биологической ткани стандартного состава на средний коэффициент качества равно 100 эрг/г. Таким образом: 1 Зв = 100 бэр.

Мощность эквивалентной дозы — отношение приращения эквивалентной дозы dH за интервал времени dt к этому интервалу времени:

= dH/dt. (19)

Единица мощности эквивалентной дозы в СИ — зиверт в секунду (Зв/с). Внесистемная единица — бэр в секунду (бэр/с).

Время пребывания человека в поле излучения при низких уровнях ионизирующего излучения измеряется, как правило, часами (6-часовой рабочий день, 36-часовая рабочая неделя). Масштаб величин мощностей эквивалентной дозы задает ее величина естественного фона на территории Украины, находящаяся в пределах 0,05 — 0,2 мк^З в/ч. Поэтому величину мощности эквивалентной дозы, как правило, удобно измерять в единицах микрозиверт в час.

Безразмерный коэффициент качества определяет зависимость

неблагоприятных биологических последствий облучения человека в малых дозах. Он является функцией ЛПЭ данного излучения в воде, и выбирается на основе имеющихся значений коэффициента относительной биологической эффективности (ОБЭ).

Между k и ЛПЭ имеется эмпирическая связь:

k = [A/L]·[1 - ехр(-В · L^2,03 )], (20)

где: А = 6000 кэВ/мкм; В = 4,6· 10^-5 (мкм/кэВ)² .

Среднее значение ЛПЭ для поля берется в кэВ/мкм. Вычисленные величины k в (20) имеют погрешность 3% для низких энергий и 10% для высоких энергий.

Когда ЛПЭ во всех точках облучаемого объекта неизвестно, допустимо использовать усредненные значения k применительно к различным видам первичного излучения. Для смешанного излучения эквивалентная доза определяется как произведение поглощенных доз отдельных видов излучений D_i на соответствующие значения :

(21)

где i, индекс вида и энергии излучения.

Разные органы и ткани имеют разные чувствительности к излучению.

Однако, признание гипотезы беспорогового действия радиации МКРЗ потребовало отказа от этой концепции. И после публикации МКРЗ №26 ограничение уровня облучения стало основываться на концепции приемлемого риска. В результате для случаев неравномерного облучения разных органов или тканей тела человека было введено понятие эффективной эквивалентной дозы.

Для определения этой величины необходимо ввести понятие риска. Риск—вероятность возникновения неблагоприятных последствий (смертные случаи, травматизм, профессиональные заболевания т.п.). Например, риск смерти от курения r= 5·10^-4 случаев/(чел · год). Это означает, что на 1 млн. курящих людей каждый год умирает от болезней, вызываемых курением, дополнительно 500 чел.

При оценке вреда можно учитывать неблагоприятные последствия, связанные с наиболее радиочувствительными органами и тканями.

При одновременном облучении нескольких органов вероятность выхода неблагоприятных исходов складывается, т.е. с_н = Σ с_т

Из изложенного следует, что индивидуальная вероятность или риск смерти r_т от злокачественного новообразования при среднем значении эквивалентной дозы (H )_т в данном органе или ткани.

r_т = с_т (Н_ср )_т . (22)

Соответственно суммарный риск при равномерном облучении всего тела (всех основных групп органов или тканей, указанных в табл.6) в дозе H_Е :

, (23)

отсюда

, (24)

введя обозначение с_Т /с_Е = W_Т , получаем

(25)

Отношение с_Т /с_Е = W_Т определяет взвешенный риск облучения данного органа по отношению к взвешенному риску облучения всего организма, т.е. представляет отношение вероятности возникновения стохастических эффектов в результате облучения какого-либо органа или ткани к вероятности их возникновения при равномерном облучении всего тела. Параметр W_Т называют взвешивающим фактором или весовым множителем. При этом ΣW_Т =1.

Единицы эффективной эквивалентной дозы и ее мощности совпадают с единицами эквивалентной дозы и ее мощности соответственно.

Эквивалентная доза или эффективная эквивалентная доза являются индивидуальными критериями опасности, обусловленными ионизирующим излучением. Эти величины являются индивидуальными дозами. На практике, особенно при широком использовании атомной энергии, возникает необходимость оценивать меру ожидаемого эффекта при облучении большого контингента людей — персонала или населения.

Для этого используется величина — эффективная коллективная доза, определяющая полное воздействие на популяцию:

(26)

где H_Ei — средняя эффективная эквивалентная доза на i-ю подгруппу популяции; N_i — число лиц в подгруппе, получивших эквивалентную дозу Н_Еi . Единицей измерения коллективной дозы в СИ является человеко-зиверт (чел-Зв), внесистемная единица — человеко-бэр (чел-бэр).

Керма-постоянная и κερμα-эквивалент источника

При работе с радионуклидами необходимо помнить, что число распадов источника γ-излучения не определяет степень его ионизирующего воздействия. Оно также зависит от схемы распада, т.е. количества фотонов, приходящихся на один распад, и энергии фотонов. Поэтому вводят величины однозначно характеризующие данный радионуклид как γ-излучатель. Такими характеристиками являются гамма-постоянная и гамма-эквивалент радионуклида. Как известно, гамма-эквивалент и гамма-постоянная определяются через экспозиционную дозу. В связи с переходом к СИ и отказом от использования экспозиционной дозы, как дозиметрической величины, введены новые величины для характеристики источников γ-излучения: керма-постоянная и керма-эквивалент соответственно. Керма- постоянная (постоянная мощности воздушной кермы радионуклида) Г_δ определяется как отношение мощности воздушной кермы К, создаваемой фотонами с энергией больше заданного порогового значения от точечного изотропно-излучающего источника данного радионуклида, находящегося в вакууме* на расстоянии l οт источника, умноженной на квадрат этого расстояния к активности А источника:

Г_δ = (К · l² )/A. (27)

Единица керма-постоянной в СИ — [Гр·м² /(с·Бк)].

Более предпочтительная единица измерения — [аГр·м² /(с·Бк)].

Физический смысл керма-постоянной — мощность воздушной кермы, создаваемая в вакууме γ-излучателем точечного изотропно-излучающего источника с энергией больше заданного порогового значения в активностью 1 Бк на расстоянии 1 м.

Зная керма-постоянные, активности радионуклидов и расстояния от источника до детектора легко из формулы (25) определить мощность воздушной кермы:

K = A·Г_δ /l ² . (28)

Широко ранее использовавшаяся гамма-постоянная Γ_γ (постоянная мощности экспозиционной дозы) характеризовала мощность экспозиционной дозы, создаваемой фотонами всех линий точечного изотропного радионуклидного источника активностью 1 мКи на расстоянии 1 см без начальной фильтрации.

Гамма-постоянная радионуклида определяется отношением мощности экспозиционной дозы, создаваемой не фильтрованным γ-излучением от точечного источника на расстоянии l₀ от источника, умноженной на квадрат этого расстояния к активности А _о источника:

Γ_γ = (Р_Эксп ·l² )/A (29)

Аналогично керма-постоянной различают полную и дифференциальную гамма-постоянные.

Единица гамма-постоянной — [Р·см² /(ч·мКи)].

Из определения Γ_γ и Г_δ следует, что

Г_δ [аГр·м² /(с·Бк)] = 6,55 · Г_у [Р·см² /(ч·мКи)]. (30)

Приведем еще одно полезное для быстрых расчетов эмпирическое соотношение

Γ_γ (Ρ · м² /(ч·Ки) = 0,5 · E, (31)

его точность ±20%. Здесь E — полная энергия фотонов на 1 распад (МэВ).

Из выражений (3.29) и (3.31) можно получить эмпирическое уравнение для быстрой оценки мощности экспозиционной дозы для точечного гамма-источника:

Pэксп(Р/час) = (0,5·А·E)/l ² . (32)

Точность выражения (32) — 20%.

На практике часто приходилось сравнивать между собой источники γ-излучений по их дозовым характеристикам в воздухе при одинаковых условиях измерения. Так появилась величина, называемая радиевым гамма-эквивалентом, предназначенная для оценки поля γ-излучения в воздухе. Для этой величины в качестве эталонного принималось γ-излучение ²²⁶ Ra, находящееся в равновесии с основными дочерними продуктами распада после фильтра из платины толщиной 0,5 мм.

Поэтому, внесистемная единица радиевого гамма-эквивалента — миллиграмм-эквивалент радия (мг-экв. Ra). Его γ-излучение при данной фильтрации и тождественных условиях измерения создает такую же мощность экспозиционной дозы, как и γ-излучение 1 мг Государственного эталона радия в равновесии с основными дочерними продуктами распада при использовании платинового фильтра толщиной 0,5 мм. Из экспериментов следует, что точечный источник радия активностью 1 мКи, находящийся в равновесии с дочерними продуктами распада и с фильтром из платины толщиной 0,5 мм, создает на расстоянии 1 см мощность экспозиционной дозы 8,4 Р/ч. Для Государственного эталонного источника можно условно записать:

Г_yRa = 8,4 P·cм² /(ч·мг-экв.Ra). (33)

Радиевый гамма-эквивалент активности m радионуклидов определяется по следующей простой формуле:

m=A ·Γ_γ /8,4, (34)

где: m—гамма-эквивалент, мг-экв .Ra;

Γ_γ — гамма-постоянная радионуклида;

А — активность радионуклида, мКи.

Как отмечалось выше, вместо гамма-эквивалента определявшегося во внесистемных единицах, введен керма-эквивалент определяемый в единицах СИ и предназначенный как и радиевый гамма-эквивалент для оценки γ-излучения в воздухе.

Керма-эквивалент источника K₁ — мощность воздушной кермы К γ-излучения с энергией фотонов больше заданного порогового значения в точечного изотропно-излучающего источника, находящегося в вакууме на расстоянии l от источника, умноженная на квадрат этого расстояния:

K₁ =K·l ² . (35)

Единица керма-эквивалента в СИ — (Гр·м² /с).

Более предпочтительные единицы: нГр·м² /с; мкГр·м² /с; мГр·м² /с.

Из (3.28) и (3.35) следует:

K₁ (аГp·м² /c) =А (Бк)·Г_δ [аГр·м² /(с·Бк)]. (36)

Физический смысл керма-эквивалента — мощность воздушной кермы, создаваемая γ-излучением с энергией больше заданного порогового значения в от данного точечного изотропного радионуклида источника в вакууме на расстоянии l= 1 м от источника.

Вывод

Таким образом, дозиметрия имеет дело с такими физическими величинами, которые связаны с ожидаемым радиационным эффектом. Установление связи между измеряемой физической величиной и ожидаемым радиационным эффектом является важнейшим свойством дозиметрических величин.

Список литературы

1. Боровой А.А., Васильченко В.Н., Носовский А.В., Попов А.А., Щербина В.Г. Концепция радиационного контроля ПО "Чернобыльская АЭС" и основные технические требования к системе PK. - Чернобыль, 1993.

2. Васильченко В.Н., Носовский AB., Крючков В.П., Осанов Д.П., Павлов Д.А., Цовьянов А.Г., Бондарчук А.С., Ильичев С.В. Принципы организации сбора информации по дозиметрическим аспектам радиационных аварий. Руководящий документ Росстандарта, РД-187655/94.-Москва, 1994.

3. Голубев Б.П. Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений. / Изд. 3-е, перераб. и доп. Под редакцией E. Л. Столяровой. Учебник для вузов. - M.: Атомиздат, 1976. Закон Украины. Об обращении с радиоактивными отходами. Укр ЯО. - Киев, 1995.

4. Иванов В.И. Курс дозиметрии: Учебник для вузов./4-е изд., перераб. и доп.-M.: Энергоатомиздат, 1988.

5. Индивидуальная защита работающих в атомной энергетике/ В.С Кощеев, Д.С. Гольддггейн, В.Н. Клочков и др. -M.: Энергоатомиздат, 1992.

6. Кононович А.Л., Осколков Б.Я., Кудрявцева Н.А, Коротков В.Т., Ростовцев А.Л., Носовский А.В., Васильченко В.Н., Чабан Н.Г. Оценка радиоактивного состояния подземных вод в районе Чернобыльской АЭС. - Атомная энергия, 1994, т.77, вып.5.

7. Культура безопасности: Доклад Международной консультативной группы по ядерной безопасности (INSAG). - Вена, МАГАТЭ, 1990. (Серия безопасности 75-INSAG-4).

8. Левин В.Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. Учебник для техникумов. /3-е.изд. - M.: Атомиздат, 1975.

9. Мащенко Н.П., Мурашко В.А. Радиационное воздействие и радиационная защита населения при ядерных авариях на атомных электростанциях: Учеб. пособие. - К.: Вища шк., 1992.

10. Машкович В.П., Панченко А.М. Основы радиационной безопасности. Уч. Пособие для вузов. - M.: Энергоатомиздат, 1990.

11. Носовский А.В., Цовьянов А.Г., Кочетков О.А., Чабан Н.Г., Иванов Е.А. Опыт эксплуатации системы санитарно-пропускного режима на Чернобыльской АЭС. – Атомная энергия, 1997, т. 82, вып.2, с. 140-146.

12. Нормы радиационной безопасности НРБ -76/87. Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующх излучений ОСП - 72/ 87 / Минздрав СССР- 3-е изд., перераб. и доп. - M.: Энергоатомиздат, 1988.

13. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88) ПНАЭ Г-1-011-89 / Госатомнадзор СССР. - M.: Энергоатомиздат, 1990.

14. Правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений в учреждениях, организациях и на предприятиях Академии наук СССР.-M.: Наука, 1984.

15. Радиация: Дозы, эффекты, риск. Пер с англ. - M.: Мир, 1990.