ВУЗ: Не указан
Категория: Не указан
Дисциплина: Не указана
Добавлен: 19.02.2019
Просмотров: 5805
Скачиваний: 1
26
Единица экспозиционной дозы в СИ – Кулон на килограмм
(Кл/кг).
Кулон на килограмм равен экспозиционной дозе, при которой все
электроны и позитроны, освобожденные фотонами в воздухе массой
1 кг, производят ионы, несущие электрический заряд 1 Кл каждого
знака.
Внесистемная
единица
экспозиционной
дозы
фотонного
излучения: Рентген (Р).
Рентген – единица экспозиционной дозы фотонного излучения,
при прохождении которого через 0,001293 грамма воздуха (1 см
3
)
сухого
атмосферного
воздуха
при
нормальных
условиях
(температура 0°С и давление 1013 ГПа (760 мм рт. ст.) в результате
завершения всех ионизационных процессов в воздухе создаются
ионы, несущие одну электростатическую единицу количества
электричества каждого знака.
(Шарль Огюстен Кулон (1736–1806) – французский физик,
внесший большой научный вклад в области электричества и
магнетизма).
(Вильгельм Кондрад Рентген (1845–1923) – немецкий физик,
открывший излучение, названное им Х-лучами (рентгеновские лучи),
и создавший рентгеновские трубки.)
При определении экспозиционной дозы должно выполняться
условие электронного равновесия, при котором сумма энергий
образующихся электронов, покидающих рассматриваемый объем,
соответствует сумме энергий электронов, входящих в этот объем. В
условиях электронного равновесия в качестве энергетического
эквивалента экспозиционной дозы можно принять поглощенную дозу
излучения.
Из определения единицы рентген можно найти энергетические
эквиваленты рентгена во внесистемных единицах.
По определению, 1 Р соответствует заряд 1CГCE = N
q, где N –
число ионов, создаваемых излучением в 1 см
3
; q – заряд иона, равный
4,8
10
–10
СГСЕ.
Таким образом, для определения заряда в 1СГСЕ требуется:
N = l / (4,8
10
–10
) = 2,08
10
9
пар ионов / см
3
.
При расчете на 1 г воздуха 1 Р будет соответствовать:
2,08
10
9
/0,001293 = 1,61
10
12
пар ионов / г или 1,61
10
15
пар ионов / кг.
Если учесть, что средняя энергия ионообразования в воздухе
W= 33,85 эВ и 1эВ = 1,6
10
–12
эрг, то единице экспозиционной дозы
27
1 Р будет соответствовать поглощенная энергия в 1 см
3
воздуха:
N
W
= 2,08
10
9
33,85
10
-6
= 7,05
10
4
МэВ / см
3
= 0,113 эрг / cм
3
,
при пересчете на 1 г воздуха единица экспозиционной дозы 1 Р
будет соответствовать поглощенной энергии:
N
W
= 1,61
10
-12
ЗЗ,85
10
-6
= 5,45
10
7
МэВ / г = 87,3 эрг / г.
Таким образом, энергетический эквивалент рентгена:
1Р = 2,08
10
9
пар ионов / см
3
→ 7,05
10
4
МэВ / см
3
→ 0,013 эрг/см
3
→
→ 1,61
10
12
пар ионов / г → 5,45
10
7
МэВ / г → 87,3 эрг/г.
Аналогичным образом можно определить энергетический
эквивалент Кулона на килограмм:
1Кл / кг = 8,07
10
18
пар ионов / м
3
→ 2,73
10
14
МэВ / м
3
→ 43,8 Дж /м
3
→
→ 6,24
10
18
пар ионов / кг → 2,11
10
14
МэВ / кг → 33,8 Дж/кг
и соотношение между единицами рентген и кулон на килограмм:
число пар ионов, образованных в 1 кг воздуха:
N = 1,61
10
15
пар ионов / кг;
Q = 4,8
10
-10
СГСЕ;
1Кл = 3
10
9
СГСЕ,
тогда:
1Р = 1,61
10
15
4,8
10
10
/ 3
10
9
= 2,58
10
-4
Кл / кг.
Таким образом:
1Кл / кг = 3,88
10
3
P;
1Р = 2,58
10
-4
Кл / кг.
В условиях электронного равновесия экспозиционной дозе 1Кл/кг
соответствует поглощенная доза 33,8 Гр в воздухе или 37,2 Гр в
биологической ткани; для внесистемных единиц 1Р соответствует
поглощенной дозе 0,873 рад в воздухе или 0,96 рад в биологической
ткани.
2.6
Гамма – постоянная радионуклида
В литературе полной гамма – постоянной Г называется мощность
экспозиционной дозы Р
о
(Р/ч), создаваемая нефильтрованным γ- и
рентгеновским излучением точечного непоглощающего изотропного
радионуклида активностью А = 1 мКи на расстоянии l = 1 см.
Удобство применения на практике гамма – постоянных состоит в
том, что с их помощью однозначно решается вопрос об
экспозиционной мощности дозы любого гамма-источника. Если
точечный непоглощающий изотропный источник имеет активность А
мКи, то в воздухе на расстоянии l см мощность экспозиционной дозы
28
Р (Р/ч) равна:
2
2
2
см
l
мКи
ч
см
Р
Г
мКи
A
ч
Р
P
(2.8)
Биологическое действие ионизирующего излучения имеет
следующие особенности: действие ионизирующего излучения на
организм неощутимо человеком. У людей отсутствуют органы
чувств, которые воспринимали бы ионизирующее излучение.
Поэтому человек может проглотить, вдохнуть радиоактивное
вещество без всяких первичных ощущений. Видимые поражения
кожного покрова, недомогание, характерные для лучевого
заболевания, появляются не сразу, а спустя некоторое время.
Суммирование доз происходит скрытно. Если в организм человека
систематически будут попадать радиоактивные вещества, то со
временем дозы суммируются и, в зависимости от величины разового
ежедневного внешнего облучения и внутреннего поступления
радионуклидов в организм, последствия могут быть нежелательны
вплоть до лучевого поражения.
Поэтому для восприятия ионизирующего излучения служат
дозиметрические приборы. Мерой потенциальной опасности
является уровень радиоактивности, а реального воздействия
излучения на организм человека – дозиметрические характеристики.
Величины и единицы, применяемые в области ионизирующих
излучений и радиоактивности, совершенствуются и состав их
расширяется в соответствии с развитием практических приложений
ионизирующих излучений и результатами исследований. До
введения системы СИ широкое распространение получили единицы,
которые сейчас оказались внесистемными (рад, бэр, рентген и т.д.).
Существенное
изменение
размеров
единиц,
необходимость
использования иногда непростых коэффициентов связи между
внесистемными единицами и единицами СИ могут быть причиной
многочисленных ошибок. Поспешное изъятие из употребления
внесистемных единиц оказалось бы ущербным для практики.
Поэтому предусмотрено постепенное внедрение единиц СИ. Во
всяком случае, время, в течение которого могут встречаться на
практике внесистемные единицы, окажется достаточно длительным.
Это требует того, чтобы специалисты и практики свободно владели
как единицами СИ, так и внесистемными единицами.
29
3
Основные делящиеся и радиоактивные материалы
и их свойства
3.1 Цезий
3.2 Йод
3.3 Стронций-90
3.4 Трансплутониевые радионуклиды
Среди обилия ядерных превращений можно выделить ядерные
реакции деления, в том числе самопроизвольное деление ядер,
которые возможны лишь для очень тяжелых элементов,
расположенных в конце периодической таблицы Д.И. Менделеева.
Неустойчивость ядер относительно деления связана с большим
количеством в них протонов, а, следовательно, кулоновских сил
отталкивания. Наиболее вероятным в реакции деления является
деление ядер на две части. При делении тепловыми нейтронами и
самопроизвольном (спонтанном) делении отношение масс осколков
примерно 3:2. Вероятность деления ядра на три части составляет 10
-
2
–10
–6
от вероятности деления на две части. Деление ядер на еще
большее количество частей имеет пренебрежимую вероятность при
обычных энергиях частиц. Образующиеся осколки деления
перегружены нейтронами и поэтому находятся в возбужденных
состояниях, из которых они приходят в основное через несколько
бета-распадов, испуская, так называемые, запаздывающие нейтроны.
Реакции деления обычно являются экзотермическими с количеством
выделившейся энергии примерно 10
8
электронвольт в каждом акте
реакции. Энергия реакции освобождается в виде кинетической
энергии осколков и нейтронов (от 2 до 3), вылетающих в момент
реакции (за время 10
–14
сек) из делящегося ядра (мгновенные
нейтроны). Нейтроны деления, взаимодействуя с соседними ядрами
делящегося вещества, в свою очередь вызывают в них реакцию
деления и т. д. Такая реакция деления называется цепной.
В качестве делящегося вещества используются изотопы урана,
тория, плутония и нептуния, основные характеристики которых
приведены в таблице 3.1.
Делящиеся нуклиды нашли свое применение в ядерной
промышленности в качестве топлива для ядерных реакторов, в
производстве ядерного оружия, а так же для изготовления ядерных
эмульсий в дозиметрии нейтронов.
30
Таблица 3.1 – Характеристики делящихся нуклидов
Нуклид
-активность
Спонтанное деление
Период
полураспада, лет
Число
-частиц,
(мг
*
с)
-1
Период
полураспада, лет
Число делений,
(г
*
ч)
-1
232
Th
1,4
10
10
4,15
1,4
10
18
0,15
233
U
1,6
10
5
3,48
10
5
3
10
17
0,7
234
U
8,0
10
5
2,24
10
5
1,6
10
17
12,7
235
U
7,1
10
8
80,2
1,8
10
17
1,08
236
U
2,4
10
7
2,3
10
3
2
10
16
10
238
U
4,5
10
9
12,4
8
10
15
24,8
239
Pu
2,4
10
4
2,31
10
15
5,5
10
15
36
237
Np
2,2
10
6
2,55
10
4
>10
18
5
Топливом для атомных реакторов является
235
U. Как уже
упоминалось выше, продуктами деления являются два осколка и
нейтроны деления. В качестве примера в таблице 3.2 приведен
перечень радионуклидов, наработанных в процессе эксплуатации 4
блока реактора на Чернобыльской АЭС на период его аварии и
остановки.
Табл. 3.2 – Радионуклидный состав выброса при аварии на 4 блоке
ЧАЭС
Радионуклид Период полураспада (дни) Общее количество
(Бк)
Доля выброса (%)
85
Kr
3930
3,3
10
16
~100
133
Xe
5,27
1,7
10
18
~100
131
I
8,05
1,3
10
18
20,0
132
Te
3,25
3,2
10
17
15,0
134
Cs
750
1,9
10
17
10,0
137
Cs
1,1
10
4
2,9
10
17
13,0
99
Mo
2,8
4,8
10
18
2,3
95
Zr
65,5
4,4
10
18
3,2
103
Ru
39,5
4,1
10
18
2,9
106
Ru
368
2,0
10
18
2,9
140
Ba
12,8
2,9
10
18
5,6
141
Ce
32,5
4,4
10
18
2,3
144
Ce
284
3,2
10
18
2,8
89
Sr
53
2,0
10
18
4,0
90
Sr
1,02
´
10
4
2,0
10
17
4,0
239
Np
2,35
1,4
10
17
3,0
238
Pu
3,14
10
4
1,0
10
15
3,0
239
Pu
8,9
10
6
8,5
10
14
3,0
240
Pu
2,4
10
6
1,2
10
15
3,0
241
Pu
4800
1,7
10
17
3,0
242
Cm
164
2,6
10
16
3,0