1.3 Единицы измерения активности, дозы излучения
Количество любого радиоактивного изотопа со временем уменьшается вследствие радиоактивного распада (превращения ядер). Скорость распада определяется строением ядра. На этот процесс нельзя повлиять никакими обычными физическими или химическими способами, не изменив состояния атомного ядра. Для каждого радиоактивного изотопа средняя скорость распада его атомов постоянна, неизменна и характерна только для данного изотопа. Постоянная радиоактивного распада для определенного изотопа показывает, какая доля ядер распадается в единицу времени. Постоянную распада выражают в обратных единицах времени: с-1, мин-1, ч-1 и т. д., чтобы показать, что количество радиоактивных ядер убывает.
Для характеристики скорости распада радиоактивных элементов в практике пользуются вместо постоянной распада периодом полураспада. Период полураспада — это время, в течение которого распадается половина исходного количества радиоактивных ядер. Для различных радиоактивных изотопов период полураспада имеет значения от долей секунды до миллиардов лет. Причем у одного и того же элемента могут быть изотопы с различными периодами полураспада. Соответственно и радиоактивные элементы разделяются на короткоживущие (часы, дни) и долгоживущие (годы).
Связь между периодом полураспада и постоянной распада имеет обратную зависимость, т. е. чем больше значение , тем меньше значение Т, и наоборот:
.
Особенность радиоактивного распада в том, что ядра одного и того же элемента распадаются не все сразу, а постепенно, в различное время. Иными словами, распад ядер происходит неравномерно — то большими, то меньшими порциями, поэтому при одном и том же времени измерения числа импульсов от радиоактивного препарата получаются разные значения. Следовательно, для получения точных результатов необходимо измерения проводить несколько раз. Однако при определении радиоактивности короткоживущих препаратов будут наслаиваться другие ошибки, во избежание которых необходимо правильно выбрать время счета (таблица Бэлла и др.).
Количество радиоактивного вещества обычно определяют не единицами массы (грамм, миллиграмм и т. п.), а активностью данного вещества, которая равна числу распадов в единицу времени. Чем больше радиоактивных превращений испытывают атомы данного препарата в секунду, тем больше его активность. Как следует из закона радиоактивного распада, активность радионуклида пропорциональна числу радиоактивных атомов, т. е. возрастает с увеличением количества данного вещества. Поскольку скорость распада радиоактивных изотопов различна, то одинаковые по массе количества различных радионуклидов имеют разную активность. Так, если взять радионуклиды 238U, 32Р и 8Li одинаковой массы, но с различными периодами полураспада (4,5 . 109 лет, 14,3 дня и 0,89 с соответственно), то самая высокая активность будет у лития и фосфора и очень малая у урана, так как наибольшее число распадов в 1 с будет у первых двух изотопов.
Единицей активности в системе единиц (СИ) служит распад в секунду (расп/с), ее называют беккерель (Бк); 1 Бк = 1 с-1.
Также используется единица - кюри (Ки). Кюри - это такое количество любого радиоактивного вещества, в котором число радиоактивных распадов в секунду равно 3,7 . 1010. Единица кюри соответствует радиоактивности 1 г радия. Кюри очень большая величина, поэтому обычно употребляют дробные производные единицы (1 мКи, мкКи, 1 нКи, 1 пКи). 1 Ки = 3,7 . 1010 Бк.
Активность любого радиоактивного препарата по истечении времени t определяют по формуле, соответствующей основному закону радиоактивного распада:
,
где At— активность препарата через время t; А0 — исходная активность препарата; е— основание натуральных логарифмов (е= 2,72); Т— период полураспада; значения Т и t должны иметь одинаковую размерность (минуты, часы, сутки и т. д.).
Пример. Активность А0 радиоактивного элемента 32Р на определенный день равна 5 мКи. Определить активность этого элемента через неделю. Период полураспада T элемента 32Р составляет 14,3 дня. Активность 32Р через 7 сут:
.
Единицы кюри для характеристики гамма-активности источников непригодны. Для этих целей введена другая единица - эквивалент 1 мг радия (мг-экв. радия). Миллиграмм-эквивалент радия — это активность любого радиоактивного препарата, гамма-излучение которого при идентичных условиях измерения создает такую же мощность экспозиционной дозы, как гамма-излучение 1 мг радия Государственного эталона радия РФ при использовании платинового фильтра толщиной 0,5 мм.
Существуют таблицы гамма-постоянных для большинства радиоактивных изотопов. Так, гамма-постоянная 60Со составляет 13,5 Р/ч.
Доза излучения и единицы ее измерения. Биологическое действие рентгеновского и ядерных излучений на организм обусловлено ионизацией и возбуждением атомов и молекул биологической среды. На процесс ионизации излучения расходуют свою энергию. В результате взаимодействия излучений с биологической средой живому организму передается определенное количество энергии. Часть поступающего в организм излучения, которое пронизывает облучаемый объект (без поглощения), действия на него не оказывает. Поэтому основная физическая величина, характеризующая действие излучения на организм, находится в прямой зависимости от количества поглощенной энергии. Для измерения количества поглощенной энергии введено такое понятие, как доза излучения. Это величина энергии, поглощенной в единице объема (массы) облучаемого вещества.
Различают дозу в воздухе, дозу на поверхности (кожная доза) и в глубине облучаемого объекта (глубинная доза), очаговую и интегральную (общая поглощенная доза) дозы. Так как поглощенная энергия расходуется на ионизацию среды, то для измерения ее необходимо подсчитать число пар ионов, образующихся при излучении. Однако измерить ионизацию непосредственно в глубине тканей живого организма трудно. В связи с этим для количественной характеристики рентгеновского и гамма-излучений, действующих на объект, определяют так называемую экспозиционную дозу D0, которая характеризует ионизирующую способность рентгеновских и гамма-лучей в воздухе. От экспозиционной дозы с помощью соответствующих коэффициентов переходят к дозе, поглощенной в объекте. Экспозиционную дозу определяют по ионизирующему действию излучения в определенной массе воздуха и только при значениях энергии рентгеновских и гамма-лучей в диапазоне от десятков килоэлектронвольт до 3 МэВ.
За единицу экспозиционной дозы в Международной системе единиц (СИ) принят кулон на килограмм (Кл/кг), т. е. такая экспозиционная доза рентгеновских и гамма-лучей, при которой в 1 кг сухого воздуха образуются ионы, несущие заряд в один кулон электричества каждого знака.
На практике применяют единицу рентген (1 Р = 2,58 . 10-4 Кл/кг). Рентген (Р) — экспозиционная доза рентгеновского или гамма-излучения, при которой в 1 см3 воздуха (0,001293 г сухого воздуха) при нормальных условиях (0 oС и 1013 ГПа) образуется 2,0 . 109 пар ионов.
Поскольку на образование одной пары ионов в воздухе в среднем затрачивается 34 эВ, то энергетический эквивалент рентгена в 1 см3 воздуха составляет 2,08 . 109 . 34 = 7,08 . 104 МэВ = 0,114 эрг/см3, или в 1 г воздуха 88 эрг (0,114/0,001293 = 88 эрг).
Единица рад (rad — radiation absorbent dose) - поглощенная доза любого вида ионизирующего излучения, при которой в 1 г массы вещества поглощается энергия излучения, равная 100 эрг (1 рад = 100 эрг/г = 10-2 Дж/кг).
За единицу поглощенной дозы в Международной системе единиц (СИ) принят джоуль на килограмм (Дж/кг), т. е. такая поглощенная доза, при которой в 1 кг массы облученного вещества поглощается 1 Дж энергии излучения. Этой единице присвоено собственное наименование грей (Гр), 1 Гр = 1 Дж/кг = 100 рад. Эквивалентной единицей поглощенной дозы является зиверт (Зв).
Поскольку при одной и той же энергии гамма-квантов и частиц в 1 г биологической ткани, разной по химическому составу, поглощается различное количество энергии, поглощенную в тканях дозу измеряют в радах расчетным путем по формуле
,
где Dрад — поглощенная доза, рад; Dp — экспозиционная доза в той же точке, Р; f — переходный коэффициент, значение которого зависит от энергии излучения и от рода поглощающей ткани (атомного номера и плотности).
Если в воздухе доза излучения в 1 Р энергетически эквивалентна 88 эрг/г, то поглощенная энергия для этой среды составит 88 :100 = 0,88 рад. Таким образом, для воздуха поглощенная доза, равная 0,88 рад, соответствует экспозиционной дозе в 1 Р. Переходный коэффициент f обычно определяют опытным путем. Для воды и мягких тканей коэффициент fтк округленно принят за единицу (фактически он составляет 0,93). Следовательно, поглощенная доза в радах численно почти равна соответствующей экспозиционной дозе в рентгенах. Для костной ткани коэффициент fK = 2 - 5.
В биологическом отношении важно знать не просто дозу излучения, которую получил облучаемый объект, а дозу, полученную в единицу времени. В одном случае суммарная доза, значительно превышающая смертельную, но полученная в течение длительного периода времени, не только не приведет к гибели живого, но даже не вызовет у него реакцию лучевого поражения. В другом случае доза меньше смертельной, но полученная в короткий отрезок времени, может вызвать лучевую болезнь различной тяжести. В связи с этим введено понятие мощности дозы. Мощность дозы (P) — это доза излучения D, отнесенная к единице времени t:
.
Чем больше мощность дозы Р, тем быстрее растет доза излучения D.
В системе СИ за единицу эквивалентной дозы принят зиверт (Зв); 1 Зв = 100 бэр. Внесистемная единица эквивалентной дозы — биологический эквивалент рентгена - бэр (1 бэр = 1 . 10-2Дж/кг).
Для установления соотношения между активностью радиоактивного препарата и экспозиционной дозой, создаваемой им, используют гамма-постоянную . Для точечного источника с активностью А (мКи) доза излучения D (Р), создаваемая за время t (ч), на расстоянии R (см) выражается формулой
.
Соответственно мощность экспозиционной дозы (Р/ч) равна:
.
Если вместо активности известен гамма-эквивалент радиоактивного изотопа М (мг . экв. радия), то
,
где 8,4 — гамма-постоянная радия, г.
Квадрат расстояния R в знаменателе показывает, что доза от точечного источника ослабевает по закону квадратов расстояния подобно изменению интенсивности света.
Пример. Имеется радиоактивный источник 60Со, гамма-эквивалент которого 10 мг . экв. радия. Какую дозу получит работающий на расстоянии 0,5 м за 6 дней, если работает ежедневно: по 30 мин; по 3 мин?
Р 8,4 .10 . 0,05.6 2) D= _____________________ = 0,01Р. 2500
1) ;
При пересчете в единицы СИ необходимо учесть, что 1 Р = 10-2 Гр.
Для обеспечения прогноза радиоактивных воздействий введено понятие мощность дозы. Это чрезвычайно важное понятие применяется и для экспозиционной, и для поглощенной, и для эквивалентной доз. В каждом случае, соответствующая мощность дозы равна дозе, получаемой тем или иным веществом за единицу времени (за секунду или, в бытовых условиях чаще, за час). Мощность эквивалентной дозы принято обозначать МЭД. Зная эту величину, можно наперёд вычислить ожидаемое значение получаемой дозы за любой, наперед заданный, период времени, умножив МЭД на это время.
Например, дозиметрический прибор показал мощность эквивалентной дозы на ступеньках из гранита - 0,8 мкЗв/ч (Р=0,8 мкЗв/ч). Если человек посидит на этих ступеньках, например, 5 часов, то он получит радиационное облучение дозы
0,8 мкЗв/ч × 5 ч = 4 мкЗв (400 мкбэр),
что в 25-50 раз выше дозы от естественной солнечной радиации.
Последствия облучения определяются не мощностью дозы, а суммарной полученной дозой, т.е. мощностью дозы умноженной на время, в течение которого облучается человек. Например, если мощность дозы составляет 0,11 мкЗв/ч, то облучение в течение года (8800 ч) создаст дозу ~ 1000 мкЗв или 1 миллизиверт (мЗв).
- «Изучение радиоактивности портативным прибором рксб-104»
- 1. Общие сведения о радиации
- 1.1 Естественная и искусственная радиоактивность
- 1.2 Виды радиоактивных излучений
- 1.3 Единицы измерения активности, дозы излучения
- 1.4 Принцип расчета доз при внутреннем (инкорпированном) облучении
- 2. Основы радиоэкологии
- 2.1 Некорневое поступление радионуклидов в сельскохозяйственные культуры и передача их по трофическим цепям
- 2.2 Радиоактивное загрязнение лесных фитоценозов
- 3.1 Критерии обеспечения радиационной безопасности
- 3.2 Требования к проектированию и эксплуатации систем сбора, хранения и захоронения производственных отходов с повышенным содержанием природных радионуклидов
- 3.3 Радиационно-гигиенические требования по реабилитации территорий при прекращении эксплуатации предприятий нгк
- 3.4 Производственный радиационный контроль при обращении с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов
- 3.5 Вычисление эффективной удельной активности природных радионуклидов в производственных отходах
- 3.6 Требования к радиационно-гигиенической паспортизации организаций нгк
- 4 Рабочее задание 1. Защита от ионизирующих излучений с помощью защитных экранов
- 5 Дозы облучения населения от источников искусственной радиации
- 6 Устройство дозиметра и радиометра рксб-104
- 6.1 Назначение прибора
- 6.2 Основные технические данные и характеристики прибора
- 6.3 Устройство и принцип работы
- 6.4 Указание мер безопасности
- 6.5 Подготовка к работе
- 6.6 Порядок работы
- 7 Рабочее задание 2
- 7.1 Выполнение измерений
- 8 Рабочее задание 3
- Контрольные вопросы
- Список литературы