ВУЗ: Не указан

Категория: Не указан

Дисциплина: Не указана

Добавлен: 17.09.2025

Просмотров: 1802

Скачиваний: 0

ВНИМАНИЕ! Если данный файл нарушает Ваши авторские права, то обязательно сообщите нам.

СОДЕРЖАНИЕ

Министерство образования Республики Беларусь

1.2. Строение атомного ядра

1.3. Стабильные и радиоактивные изотопы

1.4. Понятие о радиоактивности

1.5. Типы ядерных превращений

1.6. Ядерные и термоядерные реакции

14054Xe → 14055Sr →14056Ba→14057La→14058Ce (стабильный)

9437Rb→9438Sr→9439y→9440Zn (стабильный)

1.7. Период полураспада радионуклидов. Закон радиоактивного распада

Лекция № 2 основные свойства ионизирующих излучений

2.1. Понятие об ионизирующих излучениях

2.2. Характеристика отдельных видов излучений

2.3. Взаимодействие радиоактивных излучений с веществом

Лекция № 3 основные дозовые величины

3.1. Понятие о дозиметрии

3.2. Активность радионуклида. Единицы активности

3.3. Экспозиционная доза

3.4. Поглощённая доза

3.5. Эквивалентная доза

3.6. Эффективная эквивалентная доза

3.7. Другие дозовые величины

3.8. Переходные коэффициенты

Методы и организация дозиметрического контроля

4.1. Общие сведения

4.2. Ионизационный метод

4.3. Сцинтилляционный метод

4.4. Люминесцентный метод

4.5. Химический метод

4.6. Фотографический метод

4.7. Дозиметрические приборы

4.8. Дозиметрический контроль

Основные источники облучения человека

5.1. Понятие о радиационном фоне

5.2. Космическое излучение

5.3. Внешние источники радиации земного происхождения

5.4. Искусственная радиоактивность

5.5. Характеристика основных естественных и искусственных радионуклидов

Радиоизотопы и биосфера

6.1. Поведение радионуклидов в почве

6.2. Нуклиды и растительный мир

6.3. Аэральное загрязнение растений

6.4. Поступление радионуклидов в организм гидробионтов

6.5. Действие излучений на растения

6.6. Действие излучений на животных

Биологическое действие ионизирующих излучений

7.1. Пищевые цепочки

7.2. Пути поступления радионуклидов в организм человека

7.3. Распределение радионуклидов в организме

7.4. Выведение радионуклидов из организма

7.5. Основные этапы действия ионизирующих излучений

7.6. Радиационные повреждения на различных уровнях биологической организации:

Клинические проявления действия радиации

8.1. Факторы, влияющие на степень тяжести лучевых поражений

8.2. Внешнее и внутреннее облучение

8.3. Лучевые поражения организма

8.4. Отдалённые последствия облучения человека

8.5. Генетические поареждения

Острая и хроническая лучевая болезнь

9.1. Острая лучевая болезнь

9.2.Клиническая характеристика периодов костномозговой формы олб

9.3. Хроническая лучевая болезнь

9.4. Действие малых доз радиации

10.Нормы и правила радиационной безопасности

10.1. Международная деятельность в области радиационной защиты

10.2. Регламентация радиационного воздействия

10.3. Нормы радиационной безопасности (нрб-2000)

10.4. Санитарные правила работы с радиоактивными веществами

11. Гигиенические аспекты радиационной безопасности

11.1. Мероприятия радиационной безопасности

11.2. Пути снижения внешнего облучения

11.3. Пути снижения внутреннего облучения

11.4. Мероприятия по ускорению выведения радионуклидов из организма

11.5. Пути снижения содержания радионуклидов в продукции растениеводства и животноводства

Обеспечение безопасной жизнедеятельности на территориях. Загрязненных радионуклидами

12.1. Общие понятия о безопасности жизнедеятельности

12.2. Виды деятельности на территории с радиоактивным загрязнением Виды деятельности в зоне эвакуации (отчуждения)

Виды деятельности в зоне первоочередного отселени

Виды деятельности зоне последующего отселения

Виды деятельности в зоне с правом на отселение

Виды деятельности в зоне проживания с периодическим радиационным контролем

Меры по защите здоровья населения, осуществляемые на территориях радиоактивного загрязнения.

12.3. Концепция проживания населения (радиационной защиты) а) Основные защитные мероприятия.

Б) Контрмеры, направленные на получение чистой продукции.

В средний и поздний периоды после выпадения радионуклидов.

В лесном хозяйстве

В) Выведение радионуклидов из пищевых продуктов при технологической и кулинарной обработке

Литература

Внесистемной единицей активности является кюри (Ки). Кюри – это такая активность, когда число радиоактивных распадов в секунду равно 3,7 х 1010 (37 млрд. расп./с). Кюри соответствует активности 1г радия. Так как кюри очень большая величина, то обычно употребляют производные величины: мКи – милликюри (тясячная доля кюри) – 3,7 х 107 расп/с; мкКи – микрокюри (миллионная доля кюри) – 3,7 х 104 расп/с; нКи – нанокюри (миллиардная доля кюри) – 3,7х10 расп/с.

Зная активность в беккерелях, не трудно перейти к активности в кюри и наоборот:

1 Ки = 3,7 х 1010 Бк = 37 гигабеккерель;

1 мКи = 3,7 х 107 Бк = 37 мегабеккерель;

1 мкКи= 3,7 х 104 Бк = 37 килобеккерель;

1 Бк = 1 расп/с = 2,7 х 10-11 Ки.

На практике часто пользуются числом распадов в минуту.

1 Ки = 2,22 х 1012 расп/мин

1 мКи = 2,22 х 109 расп/мин

1 мкКи = 2,22 х 106 расп/мин

При измерении активности радиоактивного образца ее обычно относят к массе, объему, площади поверхности или длине. Различают следующие виды активности радионуклида. Удельная активность – это активность, приходящаяся на единицу массы вещества (активность, отнесенная к единице массы) – Бк/кг, Ки/кг. Объемная активность – это активность, приходящаяся на единицу объема – Бк/л, Ки/л, Бк/м3, Ки/м3. В случае распределения радионуклидов на поверхности активность называется поверхностной (отношение активности радионуклида, на которой находится радионуклид) – Бк/м2, Ки/м2 .Для характеристики загрязнения территории применяется величина Ки/км2. Естественная радиоактивность калия-40 в почве соответствует 5мКи/км2 (200 Бк/м2). При загрязнении местности в 40 Ки/км2 по цезию-137 на 1м2 поверхности размещается 2000000 млрд. ядер, или 0,455 микрограмм цезия-137. Линейная активность радионуклида – отношение активности радионуклида, содержащегося на длине отрезка к его длине.

Массу в граммах при известной активности (например, 1Ки) радионуклида определяют по формуле m = к х А х Т½ х а, где m - масса в граммах; А – атомная масса; Т½ - период полураспада; а – активность в кюри или беккерелях; к – константа, зависящая от единиц, в которых дан период полураспада и активность. Если период полураспада дан в секундах, то при активности в беккерелях константа равна 2,4 х 10-24 , при активности в кюри – 8,86 х 10-14. Если период полураспада дан в других единицах, то его переводят в секунды.


Подсчитаем массу 131J с периодом полураспада 8,05 дней для создания активности в 1 кюри.

М = 8,86 х 10-14 х 131 х 8,05 х 24 х 3600 х 1 = 0,000008г. Для стронция-90 масса равна 0,0073, плутония-239 – 16,3г, урана-238 – 3т. Возможно вычислить активность в беккерелях или кюри радионуклида при известной его массе: а0 = l x m/ (А х Т 1/2), где l- параметр, обратный константе «к». При Т½ измеренных в секундах, а активности – в беккерелях, l = 4,17 х 1023, при активности в Ки l = 1,13 х 1013. Так, активность 32,6 г плутония- 239 равно

а0 = 1,13 х 1013 х 32,6 (239 х 24300 х 365 х 24 х 3600)=2 Ки

а0= 4,17 х 1013 х 32,6 ( 239 х 24300 х 365 х 24 х 3600)= 7,4 х 1010 Бк

Биологическое действие радиации обусловлено ионизацией облучаемой биологической среды. На процесс ионизации излучение растрачивает свою энергию. Т.е., в результате взаимодействия излучения с биологической средой живому организму передается определенная величина энергии. Часть излучения, которая пронизывает облучаемый объект (без поглощения ), действия на него не оказывает. Радиационный эффект зависит от многих факторов: количества радиоактивности снаружи и внутри организма, пути ее поступления, вида и энергии излучения при распаде ядер, биологической роли облучаемых органов и тканей т.д. Объективным показателем, увязывающем все эти разнообразные факторы, является количество поглощенной энергии излучения от ионизации, которую эта энергия производит в массе вещества.

Для того, чтобы предсказать величину радиационного эффекта, нужно научиться измерять интенсивность воздействия ионизирующего излучения. А это можно сделать, измерив поглощенную в объекте энергию или суммарный заряд образовавшихся при ионизации ионов. Эта величина поглощенной энергии получила название дозы.


3.3. Экспозиционная доза

Общее количество падающей на объект энергии излучения за время облучения может быть получено измерением так называемой экспозиционной дозы. Как уже отмечалось, гамма- или рентгеновское излучение образует в среде определенное количество ионов. Так как поглощенная энергия расходуется на ионизацию среды, то для измерения ее необходимо подсчитать число пар ионов, образующихся под действием излучения. Однако измерить число пар ионов непосредственно в глубине тканей живого организма сложно. В связи с этим для количественной характеристики рентгеновского и гамма-излучения, действующего на объект, определяют сначала экспозиционную дозу в воздухе, а затем расчетным путем определяют поглощенную дозу для тканей и органов организма. Экспозиционную дозу определяют по ионизирующему действию излучения в определенной массе воздуха и только при значениях энергии рентгеновского и гамма-излучения в диапазоне от десятков килоэлектронвольт до трех мегаэлектронвольт.

Экспозиционная доза рассчитывается только для рентгеновского и гамма-излучения, ибо только кванты этих излучений достаточно долгопробежные и могут создавать равномерное наружное облучение. Альфа- и бета-излучения короткопробежные, большая их часть поглощается одеждой и кожей, и не представляют большой опасности для внутренних органов.

Экспозиционная доза– это количественная характеристика рентгеновского и гамма-излучения, основанная на их ионизирующем действии и выраженная суммарным электрическим зарядом ионов одного знака, образованных в элементарном объеме воздуха в условиях электронного равновесия. За единицу экспозиционной дозы в Международной системе единиц (СИ) принят один кулон электрического заряда в одном килограмме облучаемого воздуха.

Кл/кг - это такая экспозиционная доза рентгеновских и гамма-лучей, под действием которой в 1 кг сухого воздуха образуется число пар ионов, суммарный заряд каждого знака которых равен одному кулону. Это число составляет 6,24х1018 пар ионов.

На практике до сих пор применяют внесистемную единицу экспозиционной дозы – рентген. Рентген (Р) – единица экспозиционной дозы, при которой в 1 см3 воздуха ( 0,001293 г ) при нормальных условиях (00 С и 1013 ГПА) образуется 2,082 х 109 пар ионов. Обычно используют производные рентгена – дробные доли: миллирентген – мР (тысячная доля рентгена), микрорентген – мкР (миллионная доля рентгена); мкР = 10-6 Р, мР = 10-3 Р.


При определении действия радиации на какую либо среду (особенно при облучении живого организма) необходимо учитывать не только общую дозу, но и время, за которое она получена. Поэтому вводится понятие мощность дозы. Мощность экспозиционной дозы (уровень радиации) – это доза, отнесенная к единице времени: Р/час, мР/час, мкР/час. В Международной системе единиц мощность экспозиционной дозы выражается в Кл/кг х с или А/кг (ампер на кг). Взаимосвязь между единицами экспозиционной дозы следующая: 1 Кл/кг = 3876Р; 1 Р = 2,58 х 10 -4 Кл/кг.

Поскольку на образование одной пары ионов в воздухе в среднем затрачивается 34 эВ, то энергетический эквивалент рентгена в 1 см3 воздуха составляет:

2,08 х 109 х 34 = 7,08 х 104 МэВ = 0,114 эрг/см3 или в 1г воздуха – 88 эрг.(0,114 : 0,001293 = 88).

Чтобы рассчитать поглощенную дозу в тканях организма сначала определяют поглощенную дозу в воздухе, а затем, используя переходный коэффициент, переходят к поглощенной дозе в тканях.

Так, например, зная, что на образование 1 пары в воздухе затрачивается 34эВ энергии (1эВ = 1,6 х 10-19Дж), можно рассчитать, что при экспозиционной дозе в воздухе в 1Кл/кг на ионизацию 1кг воздуха (образование 6,24 х 1018 пар ионов) затрачивается 34Дж.

6,24 х 1018 х 34/1,6 х 10-19 = 33,94Дж/кг, т.е. при экспозиционной дозе в 1Кл/кг поглощенная доза в воздухе составит 34 Дж/кг.

От поглощенной дозы в воздухе к поглощенной дозе в биологической ткани переходят с использованием множителя 1,09, т.е. при облучении организма экспозиционной дозой в 1 Кл/кг ткани организма поглощают 37 Дж/кг энергии ионизирующих излучений (34 Дж/кг х 1,09 = 37 Дж/кг),


3.4. Поглощённая доза

Поглощенная доза излучения является основной величиной, определяющей степень радиационного воздействия. Экспозиционная доза характеризует поле радиации вокруг объекта. Воздействие же на объект (организм) оказывает только на часть радиации, которую поглощает этот объект. Для измерения поглощенной энергии введено понятие поглощенная доза.

Поглощенная доза излучения – это величина энергии, поглощенной в единице объема ( или массы) облучаемого вещества.

За единицу поглощенной дозы в СИ принимают джоуль на килограмм (Дж/кг), т.е. это такая поглощенная доза, при которой в 1 кг массы облучаемого вещества поглощается 1 Дж энергии излучения. Этой единице присвоено наименование грей (Гр).

Внесистемной единицей поглощенной дозы является рад (radiation absorbent dose), она в 100 раз меньше Гр. Рад – единица поглощенной дозы ионизирующего излучения, при которой веществом массой 1 г поглощается энергия излучения, равная 100 эрг.

1 рад = 100 эрг/г = 10-2 Дж/кг. 1 Гр = Дж/кг = 100 рад.

Применяют такие производные величины от Гр и рад.

мГр – миллигрей (10-3 Гр)

мкГр –микрогрей (10-6 Гр)

крад – килорад (10-9 рад) и т.д.

Мощность поглощенной дозы – это поглощенная доза, отнесенная к единице времени. За единицу мощности в СИ принят ватт/кг (Вт/кг) – ватт равен мощности, при которой работа в 1 Дж проводится за 1 с.

Внесистемные единицы: рад в час (рад/ч), рад в мин (рад/мин), грей в секунду (Гр/с), рад в секунду (рад/с).

Если в воздухе экспозиционная доза в 1 Р энергетически эквивалента 88 эрг/г, то поглощенная доза для этой среды составляет 0,88 раз (88:100), так как 1 рад = 100 эрг/г. Таким образом экспозиционная доза в 1 Р соответствует поглощенной дозе в 0,88 рад.

Для различных биологических тканей используют переходные коэффициенты (их определяют опытным путем). Для мягких тканей он составляет 0,93, для костной ткани – 2-5.

Поглощенная доза обычно рассчитывается для рентгеновского и гамма-излучения. Для других видов излучений принята эквивалентная доза.

3.5. Эквивалентная доза

При одной и той же поглощенной дозе различные виды излучений (альфа-, бэта-, гамма-излучения и др.) оказывают различные биологические эффекты. Объясняется это различной ионизирующей способностью. Для количественной оценки качества излучения, т. е. для сравнения различных видов излучения, введено понятие относительной биологической эффективности (ОБЭ).