- •Передмова
- •3.1.2. Будова ядра. Нуклони, їх характеристики і взаємоперетворення. Нейтрино
- •3.1.3. Енергія зв'язку нуклонів у ядрі. Дефект маси. Ядерні сили і їх природа. Мезони
- •3.1.4. Феноменологічні моделі будови атомного ядра
- •3.2. Радіоактивність
- •Радіоактивність. Закон радіоактивного розпаду.
- •Закономірності альфа і бета розпаду. Механізм альфа-розпаду.
- •Гама-випромінювання. Взаємодії гама-променів з речо-виною.
- •3.2.1. Радіоактивність. Закон радіоактивного розпаду
- •3.2.2. Закономірності альфа- і бета-розпаду
- •3.2.3. Гама-випромінювання. Взаємодії -променів з речовиною
- •3.3. Ядерні реакції
- •3.3.1. Природа ядерних реакцій Поріг і механізм ядерних реакцій
- •3.3.2. Реакції ділення. Ланцюгова реакція. Використання ядерної енергії
- •3.3.3. Термоядерні реакції. Енергія зірок. Керований термоядерний синтез
- •3.3.4. Ядерна зброя
- •Розділ 2
- •3.4. Радіаційна екологія
- •Фізичні основи радіаційної безпеки.
- •Джерела опромінення. Природна й штучна радіоактив-ність.
- •Потік і інтенсивність іонізуючих випромінювань.
- •3.4.1. Фізичні основи радіаційної безпеки
- •3.4.2. Джерела опромінення. Природна й штучна радіоактивність
- •3.4.3. Потік і інтенсивність іонізуючих випромінювань
- •3.5. Взаємодія елементарних частинок з речовиною
- •3.5.1. Взаємодія важких заряджених частинок з речовиною
- •3.5.2. Вільний пробіг важких заряджених частинок у речовині
- •3.5.3. Взаємодія бета-частинок з речовиною
- •3.5.4. Взаємодія нейтронів з речовиною
- •3.6. Елементи дозиметрії
- •Поглинена й експозиційна дози. Одиниці вимірюван-ня дози випромінювання.
- •Особливості взаємодії різних видів випромінювання з біологічними об'єктами.
- •Дія іонізуючого випромінювання на організм людини
- •3.6.1. Поглинена й експозиційна дози. Одиниці вимірювання дози випромінювання
- •3.6.2. Особливості взаємодії різних видів випромінювання з біологічними об'єктами
- •3.6.3. Дія іонізуючого випромінювання на організм людини
- •3.6.4. Вплив іонізуючого випромінювання на біологічні об'єкти при загальному опроміненні
- •3.7. Біологічна дія іонізуючого випромінювання
- •3.7.1. Основи біологічної дії іонізуючих випромінювань
- •3.7.2. Первинні процеси дії іонізуючих випромінювань
- •3.7.3. Деякі міри захисту від зовнішнього і внутрішнього опромінення
- •3.7.4. Розрахунок захисту і захисні матеріали
- •Максимальний пробіг -частинок різної енергії в речовині
- •Товщина захисних екранів, см ( для різних енергій)
- •Іонізаційні -сталі й -еквіваленти для деяких радіоактивних речовин
- •Додатки
- •Орієнтовані норми радіаційної безпеки людей
- •Перевідні коефіцієнти одиниць вимірювання радіоактивності:
- •Середнє опромінення людини на землі, мЗв/рік
- •Середня величина опромінення населення колишнього срср (1991р.) мЗв/рік
- •Потужності експозиційної дози іонізуючого випромінювання в салоні пасажирського літака
- •Радіоізотопний склад чорнобильського викиду
- •Розподіл і в різних районах земної кулі після аварії на чаес
- •Тимчасові допустимі рівні вмісту і в харчових продуктах і питній воді, установлені після аварії на Чор6нобильській аес (1991 р.)
- •Граничні допустимі дози опромінення, схвалені комісією ядерного регулювання сша (мЗв/рік)
- •Закон україни Про охорону навколишнього природного середовища
- •Розділ і загальні положення
- •Розділ II екологічні права й обов'язки громадян
- •Розділ III повноваження рад в області охорони навколишнього природного середовища
- •Розділ IV повноваження органів керування в області охорони навколишнього природного середовища
- •Розділ VI екологічна експертиза
- •Розділ VII стандартизація і нормування в області охорони навколишнього природного середовища
- •Розділ VIII контроль і нагляд в області охорони навколишнього природного середовища
- •Використана література
- •С.Г. Авдєєв, п.В. Гель, т.І. Бабюк лекції з фізики (ядерна фізика і радіаційна екологія)
Товщина захисних екранів, см ( для різних енергій)
Свинець (=1 1,34 г/см3) |
Залізо (=7,89 г/см3) |
Бетон (=2,3 г/см3) |
|||||||
1МеВ |
2МеВ |
3МеВ |
1МеВ |
2МеВ |
3МеВ |
1МеВ |
2МеВ |
3МеВ |
|
2 |
1,3 |
2,0 |
2,1 |
3,3 |
3,9 |
4,4 |
12,9 |
14,1 |
15,3 |
10 |
3,8 |
5,9 |
6,5 |
8,5 |
11,0 |
12,2 |
29,9 |
37,7 |
43,4 |
102 |
7,0 |
11,3 |
12,2 |
14,5 |
19,5 |
22,1 |
50,5 |
65,7 |
77,5 |
103 |
10,2 |
16,5 |
18,0 |
20,5 |
27,5 |
31,7 |
70,4 |
92,7 |
110,9 |
104 |
13,3 |
21,3 |
23,5 |
26,0 |
35,5 |
40,9 |
89,2 |
118,6 |
143,2 |
105 |
16,5 |
26,2 |
28,9 |
31,5 |
43,2 |
50,0 |
106,8 |
144,4 |
173,8 |
106 |
19,5 |
31,0 |
34,3 |
37,0 |
50,6 |
58,8 |
124,4 |
171,4 |
205,4 |
Більшість джерел -випромінювання, маючи дискретний лінійчатий характер -спектру , випромінюють від одної до кількох десятків окремих ліній. Так в -спектрі , який перебуває у радіоактивній рівновазі з продуктами свого розпаду, нараховується біля 50 характерних ліній, із них відмічається шість найбільш інтенсивних з інтервалом енергії від 0,3 до 1,76 МеВ. Гамма-джерела мають як правило невеликі розміри d. На відстанях r>4d будь яке гамма - джерело можна вважати точковим. Крім того, точкові гамма - джерела відносяться до ізотропних джерел, які випускають гамма - кванти з однаковою імовірністю у всіх напрямках.
Радіоактивні речовини розміщують у герметичні металічні ампули, стінки яких певним чином змінюють спектр гамма-випромінювання. Стінки ампули, а також матеріали, які використовуються для ампул, поглинають частину гамма-ліній і тому називаються фільтрами.
Потужність експозиційної дози в повітрі від точкового ізотропного джерела характеризується іонізаційною гамма-сталою . Вона чисельно дорівнює потужності експозиційної дози (Р/год) не фільтрованого гамма-випромінювання від точкового ізотропного джерела активністю 1 мКі на відстані 1 см від нього. Величину виражають в одиницях . Її величину вимірюють експериментально і приводять в довідниках (таблиця 7).
Таблиця 7
Іонізаційні -сталі й -еквіваленти для деяких радіоактивних речовин
Речовина |
-еквівалент 1 мКі речовини, мг-екв. Ra |
||
|
14,9 роки 5,27 роки 127 діб 2,2 роки 1622 роки |
18,55 12,93 1,84 8,58 9,36 |
2,20 1,54 0,23 1,02 1,11 |
Фільтрація у-випромінювання зменшує до , де - товщина фільтра. В розрахунках зміна величини враховується за допомогою коефіцієнта , меншого за одиницю, тобто .
Для свинцевих, залізних і алюмінієвих ампул товщиною 0,1 - 0,3 см значення перебуває в межах від 0,85 до 0,98 для енергій гамма-квантів більших за 1 МеВ.
Величина значно спрощує розрахунки експозиційної потужності дози Р(R) на відстані R від незахищеного точкового гамма-джерела. Так як інтенсивність гамма - джерела пропорційна 1/R, то
, (3.7.4.11)
де Р(R) - експозиційна доза , Р/год; А - активність гамма - джерела, мКі; R - відстань до гамма - джерела, см.
В дозиметрії гамма - джерела часто порівнюють з іонізацією повітря. Дві радіоактивні речовини, які при однакових умовах створюють однакові потужності експозиційної дози, мають однаковий у-еквівалент. Гамма - еквівалент вимірюють в міліграм - еквівалентах радію (мг-екв Ra). Ця одиниця дорівнює такій кількості радіоактивної речовини, -випромінювання якої при даній фільтрації і тотожних умовах створює таку ж потужність експозиційної дози, що й 1 мг-екв радію. Потужність експозиційної дози в 1 мг-екв. Ra на відстані 1 см дорівнює 8,4 Р/год.
Гамма - еквівалент речовини m (мг-екв Ra) зв'язаний з її активністю А (мКі) і величиною (Рсм2 /(год.мКі)) співвідношенням
. (3.7.4.12)
Замінимо у формулі (3.7.4.11) А на 8,4m, одержимо
, (3.7.4.13)
де Р(R) - потужність експозиційної дози, Р/год; m - гамма - еквівалент речовини, мг-екв Ra; R - відстань до джерела, см.
ПРИКЛАД. На якій відстані R від точкового джерела масою 10-6 г за шестигодинний робочий день доза опромінення не перевищить гранично допустимої дози (ГДП)? Розрахувати також гамма - еквівалент цього джерела.
Кількість атомів у 10-6 г буде дорівнювати
атомів.
Активність кобальту, період піврозпаду якого дорівнює Т1/2=5,27 років, розраховується так
мКі,
Враховано, що 3,7107 відповідає розмірності 1 мКі.
Гранично допустима потужність дози при шестигодинному робочому дні для кобальту - 60 Рг.д. = 2,810-3 бер/год.