Дозиметрия ионизирующего излучения. Определить интегральную дозу накопления радионуклидов для каждого студента

Задание для студентов по лабораторной работе № 25

«Дозиметрия ионизирующего излучения. Определить интегральную дозу накопления радионуклидов для каждого студента»

Цель работы: Изучить вопросы взаимодействия ионизирующего излучения с веществом, биофизические основы действия ионизирующего излучения на организм, основы дозиметрии. Определить интегральную дозу накопления радионуклидов для каждого студента и сравнить ее со значениями в  «Таблице возрастных значений среднего равновесного содержания цезия-137 в организме»

Вопросы теории (исходный уровень):

Основные характеристики  ядер  атомов.

Радиоактивный распад. Виды распада.  Спектры альфа-, бета- и гамма-излучений. Основной закон радиоактивного распада. Период полураспада. Активность и единицы активности. Активность радионуклидов, единицы её измерения. Связь между ними. Удельная, массовая и поверхностная активности. Изменение активности препарата во времени

Методы получения радионуклидов.

Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом. Линейная плотность ионизации, линейная передача энергии, средний пробег ионизирующей частицы.

Особенности взаимодействия с веществом альфа-, бета-, гамма-излучений и нейтронов. Физические принципы защиты от ионизирующих излучений. Понятие об основных биологических эффектах ионизирующих излучений.

Физические основы радионуклидных методов диагностики и лучевой терапии. (Лекция  №18)

Содержание занятия:

1.Выполнить работу по указаниям в руководстве к данной работе.

2.Оформить отчет.

3.Защитить работу с оценкой.

4. Решить задачи.

Задачи.

1. Максимальная активность цезия-137, инкорпориронного в теле взрослого человека после кратковременного поступления, достигла 3,7 МБк. Оценить эквивалентную дозу внутреннего облучения этого человека цезием-137: 7) за 1 год; 2) за 5 лет; за 50 лет.

2. Активность йода-131, инкорпорированного в щитовидной железе взрослого человека на момент его эвакуации 15 мая 1986   года  в   "чистую"   зону  после  аварии  на  ЧАЭС,   составила 2,8 МБк. Рассчитать эквивалентную дозу внутреннего облучения щитовидной железы этого человека йодом-131 после эвакуации за последующие 10 дней; 20 дней; 60 дней; 1 год; 5 лет.

3. Максимальная   поглощенная   доза   внутреннего   облучения йодом-131 щитовидной железы ребенка при его постоянном проживании в "чистой" зоне после эвакуации из Наровлянского района Гомельской области составила 10 Гр. Найти массу и активность йода-131, инкорпорированного в щитовидной железе ребенка на момент его эвакуации из загрязненного в результате аварии на ЧАЭС района. (Масса щитовидной железы ребенка 15 г)

4. Рассчитать    эквивалентную    дозу    внутреннего    облучения всего тела взрослого человека массой 80 кг за 50 лет при равновесной активности  5,1 • 104  Бк  инкорпорированного  в  его теле    цезия-137:     1)    в    случае    постоянного    проживания    в "загрязненной"   зоне;   2)  при  переезде  на  постоянное  место  жительства в "чистую" зону.

5. При обследовании с помощью гамма-спектрометра излучения  человека  (СИЧ)  в  теле  одного  из  жителей   Чечерского района Гомельской  области  была  зарегистрирована  равновесная активность цезия-137 — 7,5 • 104 Бк и калия-40 — 2,22    104 Бк. Определить суммарную годовую эквивалентную дозу внутреннего хронического облучения этого человека указанными радионуклидами. Масса человека равна 78 кг.

6. Равновесная активность  цезия-137,  инкорпорированного в теле подростка из Славгорода Могилевской области, к моменту   его   отъезда   на   2-месячный   оздоровительный   отдых   в "чистую"  зону оказалась равной 4 • 104 Бк.  Рассчитать эквивалентную дозу внутреннего облучения цезием-137 всего тела этого подростка: 1) за время отдыха в "чистой" зоне; 2) при постоянном проживании в  "загрязненной"  зоне в течение  2  месяцев.   Масса подростка — 47 кг.

Лабораторная работа № 25

Дозиметрия ионизирующего излучения. Определить интегральную дозу накопления радионуклидов для каждого студента.

ЦЕЛЬ работы: Изучить вопросы взаимодействия ионизирующего излучения с веществом, биофизические основы действия ионизирующего излучения на организм, основы дозиметрии. Определить интегральную дозу накопления радионуклидов для каждого студента и сравнить ее со значениями в  «Таблице возрастных значений среднего равновесного содержания цезия-137 в организме»

Оборудование: Бета- радиометр РУБ-01П, свинцовое кресло, весы для определения веса студента, измеритель роста.

Ход работы:

Согласно инструкции определить накопление в организме радионуклидов.

Подготовка к работе

1. Заземлите устройство измерительное посредством соединения клеммы с обозначением  Z  проводом сечением не менее 1.5 мм2 c шиной заземляющего контура.

2. Включение радиометра проводите в следующем порядке. Подсоедините к устройству измерительному блок детектирования согласно схеме соединений Ж.Ш. I.286.108 Э. 4. Переведите кнопочный переключатель «СЕТЬ», расположенный на передней панели устройства измерительного, в положение «ОПУЩЕНО». Подсоедините УИ к сети переменного тока напряжением 220 В и частотой  50 ГЦ. Нажатием кнопки «СЕТЬ» на панели УИ включите питание радиометра, при этом на панели УИ должны включаться светодиоды «СЕТЬ», СS, 25.

3. Выдержите радиометр во включенном состоянии в течение 15 минут.

4. Установите коэффициент нормирования  КН = 2, для чего установите на кодовом переключателе комбинацию цифр 2 0 0 0 0 0. При этом радиометр включён в режим измерения интенсивности счёта импульсов, с-1.

Контроль точности

1. Ежедневно до и после измерений проводите проверку чувствительности радиометра при измерении активности образцового источника цезий-137 типа ОСГИ активностью (10+-2)*103 Бк. Для этого проделайте следующие  операции.

2.Установите статическую погрешность единичного измерения 6%,для чего нажмите кнопку ''б,%'' и в момент включения светодиода ''6'' отпустите кнопку .Произведите 10 отсчётов показаний с цифровых индикаторов после каждого звукового сигнала , фиксирующего окончание  единичного измерения и определите фон помещения .

3. Определим фон счета импульсов поступающих с блока детектирования. Найдем среднее арифметическое из n (n=10) измерений

,

где  –счет импульсов при i-ом измерении,    i = 1, 2…10 … n;

- среднее значение интенсивности счета за n измерений, .

    Определим среднеквадратическую, среднеарифметического.

Определим доверительный интервал наших измерений:

,

где tα,n- Коэффициент Стьюдента  при α=0,95 и n количество измерений.

Данные занесите в таблицу 1.

Таблица 1.

№ опытаNi, c-1n – количество измеренийSф, с-1N, c-11n=2345678910

4.Запишем величину фона определяемого прибором

ВНИМАНИЕ!

Фон контролируйте каждый час.

Определение чувствительности радиометра

1.Установите источник цезий-137 ОСГИ в держатель ЖШ6.152.868.

2.Установите держатель на крышку блока детектирования БДКГ-ОЗП.

3.Произведите n  (n=10) отсчётов показаний цифровых индикаторов. Подсчитайте среднее значение

Nист=  ,  с-1 

где  –счет импульсов при i-ом измерении,    i = 1, 2…10 … n;

4. Определим среднеквадратическую, среднеарифметического.

5. Данные занесите в таблицу 2

Таблица 2.

№ опытаNi, c-1n – количество измеренийSистNист с-11n=2345678910

 

6.Определите чувствительность по формуле:

б =,    

где Аист - паспортное значение активности источника цезий-137 ОСГИ, Бк.

Вместо Nфон берем  

Ошибка и доверительный интервал чувствительности радиометра равна

Чувствительность радиометра   с ошибкой равна   σ±Δσ

7.Полученные данные запишите в протокол работы. Чувствительность радиометра  должна составлять (9,2±1,8)10-3 с-1 Бк

Проведение измерений:

  1.  На весах определите вес человека (М) (испытуемого).
  2.  Испытуемого посадить на стул.
  3.  Испытуемый должен взять в руки блок детектирования и прижать воспринимающую часть детектора вниз живота. При этом нужно поджать ноги и наклониться вперед (поза эмбриона).
  4.  Произведите 10 отсчётов показаний цифрового индикатора, исключая первое после звукового сигнала и запишите в таблицу.
  5.  Произведите не менее n отсчетов показаний измеренной величены исследуемого человека, Найдем среднее арифметическое из n (n=10) измерений

,

где N i-изм –счет импульсов при i-ом измерении,    i = 1, 2…10 … n;

- среднее значение интенсивности счета за n измерений, .

    Определим среднеквадратическую, среднеарифметического.

6. Полученные результаты занесите в таблицу 3

Таблица 3.

№ опытаN I-изм, c-1n – количество измеренийSизм, с-11n=2345678910

7. Найдите в таблице Кэкр (М) и Кгр (М) в зависимости от массы тела человека.

8.Подсчитайте величину инкорпорированной активности по

формуле:

, нКи

Ошибка и доверительный интервал по определению инкорпорированной активности радионуклида находящегося в человеке без учета приборной ошибки определяется по формуле

,

где tα,n- Коэффициент Стьюдента  при α=0,95 и n количество измерений.

Инкорпорированная активность радионуклида находящегося в человеке равна     А±ΔА

Полученный результат перевести в Бк и определить удельную активность

Ауд=А/M.

Удельную активность сравнить с табличными значениями

Таблица возрастных значений среднего равновесного содержания цезия-137 в организме

Возрастная группа летАктивность цезия-137 в организме , кБк (мкКи)Удельная активность в организме, Бк/кг (мкКи/кг)Менее 12,59 (,07)405 (0,011)1-24,19 (0,11)427 (0,012)2-78,22 (0,22)433 (0,012)7-1213,45 (0,36)420 (0,11)12-1719,86 (0,54)361 (0,010)Старше 1726,15 (0,71)374 (0,10)

Полученные результаты занесите в журнал.

Регистрация результатов измерений

1. Результаты измерений заносятся в регистрационный журнал с последующим переносом на компьютерные наполнители информации.

1.1.В журнале необходимо указать:

-адрес места измерения,

-дату измерения,

-заводской номер прибора,

-название организации , проводящей измерения,

-среднее значение из десяти измерений скорости счёта

фонового излучения (записывается каждый час работы),

-среднее значение из десяти измерений

скорости счёта контрольного источника цезий-137 из набора ОСГИ.

1.2.В процессе измерений регистрируется следующая информация:

регистрируется номер записи,

ф.и.о. обследуемого (полностью),

адрес места жительства,

профессия,

год рождения,

вес ( кг),

рост (см),

среднее количество импульсов от человека,

результат расчета содержания радиоизотопов цезия(мкР/ч) ,

примечание.

Значение пересчетных коэффициентов в зависимости от массы  тела обследуемого

Таблица

Масса тела,кг М              Коэффициент экранирования,отн.ед., КЭКР(М)Градуировочный коэффициент, нКи.с-I,   Кгр(М)         10                                                 0,90              3,1         15               0,87              4,0         20               0,83              4,8         25               0,82              5,5         30               0,80              6,2         35               0,78              6,7         40               0,77              7,5         45               0,77              8,1         50               0,76              8,7         55               0,76              9,2         60               0,75              9,8         65               0,75              10,4         70               0,74              10,8         75               0,74              11,2         80               0,74              11,6         85               0,74              11,9         90               0,73              12,2         95               0,73              12,5         100               0,73              12,8

Задание для студентов по лабораторной работе №20

«Дозиметрия ионизирующего излучения. Определить интегральную дозу накопления радионуклидов для каждого студента»:

Вопросы теории (исходный уровень):

1.Дозиметрия ионизирующего излучения. Поглощенная, экспозиционная и эквивалентная дозы. Единицы их измерения. Мощность дозы.

2.Связь мощности дозы с активностью.

3.Эффективная эквивалентная доза. Коллективная доза.

4.Связь между активностью и эквивалентной дозой внутреннего облучения.

5.Принципы расчета эквивалентной дозы внутреннего облучения.

6.Методы регистрации ионизирующих излучений, дозиметрические и радиометрические приборы.

7.Естественный радиационный фон. Техногенный фон.

. Радиоактивность

Радиоактивностью называют самопроизвольный распад неустойчивых ядер с испусканием других ядер или элементарных частиц. Характерным признаком, отличающим ее от других видов ядерных превращений, является самопроизволъность (спонтанность) этого процесса. Различают радиоактивность естественную и искусственную.

Естественная радиоактивность встречается у неустойчивых ядер, существующих в природных условиях. Искусственной называют радиоактивность ядер, образованных в результате различных ядерных реакций. Принципиального различия между естественной и искусственной радиоактивностями нет. Им присущи общие закономерности.

Рассмотрим основные типы радиоактивного распада.

Альфа-распад состоит в самопроизвольном превращении одного ядра в другое ядро с испусканием а-частицы (ядра атома гелия 2Не). Схему альфа-распада с учетом правила смещения (закона сохранения зарядового и массового чисел) записывают в виде

    (27.1)

где X и Y— символы соответственно материнского и дочернего ядер. Примером -распада является превращение радона в поло полоний, а полония в свинец

Суммарная масса дочернего ядра и -частицы меньше массы материнского ядра, то же можно сказать относительно их энергий покоя. Разность этих энергий равна кинетической энергии -частицы и дочернего ядра.

При -распаде дочернее ядро может образоваться не только в нормальном, но и в возбужденных состояниях. Так как они принимают дискретные значения, то и значения энергии -частиц, вылетающих из разных ядер одного и того же радиоактивного вещества, дискретны. Энергия возбуждения дочернего ядра чаще всего выделяется в виде -фотонов. Именно поэтому -распад сопровождается -излучением.

Если дочерние ядра радиоактивны, то возникает целая цепочка превращений, концом которой является стабильное ядро.

Бета-распад заключается во внутриядерном взаимном превращении нейтрона и протона. Различают три вида -распада.

1. Электронный, или -распад, который проявляется в вылете из ядра -частицы (электрона). Энергии -частиц принимают всевозможные значения от 0 до Еmaх, спектр энергий сплошной (рис. 27.1). Это не соответствует дискретным ядерным энергетическим состояниям. В 1932 г. В. Паули высказал предположение о том, что одновременно с -частицей из ядра вылетает еще и другая, нейтральная, с очень малой массой. По предложению Э. Ферми эта частица была названа нейтрино. Позже было установлено, что нейтрино возникает при +-распаде, а при -распаде — антинейтрино.

Энергия, выделяющаяся при -распаде, распределяется между -частицей и нейтрино или антинейтрино.

Схема -распада с учетом правила смещения:

     (27.2)

где — обозначение антинейтрино.

Примером -распада может быть превращение трития в гелий:

При  -распаде электрон образуется вследствие внутриядерного превращения нейтрона в протон:

     (27.3)

2. Позитронный, или +-распад. Схема +-распада:

     (27.4)

где — обозначение нейтрино. Примером +-распада является превращение рубидия в криптон:

При +-распаде позитрон образуется вследствие внутриядерного превращения протона в нейтрон:

     (27.5)

3. Электронный, или е-захват. Этот вид радиоактивности заключается в захвате ядром одного из внутренних электронов атома, в результате чего протон ядра превращается в нейтрон:

     (27.6)

Схема электронного захвата:

     (27.7) 

Примером е-захвата может быть превращение бериллия в литий:

В зависимости от того, с какой внутренней оболочки захватывается электрон, иногда различают К-захват, L-захват и т. д. При электронном захвате освобождаются места в электронной оболочке, поэтому этот вид радиоактивности сопровождается характеристическим рентгеновским излучением. Именно по рентгеновскому излучению и был обнаружен электронный захват.

При -распаде возможно возникновение -излучения.

Радиоактивностью являются также спонтанное деление ядер, протонная радиоактивность и др. Понятие радиоактивности иногда распространяют и на превращения элементарных частиц.

27.2. Основной закон радиоактивного распада. Активность

Радиоактивный распад — это статистическое явление. Невозможно предсказать, когда распадется данное нестабильное ядро, можно лишь сделать некоторые вероятностные суждения об этом событии. Для большой совокупности радиоактивных ядер можно получить статистический закон, выражающий зависимость нераспавшихся ядер от времени.

Пусть за достаточно малый интервал времени dt распадается dN ядер. Это число пропорционально интервалу времени dt, а также общему числу N радиоактивных ядер:

dN = -Ndt,      (27.8)

где  — постоянная распада, пропорциональная вероятности распада радиоактивного ядра и различная для разных радиоактивных веществ. Знак «» поставлен в связи с тем, что dN < 0, так как число нераспавшихся радиоактивных ядер убывает со временем.

Разделим переменные и проинтегрируем (27.8) с учетом того, что нижние пределы интегрирования соответствуют начальным условиям (t = О, N = N0; N0 — начальное число радиоактивных ядер), а верхние — текущим значениям t и N: , т. е.

   

Потенцируя это выражение, имеем

       N = N0 et.      (27.9)

Это и есть основной закон радиоактивного распада: число радиоактивных ядер, которые еще не распались, убывает со временем по экспоненциальному закону.

На рис. 27.2 изображены кривые 1 и 2, соответствующие разным веществам (1 > 2); начальное число N0 радиоактивных ядер одинаково.

На практике вместо постоянной распада чаще используют другую характеристику радиоактивного изотопа — период полураспада Т. Это время, в течение которого распадается половина радиоактивных ядер. Естественно, что это понятие применимо к достаточно большому числу ядер. На рис. 27.2 показано, как с помощью кривых 1 и 2 можно найти периоды полураспада ядер; проводится прямая, соответствующая N0/2, до пересечения с кривыми. Абсциссы точек пересечения дают Т1 и Т2.

Чтобы установить связь между Т и , подставим в уравнение (27.9) N = N0/2 и t = T, откуда следует N0/2 = N0 eT. Сокращая на no и логарифмируя это равенство, получаем

Т = In 2/  0,69/.    (27.10)

Работая с радиоактивными источниками, важно знать число частиц или -фотонов, вылетающих из препарата в секунду. Это число пропорционально скорости распада, поэтому скорость распада, называемая активностью, является существенной характеристикой радиоактивного препарата:

     (27.11)

Используя (27.8)—(27.10), можно найти следующие зависимости для активности:

   (27.12)

      (27.13)

Таким образом, активность препарата тем больше, чем больше радиоактивных ядер и чем меньше их период полураспада. Активность препарата со временем убывает по экспоненциальному закону.

Единица активности — беккерелъ (Бк), что соответствует активности нуклида в радиоактивном источнике, в котором за 1 с происходит один акт распада.

Наиболее употребительной единицей активности является кюри (Ки); 1Ки = = 3,7 • 1010 Бк = 3,7 • 1010 с-1. Кроме того, существует еще одна внесистемная единица активности — резерфорд (Рд); 1Рд = 106Бк= Ю6 с-1.Для характеристики активности единицы массы радиоактивного источника вводят величину, называемую удельной массовой активностью и равную отношению активности изотопа к его массе. Удельная массовая активность выражается в беккерелях на килограмм (Бк/кг).

27.3. Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом

Заряженные частицы и -фотоны, распространяясь в веществе, взаимодействуют с электронами и ядрами, в результате чего изменяется состояние как вещества, так и частиц.

Основным механизмом потерь энергии заряженной частицы ( и ) при прохождении через вещество является ионизационное торможение. При этом ее кинетическая энергия расходуется на возбуждение и ионизацию атомов среды.

Взаимодействие частицы с веществом количественно оценивается линейной плотностью ионизации, линейной тормозной способностью вещества и средним линейным пробегом частицы.

Под линейной плотностью ионизации i понимают отношение числа dn ионов одного знака, образованных заряженной ионизирующей частицей на элементарном пути dl, к этому пути: i = dn/dl.

Линейной тормозной способностью вещества S называют отношение энергии dЕ, теряемой заряженной ионизирующей частицей при прохождении элементарного пути dl в веществе, к длине этого пути: S = dE/dl.

Средним линейным пробегом заряженной ионизирующей частицы R является среднее значение расстояния между началом и концом пробега заряженной ионизирующей частицы в данном веществе.

График зависимости линейной плотности ионизации от пути х, проходимого -частицей в среде (воздух), показан на рис. 27.3. По мере продвижения частицы в среде уменьшаются ее энергия и скорость, линейная плотность ионизации при этом возрастает и только при завершении пробега частицы резко убывает. Возрастание i обусловлено тем, что при меньшей скорости -частица больше времени проводит вблизи атома и, таким образом, возрастает вероятность ионизации атома. Как видно из рисунка, линейная плотность ионизации -частиц естественно-радиоактивных изотопов в воздухе при нормальном давлении составляет i = (2  8) • 106 пар ионов/м.

Так как для ионизации молекул, входящих в состав воздуха, требуется энергия около 34 эВ, то значения линейной тормозной способности вещества (воздуха) S лежат в интервале 70—270 МэВ/м.

Средний линейный пробег -частицы зависит от ее энергии и от плотности вещества. В воздухе он равен нескольким сантиметрам, в жидкостях и в живом орга-низме — 10—100 мкм. После того как скорость -частицы уменьшается до скорости молекулярно-теплового движения, она, захватив два электрона в веществе, превращается в атом гелия.

Ионизация и возбуждение являются первичными процессами. Вторичными процессами могут быть увеличение скорости молекулярно-теплового движения частиц вещества, характеристическое рентгеновское излучение, радиолюминесценция, химические процессы.

Взаимодействие -частиц с ядрами — значительно более редкий процесс, чем ионизация. При этом возможны ядерные реакции, а также рассеяние -частиц.

Бета-излучение, так же как и -излучение, вызывает ионизацию вещества. В воздухе линейная плотность ионизации -частицами может быть вычислена по формуле

i = k(c/)2,

где k  4600 пар ионов/м, с — скорость света, a  — скорость -частиц.

Кроме ионизации и возбуждения -частицы могут вызывать и другие процессы. Так, например, при торможении электронов возникает тормозное рентгеновское излучение. Бета-частицы рассеиваются на электронах вещества, и их пути сильно искривляются в нем. Если электрон движется в среде со скоростью, превышающей фазовую скорость распространения света в этой среде, то возникает характерное черепковское излучение (излучение Черепкова—Вавилова).

При попадании +-частицы (позитрона) в вещество с большой вероятностью происходит такое взаимодействие ее с электроном, в результате которого пара электрон — позитрон превращается в два -фотона. Этот процесс, схема которого показана на рис. 27.4, называют аннигиляцией. Энергия каждого -фотона, возникающего при аннигиляции, оказывается не меньше энергии покоя электрона или позитрона, т. е. не менее 0,51 МэВ.

Несмотря на разнообразие процессов, приводящих к ослаблению излучения, можно приближенно считать, что интенсивность его изменяется по экспоненциальному закону, подобному (26.8). В качестве одной из характеристик поглощения -излучения веществом используют слой половинного ослабления, при прохождении через который интенсивность -частиц уменьшается вдвое.

Можно считать, что в ткани организма -частицы проникают на глубину 10—15 мм. Защитой от -излучения служат тонкие алюминиевые, плексигласовые и другие экраны. Так, например, слой алюминия толщиной 0,4 мм или воды толщиной 1,1 мм уменьшает вдвое -излучение от фосфора .

При попадании -излучения в вещество наряду с процессами, характерными для рентгеновского излучения (когерентное рассеяние, эффект Комптона, фотоэффект, см. § 26.3), возникают и такие явления, которые неспецифичны для взаимодействия рентгеновского излучения с веществом. К этим процессам следует отнести образование пары электрон — позитрон, происходящее при энергии -фотона, не меньшей суммарной энергии покоя электрона и позитрона (1,02 МэВ), и фотоядерные реакции, которые возникают при взаимодействии -фотонов больших энергий с атомными ядрами. Для возникновения фотоядерной реакции необходимо, чтобы энергия -фотона была не меньше энергии связи, приходящейся на нуклон.

В результате различных процессов под действием -излучения образуются заряженные частицы; следовательно, -излучение также является ионизирующим.

Ослабление пучка -излучения в веществе обычно описывают экспоненциальным законом (26.8). Линейный (или массовый) коэффициент ослабления можно представить как сумму соответствующих коэффициентов ослабления, учитывающих три основных процесса взаимодействия — фотоэффект, Комптон-эффект и образование электрон-позитронных пар:

 = ф + нк + п.     (27.14)

Эти основные процессы взаимодействия происходят с разной вероятностью, которая зависит от энергии -фотона (рис. 27.5; кривая получена для свинца). Как видно из рисунка, при малых энергиях основную роль играет фотоэффект, при средних — Комптон-эффект и при энергиях, больших 10 МэВ, — процесс образования пары электрон — позитрон.

Экспоненциальный закон ослабления пучка -фотонов выполняется приближенно, особенно при больших энергиях. Это обусловлено вторичными процессами, возникающими при взаимодействии -излучения с веществом. Так, например, электроны и позитроны обладают энергией, достаточной для образования новых -фотонов в результате торможения и аннигиляции.

Поток нейтронов тоже является ионизирующим излучением, так как в результате взаимодействия нейтронов с ядрами атомов образуются заряженные частицы и -излучение. Проиллюстрируем это несколькими примерами:

— деление ядер при захвате ими нейтронов: образование радиоактивных осколков, -излучения и заряженных частиц;

—   образование -частиц, например:

—   образование протонов, например: .

27.4. Физические основы действия ионизирующих излучений

на организм

Рассматривая первичные физико-химические процессы в организме при действии ионизирующих излучений, следует учитывать две принципиально разные возможности взаимодействия: с молекулами воды и с молекулами органических соединений.

Под действием ионизирующих излучений происходят химические превращения вещества, получившие название радиолиза. Укажем возможные механизмы радиолиза воды:

Н2О  Н2О*,    Н2О*  Н + ОН

Н2О  Н2О+ + е,    Н2О+ + Н2О  ОН + Н3О+,

ОН   ОН + е ,    Н2О + е Н2О' ,

О2 + е О ,    О2 + Н+  НО2,

НО2+ Н  Н2О2.

Наиболее реакционноспособными являются три типа радикалов (присутствие неспаренного электрона у свободных радикалов обозначается жирной точкой в верхнем правом индексе), образующихся при радиолизе воды: е, Н и ОН. Взаимодействие органических молекул RH с этими радикалами может привести к образованию радикалов органических молекул, например:

RH + ОН    R* + Н2О,    R +  О2  RO2,

RO2 + RH  ROOH + R и т. д.

Взаимодействие молекул органических соединений непосредственно с ионизирующими излучениями может образовать возбужденные молекулы, ионы, радикалы и перекиси:

RH  RH* R + H  ...,    RH  RH+ + е    ....

Из приведенных реакций ясно, что эти высокоактивные в химическом отношении соединения будут взаимодействовать с остальными молекулами биологической системы, что приведет к повреждениям генетического аппарата, мембран, других структур клеток и, в итоге, нарушениям функций всего организма.

Рассмотрим некоторые общие закономерности, характерные для биологического действия ионизирующего излучения.

Значительные биологические нарушения вызываются ничтожно малыми количествами поглощаемой энергии излучения.

Ионизирующее излучение действует не только на биологический объект, подвергнутый облучению, но и на последующие поколения через наследственный аппарат клеток. Это обстоятельство, а также его условное прогнозирование особо остро ставят вопрос о защите организмов от излучения.

Для биологического действия ионизирующего излучения специфичен скрытый (латентный) период. Разные части клеток по-разному чувствительны к одной и той же дозе (см. гл. 28) ионизирующего излучения. Наиболее чувствительным к действию излучения является ядро клетки.

Способность к делению — наиболее уязвимая функция клетки, поэтому при облучении прежде всего поражаются растущие ткани. Это делает ионизирующее излучение особенно опасным для детского организма, включая период, когда он находится в утробе матери. Губительно действует излучение и на ткани взрослого организма, в которых происходит постоянное или периодическое деление клеток: слизистую оболочку желудка и кишечника, кроветворную ткань, половые клетки и т. д. Действие ионизирующего излучения на быстрорастущие ткани используют также при терапевтическом воздействии на ткани опухоли.

При больших дозах может наступить «смерть под лучом», при меньших — возникают различные заболевания (лучевая болезнь и др.).

27.6. Использование радионуклидов и нейтронов в медицине

Медицинские приложения радионуклидов можно представить двумя группами. Одна группа — это методы, использующие радиоактивные индикаторы (меченые атомы) с диагностическими и исследовательскими целями. Другая группа методов основана на применении ионизирующего излучения радионуклидов для биологического действия с лечебной целью. К этой же группе можно отнести бактерицидное действие излучения.

Метод меченых атомов заключается в том, что в организм вводят радионуклиды и определяют их местонахождение и активность в органах и тканях. Так, например, для диагностирования заболевания щитовидной железы в организм вводят радиоактивный иод  или , часть которого концентрируется в этой железе. Счетчиком, расположенным поблизости от нее, фиксируют накопление иода. По скорости увеличения концентрации радиоактивного иода можно делать диагностический вывод о состоянии щитовидной железы. Рак щитовидной железы может давать метастазы в разные органы. Накопление радиоактивного иода в них может дать информацию о метастазах.

Для обнаружения распределения радионуклидов в разных органах тела используют гамма-топограф (сцинтиграф), который автоматически регистрирует распределение интенсивности радиоактивного препарата. Гамма-топограф представляет собой сканирующий счетчик, который постепенно проходит большие участки над телом больного. Регистрация излучения фиксируется, например, штриховой отметкой на бумаге. На рис. 27.12, а схематически показан путь счетчика, а на рис. 27.12, б — регистрационная карта.

Применяя радиоактивные индикаторы, можно проследить за обменом веществ в организме. Объемы жидкостей в организме трудно измерить непосредственно, метод меченых атомов позволяет решить эту задачу. Так, например, вводя определенное количество радиоактивного индикатора в кровь и выдержав время для его равномерного распределения по кровеносной системе, можно по активности единицы объема крови найти ее общий объем.

Гамма-топограф дает сравнительно грубое распределение источников ионизирующего излучения в органах. Более детальные сведения можно получить методом авторадиографии.

В этом методе на исследуемый объект, например биологическую ткань, наносится слой чувствительной фотоэмульсии. Содержащиеся в объекте радионуклиды оставляют след в соответствующем месте эмульсии, как бы фотографируя себя (отсюда и название метода). Полученный снимок называют радиоавтографом или авторадиограммой. На рис. 27.13 схематически показан слой биологического препарата, содержащий радионуклиды (радиоактивные метки) и слой фотоэмульсии, в котором, после проявления, возникнут темные точки от ионизирующего излучения.

В живой организм радиоактивные атомы вводятся в таком небольшом количестве, что ни они, ни продукты их распада не оказывают вреда организму.

Лечебное применение радионуклидов в основном связано с использованием -излучения (гамма-терапия). Гамма-установка состоит из источника, обычно 60Со, и защитного контейнера, внутри которого помещен источник; больной размещается на столе. Применение гамма-излучения высокой энергии позволяет разрушать глубоко расположенные опухоли, при этом поверхностно расположенные органы и ткани подвергаются меньшему губительному действию.

Терапевтическое применение имеют и -частицы. Так как они обладают значительной линейной плотностью ионизации, то поглощаются даже небольшим слоем воздуха. Поэтому использование -частиц в терапии (альфа-терапия) возможно лишь при их непосредственном контакте с организмом, либо при введении внутрь организма.

Характерным примером является радоновая терапия: минеральные воды, содержащие  и его дочерние продукты (см. §27.1), используются для воздействия на кожу (ванна), органы пищеварения (питье), органы дыхания (ингаляция).

Еще одно лечебное применение -частиц связано с использованием потока нейтронов. В опухоль предварительно вводят элементы, ядра которых под действием нейтронов вступают в ядерную реакцию с образованием -частиц. Облучая после этого больной орган потоком нейтронов, вызывают ядерную реакцию и, следовательно, образование -частиц (например, реакции  или ).

Таким образом, -частицы образуются прямо внутри органа, на который они должны оказать разрушительное воздействие. Можно ввести радиоактивный препарат в больной орган на острие иглы.

Существуют и другие приемы лечебного воздействия ионизирующим излучением радионуклидов и нейтронами.

27.7. Ускорители заряженных частиц и их использование в медицине

Ускорителем называют устройство, в котором под действием электрических и магнитных полей формируется пучок заряженных частиц высокой энергии.

Различают линейные и циклические ускорители. В линейных ускорителях частицы движутся по прямолинейной траектории, в циклических — по окружности или спирали.

Наиболее известным циклическим ускорителем является циклотрон (рис. 27.14), в котором под действием магнитного поля индукции , направленной перпендикулярно плоскости рисунка, заряженная частица движется по окружностям. Переменное электрическое поле между дуантами 1 ускоряет частицу. Согласно формуле (13.23), период Т вращения частицы не зависит от ее скорости и радиуса траектории, поэтому время прохождения частицей любой полуокружности в каждом дуанте одинаково. Оно соответствует половине периода колебаний электрического поля. Таким образом, магнитное поле обеспечивает вращение частицы по окружности, а электрическое поле — изменение ее кинетической энергии. Источник частиц 2 находится вблизи центра циклотрона, пучок ускоренных частиц 3 вылетает из циклотрона после ускорения.

Циклотрон способен ускорять протоны до 20—25 МэВ. Ограничение энергии ускоряемых частиц обусловлено релятивистской зависимостью в формуле (13.23) массы1 (1 В настоящее время в физической литературе принято использовать релятивистскую зависимость импульса от скорости частицы. Здесь эти подробности не рассматриваются) от скорости, что приводит к увеличению периода вращения частицы с возрастанием ее скорости. В результате этого нарушится синхронность между движением частицы и изменением электрического поля. Электрическое поле будет не ускорять, а замедлять частицы. В связи с этим в циклотроне нельзя ускорять электроны, так как они быстро достигают релятивистских скоростей.

Из этого затруднения можно найти выход, изменяя частоту электрического поля в соответствии с изменением периода вращения заряженной частицы. Такой ускоритель называют фазотроном (синхроциклотроном), он способен ускорять протоны до энергии ~ ГэВ.

Можно предположить и другое решение вопроса: по мере возрастания массы увеличивать индукцию магнитного поля. Как видно из формулы (13.23), в этом случае можно сохранить период вращения частицы неизменным. Ускоритель такого типа называют синхротроном.

Для ускорения тяжелых частиц до энергий порядка гигаэлектрон-вольт и выше используют синхрофазотрон, в котором изменяют и магнитное поле, и частоту электрического поля.

Довольно распространенным ускорителем электронов невысоких энергий является бетатрон. В отличие от других циклических ускорителей в нем электрическое поле не подается от внешних источников, а создается при изменении магнитного поля (явление электромагнитной индукции).

На рис. 27.15, а схематически показано, что при изменении магнитного поля электромагнита 1 возникает, согласно теории Максвелла, вихревое электрическое поле. В зазоре 2 магнита расположена вакуумная камера, в которой ускоряются электроны. Силовые линии электрического поля в виде концентрических окружностей проходят в плоскости, перпендикулярной плоскости рис. 27.15, а. На рис. 27.15, б изображена отдельная линия напряженности электрического поля, которая приближенно совпадает с траекторией электрона. На этом рисунке линии вектора  в основном перпендикулярны плоскости чертежа, магнитная индукция возрастает.

Электрон удерживается на орбите магнитным полем (сила Лоренца) и ускоряется электрическим.

Бетатроны способны ускорять электроны до десятков мега-электрон-вольт. В настоящее время бетатроны используют главным образом в прикладных целях, в том числе и медицинских. Остановимся на медицинских приложениях ускорителей.

Ускорители заряженных частиц применяют как средство лучевой терапии в двух основных направлениях.

Во-первых, используют тормозное рентгеновское излучение, возникающее при торможении электронов, ускоренных бетатроном. Использование тормозного излучения оказывается более эффективным, чем гамма-терапия.

Во-вторых, используют прямое действие ускоренных частиц: электронов, протонов. Электроны ускоряются бетатроном, а протонный пучок получают от других ускорителей. Как видно из рис. 27.3, заряженные частицы, в том числе и протоны, наибольшую ионизацию производят перед остановкой. Поэтому при попадании пучка протонов в биологический объект извне наибольшее воздействие будет оказано не на поверхностные слои, а на опухолевые ткани, которые расположены в глубине организма. В этом основная выгода применения заряженных частиц для лучевой терапии глубинных опухолей. Поверхностные слои в этом случае повреждаются минимально.

Малое рассеяние протонов позволяет формировать узкие пучки и, таким образом, очень точно воздействовать на опухоль. Наряду с лечебным применением ускорителей в последние годы открылись возможности использования их в диагностике. Здесь можно указать две области.

Одна — ионная медицинская радиография. Суть метода заключается в следующем. Пробег тяжелых заряженных частиц (-частицы, протоны) зависит от плотности вещества. Поэтому если регистрировать поток частиц до и после прохождения объекта, то можно получить сведения о средней плотности вещества.

Таким образом, так же как и при рентгенографии, возможно различать структуры большей и меньшей плотности. Преимущество у этого метода перед рентгенографией — более низкая контрастность, что позволяет лучше различать структуру мягких тканей.

Другая область применения связана с синхротронным излучением.

Синхротронным излучением называют интенсивное ультрафиолетовое и мягкое рентгеновское излучение, которое испускают электроны, движущиеся по круговой орбите со скоростями, близкими к скорости света. Впервые это излучение как световое наблюдалось на синхротронах, поэтому оно и называется синхротронным. Синхротронное излучение в целях диагностики применяют аналогично обычному рентгеновскому излучению. Одно из преимуществ синхротронного излучения перед рентгеновским заключается в возможности поглощения этого излучения преимущественно некоторыми элементами, например иодом, который может иметь повышенную концентрацию в тканях. Отсюда возникают условия для ранней диагностики злокачественных опухолей.

Отметим, что синхротронное излучение начинают также применять и в лучевой терапии.

.

Дозиметрия ионизирующего излучения.

Поглощенная доза.

 Дозиметрией называют раздел ядерной физики и измерительной техники, в котором излучают величины, характеризующие действие ионизирующего излучения на вещества, а также методы и приборы для их измерения.

Вначале развитие дозиметрии было обусловлено необходимостью учета действия рентгеновских лучей на человека.

Ионизирующее излучение оказывает действие на вещество только тогда, когда оно взаимодействует с частицами, входящими в состав этого вещества. Поэтому часть излучения, которая проходит данное вещество (без поглощения) действия на него не оказывает.

 Основной характеристикой действия ионизирующего излучения на вещество является энергия ионизирующего излучения, поглощенного единицей массы вещества за время облучения. Эту характеристику называют поглощенной дозой излучения Дn.

Единицей измерения поглощенной дозы в СU является 1 Дж/кг. Внесистемная единица поглощенной дозы 1 рад (radiation absorbed dose)

(1 рад = 10-2Дж/кг = 100 эрг/г).

Поглощенная доза зависит как от природы и свойств излучения (от энергии частиц), так и от природы вещества, в котором оно поглощается.

Непосредственное измерение поглощающей дозы в веществе, в глубине тканей живого организма затруднительно. Поэтому оценивают поглощенную телом дозу по ионизирующему действию излучения в воздухе, окружающем тело.

Вводят в связи с этим экспозиционную дозу До, которая является мерой ионизации воздуха рентгеновскими и -лучами. Единицей экспозиционной дозы в СU является /Кл/кг. На практике применяют рентген.

Рентген есть экспозиционная доза рентгеновского или -излучения, при которой в результате полной ионизации в /см3 сухого воздуха (при 00С и 760 мм рт.ст.) образуются ионы. Несущие заряд в одну электростатическую ед. количества электричества каждого знака.

 Экспозиционная доза в 1 Рентген соответствует образованию 2,08109 пар ионов в 0,001293г сухого воздуха 1Р=2,5810-4Кл/кг.

 2.Связь мощности дозы с активностью.

Мощность дозы. Связь мощности дозы и активности.

Дозу (поглощенную и экспозиционную), отнесенную к единице времени, называют мощностью дозы. 

ДП – Поглощенная доза излучения – отношение энергии ионизирующего излучения, поглощенного облучаемой средой, к массе этой среды.

«СU» - Грей (Гр)

Внесистемная – рад

Грей – единица поглощенной и эквивалентной доз ионизирующего излучения в «СU», равная 1 Дж/кг (названа в честь английского ученого С. Грея – 1670-1736 гг.)

Рад – внесистемная единица поглощенной дозы излучения, равная 0,01Дж/кг = 0,01Гр.

3.Эффективная эквивалентная доза. Коллективная доза.

Экспозиционная и эквивалентная дозы.

ДО – Экспозиционная доза излучения – характеристика ионизационной способности рентгеновского и -излучения, измеряемая по ионизации воздуха.

«СU» - Кулон/кг (Кл/кг)

Внесистемная - рентген (Р)

 

Рентген – внесистемная единица экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучения, равная 258 мкКл/кг (названа в честь немецкого физика В.К. Рентгена – 1845-1923).

ДЕД – Эквивалентная доза излучения – мера биологического воздействия ионизирующего излучения на организм, характеризует степень радиоактивной опасности.

3иверт (3в)  «СU» - Грей (Гр)

Внесистемная – бэр (биологический эквивалент рентгена)

1 БЭР = 0,01Гр (3в)  ДЕД = КДП, К – коэффициент качества (ОБЭ)

Интегральная доза излучения – общая доза ионизирующего излучения, поглощенная всей массой облучаемого тела или среды.

«СU» - Джоуль  (Дж), Кулон (Кл)

Внесистемные – грамм·рад (г·рад), грамм·рентген (г·Р).

Р

Соответственно единицей мощности дозы является: для поглощения – Вт/кг и рад/с; для экспозиционной дозы – А/кг, Р/час или мкР/с.

Между поглощенными и экспозиционными дозами существует следующая связь:

Дn=fДо,

где f – переходный коэффициент, зависящий от облучаемого вещества и энергии фотонов. Для воздуха f=0,88 и мало зависит от энергии фотонов. Дn=fвозд.До=0,88До

 4.Связь между активностью и эквивалентной дозой внутреннего облучения.

5.Принципы расчета эквивалентной дозы внутреннего облучения.

Для воды и мягких тканей тела человека f=1, следовательно, поглощенная доза в рядах численно равна соответствующей дозе в рентгенах. Это и обуславливает удобство и использования внесистемных единиц – рад и рентген. Для костной ткани f уменьшается с увеличением энергии фотонов ~ от 4,5 до 1.

Биологическое действие различных видов ионизирующего излучения отличается. В связи с этим в дозиметрию вводится биологическая доза Дб. Единицей биологической дозы является биологический эквивалент рада (бэр). 1 бэр = 10-2Дж/кг.

Биологическая доза в борах численно равняется произведению поглощенной дозы в радах на коэффициент, называемый относительной биологической эффективностью излучения (К):

Дб(бэр)=Дn(рад)·К

Фон за счет естественных радиоактивных источников (космические лучи, радиоактивность недр, воды, радиоактивность ядер, входящих в состав человеческого тела и др.) соответствует приблизительно дозе 125 мбэр. Предельно допустимой эквивалентной дозой при профессиональном облучении является 5 бэр за год. Летальной дозой от -излучений считается 600 бэр.

Для изотопов, излучающих при распаде -фотоны, активность связана с мощностью дозы определенным соотношением, т.к. при каждом распаде излучается один (или определенное число) фотон. Для источника излучения точечной формы мощность дозы в рентген/час прямо пропорциональна активности А источника, выраженной в мкюри, и обратно пропорциональна квадрату расстояния R в см от источника излучения до места определения дозы:

Р=

 

Кюри – активность радиоактивного изотопа, в котором в/с происходит 3,71010 распадов.

R - гамма-постоянная радиоактивного изотопа.

6.Методы регистрации ионизирующих излучений, дозиметрические и радиометрические приборы.

Детекторами ионизирующего излучения называют приборы, регистрирующие - и -частицы, рентгеновское и -излучения, протоны и т.д.

Наблюдение частиц возможно лишь в том случае, если они заряжены и имеют достаточно большую скорость. Нейтральные частицы (фотоны и нейтроны) можно наблюдать, когда они в результате взаимодействия с веществом образуют заряженные частицы.

В настоящее время используются следующими методами наблюдения частиц:

  1.  метод камер,
    1.  ионизационные (газоразрядные) счетчики всех систем,
      1.  метод толстослойных фотографических пластинок,
      2.  полупроводниковые детекторы,
      3.  сцинтилляционные детекторы,
      4.  черенковские детекторы.

  1.  а) Метод камеры Вильсона основан на том, что в пересыщенном паре ионы являются центрами конденсации. Пересыщение пара в камере достигается путем быстрого адиабатического расширения объема камеры, содержащего насыщенный пар. Если при этом в камеру попадает заряженная частица, то при движении она создает цепочку ионов, присутствие которых обнаруживается по образованию вокруг них капелек. Освещая камеру после расширения, можно наблюдать и фотографировать пути (треки) отдельных частиц. Если поместить камеру в сильное магнитное поле, то каждый трек будет изогнутым; это позволяет по радиусу кривизны определять заряд, массу и скорость частицы.

б) Пузырьковая камера. Она представляет собой сосуд, заполненный сжиженным газом (пропаном, пентаном, фреоном, водородом, гелием) при высоком давлении и при температуре, близкой к точке кипения. Действие пузырьковой камере основано на том, что заряженные частицы при своем движении создают вдоль траектории в жидкости центры парообразования в виде пузырьков, которые можно наблюдать или фотографировать. Они позволяют наблюдать частицы с высокой энергией.

2. Ионизационные счетчики основаны на возникновении газового разряда вследствие ионизации газа, вызванного заряженной частицей.

Эти счетчики можно разделить на ионизационные камеры и счетчики с самостоятельным разрядом (газоразрядные счетчики). Рассмотрим ионизационную камеру.

 

Главная часть ее – плоский, шаровой или цилиндрический конденсатор, наполненный газом (воздухом, аргоном, фтористым бромом и др.) при давлении от 1 атм и выше. При движении в камере заряженной частицы образуются ионы и возникает кратковременный ток в виде импульса, который можно усилить. Следовательно, каждое прохождение заряженной частицы может быть зарегистрировано (до 107-108 частиц в секунду).

В ионизационных камерах для рентгеновских и -лучей ионизация проводится теми электронами, которые образуются при поглощении излучения в стенках камеры и в газе.

Ионизационная камера пригодна и для измерения потока медленных нейтронов. Для этого ее наполняют трехфтористым бором (ВГ3) и количество нейтронов измеряется по ионизации, вызванной ядрами гелия и лития, образующимися при расщеплении бора нейтронами.

Действие счетчиков газоразрядных основано на возникновении в газе самостоятельного разряда при попадании в него заряженной частицы. Примером является счетчик Гейгера-Мюллера.

 

Он состоит из цилиндрической камеры, наполненной газом при давлении 100 – 200 мм рт.ст. По оси камеры на изоляторах натянутая тонкая (Ø 0,0075 – 0,25 мм) нить металл-анод. Между нитью (+) и стенкой (-) приложена разность потенциалов, немного меньшая той, при которой начинается самостоятельный разряд в газе. В цепь введено большое (порядка 109Ом) сопротивление. Попадание быстрой заряженной частицы в камеру вызывает лавинный разряд. Возникающий при этом ток, проходя через сопротивление, вызывает на нем падение напряжение, на величину которого уменьшается разность потенциалов между нитью и стенкой счетчика. Разряд при этом обрывается, а через некоторый промежуток времени разность потенциалов на счетчике вновь достигает прежней величины. При появлении новой заряженной частицы вновь возникает разряд и т.д.

Важной особенностью счетчиков Гейгера-Мюллера и вообще счетчиков с самостоятельным разрядом является зависимость скорости счета за секунду № от напряжения на счетчике U. Плато-участок, на протяжении которого число отсчетов в секундах не зависит от напряжения – т.е. от U2 до U3 это – рабочий интервал U.

 3. Метод толстослойных фотографических пластинок основан на том, что в фотоэмульсии (из бромистого серебра), через которую проходит заряженная частица, получается изображение траектории частицы. Этот метод оказался особенно плодотворным при изучении космических лучей и взаимодействия быстрых заряженных частиц с ядрами вещества.

 4. Сцинтилляционные счетчики основаны на явлении люминесценции вещества под влиянием ударов зараженных частиц или фотонов. Первым был сликтарископ (экран из ZnS). Сейчас применяют ФЭУ, позволяющий регистрировать слабые световые потоки от отдельных сцинтилляций.

 

Сцинтилляционные счетчики отличаются высокой чувствительностью и большой разрешающей способностью во времени, т.е. они могут регистрировать большое число частиц в единице времени.

Они пригодны для регистрации и нейтральных частиц-нейтронов и фотонов – по вторичным электронам, которые они создают в веществе сцинтиллятора.

 5. Полупроводниковые детекторы основаны на свойстве полупроводников изменять свою электропроводность под действием обручения нейтронами или -лучами, для регистрации которых они и применяются.

 6. Черенковские счетчики основаны на открытом С.И. Вавиловым и П.А. Черенковым излучении, которое вызывается электронами, когда они движутся в чистой жидкости или твердом диэлектрике со скоростью, большей чем фазовая скорость света в этих средах (т.е.  >), но  меньше скорости света в вакууме, поэтому движение электрона со скоростью  >  (но меньше, чем С) возможно и не противоречит теории относительности. Световая вспышка, порождаемая быстродвижущейся заряженной частицей, превращается с помощью ФЭУ в импульс тока. Для того чтобы заставить сработать такой счетчик, энергия частицы должна превысить пороговое значение, определяемое условием: .

7.Естественный радиационный фон. Техногенный фон.

Фон за счет естественных радиоактивных источников (космические лучи, радиоактивность недр, воды, радиоактивность ядер, входящих в состав человеческого тела и др.) соответствует приблизительно дозе 125 мбэр. Предельно допустимой эквивалентной дозой при профессиональном облучении является 5 бэр за год. Летальной дозой от -излучений считается 600 бэр.

← Предыдущая
Страница 1
Следующая →

Лабораторная работа. Изучить вопросы взаимодействия ионизирующего излучения с веществом, биофизические основы действия ионизирующего излучения на организм, основы дозиметрии. Определить интегральную дозу накопления радионуклидов для каждого студента и сравнить ее со значениями в «Таблице возрастных значений среднего равновесного содержания цезия-137 в организме»

У нас самая большая информационная база в рунете, поэтому Вы всегда можете найти походите запросы

Искать ещё по теме...

Похожие материалы:

Сохранить?

Пропустить...

Введите код

Ok