- •Керма-постоянная и κερμα-эквивалент источника
- •Лекция 3 (продолжение)
- •Расчет дозных полей от источников гамма- излучения с непрерывным спектром
- •Лекция 4. Взаимодействие ии с веществом (нейтроны)
- •2.5 Энергетическая зависимость тканевой дозы
- •Лекция 5. Взаимодействие ии с веществом (альфа и бета)
- •1. Воздействие ии на ткани
- •2. Клеточные структуры
- •4. Последствия
- •3. Поражение днк
- •5. Детерминированные и стохастические эффекты
- •Классификация защит
- •4.2 Последовательность проектирования защиты аэс
- •Инженерные методы расчета защиты от гамма-излучения
- •4.3.1 «Защита» без применения экранов
- •4.3.2. Универсальные таблицы для расчета защиты.
- •4.3.4. Метод конкурирующих линий
- •Закон ослабления плотности потока гамма-излучения веществом.
- •4.5. Факторы накопления рассеянного гамма-излучения.
- •5.2. Метод длин релаксации.
- •5.3.Сечения выведения.
- •5.3.1.Сечение выведения для гетерогенных сред.
- •5.3.2.Сечение выведения для гомогенных сред.
- •Расчет полной мощности дозы нейтронов с использованием дозового фактора накопления.
- •Характеристика радиоактивных продуктов коррозии, входящих в состав отложений
- •Лекция по орб. Предпоследняя. Обеспечение радиационной безопасности аэс
- •Часть I – биологическая защита ядерного реактора: ввэр, рбмк, бн. Применяемые материалы. Мокрая и сухая защита. Охлаждение защит.
- •Часть II – организационные методы радиационной защиты
Лекция 3 (продолжение)
Данные о керма-постоянных всех радионуклидов можно найти в справочной литературе, в табл. 3.2 в качестве примера даны значения керма-постоянных для некоторых широко используемых радионуклидов. Зная керма-постоянную радионуклида, по данным значениям активности источника и расстояния от источника до точки детектирования можно вычислить мощность керма
(3.15)
.
Различают полную
и дифференциальную
керма-постоянные. Керма-постоянную,
рассчитанную для i-й
моноэнергетической линии
спектра гамма-излучения радионуклида,
называют дифференциальной и обозначают
.
Из выражения (3.8) и определения
керма-постоянной следует
Ранее, до перехода на единицы СИ, вместо керма-постоянной широко использовалась постоянная мощности экспозиционной дозы радионуклида Г (гамма- постоянная радионуклида). Поскольку в НРБ — 99 не предусмотрено дальнейшее использование понятия экспозиционной дозы, гамма-постоянная, определяемая через мощность экспозиционной дозы, постепенно изымается из употребления. Гамма-постоянная характеризовала мощность экспозиционной дозы гамма излучения точечного изотропного радионуклидного источника, определяемую для следующих стандартных условий: активность источника Q = 1 mKu и расстояние от источника до детектора r = 1 см.
Подобно керма-постоянной различают
полную Г и дифференциальную
гамма-постоянные
.
Гамма-постоянной радионуклида называется
отношение мощности экспозиционной дозы
,
создаваемой фотонами точечного
изотропного источника данного радионуклида
на расстоянии r от
источника, умноженной на квадрат этого
расстояния, к активности Q
источника
(3.16)
.
Единица гамма-постоянной — рентген-
сантиметр в квадрате в час-милликюри
Расчет гамма-постоянной можно выполнить по формуле (3.15), подставив в нее значение Х из формулы (3.10)
(3.17)
В формуле (3.16) множитель 3600, число секунд
в часе, введен, чтобы получить единицу
гамма- постоянной в
.
Можно показать, что керма-постоянная
,
,
больше гамма-постоянной Г,
,
рассчитанной во внесистемных единицах
по мощности экспозиционной дозы, в 6,55
раза. Значения гамма-постоянных приведены
в табл. 3.2. Погрешность значений
керма-постоянных (и гамма-постоянных)
радионуклидов заключена в пределах
3 – 11 %.
Таблица 3.2
Значения керма-постоянных и гамма-постоянных широко используемых радионуклидов
Радионуклид |
|
|
|
|
2,603 года |
77,3 |
11,8 |
|
5,273 года |
83,8 |
12,8 |
|
30,18 года |
21,2 |
3,24 |
Точность рассчитанных керма-постоянных в основном определяется достоверностью и полнотой наших знаний о схемах распада.
Рассмотрим на примерах практическое использование керма-постоянных.
1. Рассчитать мощность поглощенной
дозы в воздухе от источника
активностью
Бк
на расстоянии r = 4 м
от источника.
Решение.
Керма-постоянная
(см. табл. 3.2)
Сравним эту величину с требованиями
НРБ-99/2009. Согласно НРБ-99/2009
(персонал группы А). Если считать, что
ПДД равномерно распределена по времени
облучения и в году принять 48 рабочих
недель, то можно получить
;
если принять, что для профессионала
рабочая неделя составляет 40 часов, то
.
Далее, коэффициент качества гамма-излучения
кк = 1, поэтому из НРБ — 99
следует оценка допустимой мощности
дозы гамма-излучения
.
Итак, поле, создаваемое источником
излучения
превышает
допустимое по НРБ-99/2009, в
.
2. Определить мощность поглощенной
дозы
в воздухе от линейного протяженного
источника гамма-излучения с равномерно
распределенной активностью
в точке 0. Длина источника АС=L=3 м.
Точка наблюдения 0 находится на расстояния
ОВ = h= 0,75 м
от источника. Расстояние АВ =
= 1 м
(см. рис.8)
Решение.
Удельная активность источника
Рис.8. К задаче 2
Протяженный источник L разбиваем на точечные источники длиной dx и активностью qdx. Мощность поглощенной дозы в том числе 0 находим как суперпозицию мощностей доз от точечных источников dx, т. е. выполняем интегрирование по длине источника.
В решении использовано значение
керма-постоянной
,
равное 81,8
.
Эта задача может служить примером того, как на практике оценивает дозные поля, создаваемые различными трубопроводами с радиоактивными веществами. Аналогичным способом рассчитываются дозные поля других протяженных источников, например, в форме шара, цилиндра, кольца, круга, плоскости и т.д. Расчетные формулы для протяженных источников различных геометрических форм можно найти в справочной литературе по защите от и.и.
