Коэффициент ослабления гамма излучения бетон

Обновлено: 16.05.2024

Коэффициент ослабления гамма излучения бетон

Расчет защиты от источников гамма-изучения

Ориентировочно защиту от источника гамма-излучения можно рассчитать следующим образом:

Для расчета примем, что:
Q - активность радионуклида в мккюри;
М - гамма-эквивалент радионуклида в мг*экв радия;
R - расстояние от источника до точки в которой рассчитывается защита;
t - время работы с источником в часах, час;
d - толщина защиты в см;
D - заданная, расчетная или измеренная доза в рентгенах, р;
P - заданная, расчетная или измеренная мощность дозы в мр/час, мкр/сек и т.д.;
k - кратность ослабления излучения, необходимая для обеспечения безопасности;
K - гамма-постоянная радионуклида, .

Соотношение между активностью источника Q (в мкюри) и гамма-эквивалентом M (мг*экв радия) определяется следующими формулами: где

где: 8.4 - гамма-постоянная радия при платиновом фильтре толщиной 0,5 мм, ,

К - полная гамма-постоянная данного радионуклида.

Коэффициент - гамма-эквивалент данного радионуклида.

Связь между мощностью дозы, дозой и активностью точечного источника определяется следующими соотношениями:

Примечание: В случае, когда задана интенсивность гамма-излучения, она должна быть предварительно переведена в мощность физической дозы, поскольку для широкого пучка излучения законы ослабления мощности физической дозы и интенсивности не совпадают. Если N g - поток g -квантов, пересекающий площадь в 1 см 2 за 1 сек., а h g -энергия g -квантов в Мэв, то связь между мощностью физической дозы Р g и интенсивностью выражается формулой:

где: g - линейный коэффициент электронного преобразования g -лучей в воздухе, численные значения которого приведены в таблице ниже.

А. Пример ориентировочного расчета с использованием приведенных формул. 1. Допустим, что рабочий изотопной лаборатории работает t-1700 часов в году на расстоянии R 1 м, лимит дозы (D0) для категории А согласно НРБУ-97 таб.5.1 составляет 20 мЗв (или ориентировочно 2 р). Требуется определить M активность радионуклида с которым он может работать без защитного экрана.

Решение: по формуле (2) находим .

Б. Пример расчета защиты по рассчитанной кратности ослабления, с использованием универсальных таблиц.( Таблица 1 -свинец, Таблица 2 - железо, Таблица 3 - бетон). Определить толщину защиты (d) рабочего места персонала категории А, из свинца, для кобальта-60, если энергия его излучения h g составляет 1.25 Мэв,, активность источника М 100мг*экв радия, расстояние 1 м, время работы t 1700 часов в году.

По формуле 2 находим что, , а кратность ослабления составит . По таблице 1 находим необходимую толщину защиты из свинца d= 80 мм. Аналогичным образом можно рассчитать другие необходимые параметры защиты.

Гамма-постоянные некоторых, наиболее часто используемых, радионуклидов

Радионуклид Период полураспада Т Энергия g- квантов, h g , Мэв g - постоянная, К g , р/час Полная g -постоянная, К g , р/час , g -активность m 1Кюри, г*экв. Ra
Co 60 5.3 года 1.33 6.9 13.2 1.57
1.17 6.3
Cs 137 33 года 0,661 3,55 3,55 0,42
Tu 170 129 дней 0,776 0,23 2,95 0,35
0,686 0,68
0,552 0,40
0,480 1,13
0,134 0,37
0,072 0,14
Am 241 470 лет 0,060 0,14 0,20 0,024
0,043 0,06

Линейный коэффициент электронного преобразования гамма-лучей в воздухе g см -1

Бетон в защите ядерных установок - Предельно допустимые уровни облучений

Гамма-кванты и нейтроны, взаимодействуя с веществом, ионизируют его.
Воздействие излучения на ткани сопровождается особыми химическими процессами, которые приводят к нарушению биохимических процессов в клетках и вызывают в них физиологические и патологические изменения.
Чувствительность к излучению различных тканей в организме неодинакова. Некоторые обладают большей способностью к восстановлению разрушенных радиацией клеток, другие — меньшей.
Неодинакова также реакция всего организма как на облучение различных органов, так и на длительность процесса облучения. Известно, что однократное облучение всего организма более опасно и приводит к. более тяжелым последствиям, чем облучение тем же количеством радиации в течение длительного периода.
С точки зрения состояния всего организма более опасно общее облучение. Однако я интенсивное облучение отдельных органов может привести к тяжелым последствиям.
Возможны различные формы лучевой болезни от самых незначительных изменений в организме до смертельного исхода. Но и в случае малых облучений остаются еще не изученными генетические последствия, связанные с влиянием на потомство. Все это вызывает необходимость защиты персонала, обслуживающего ядерные установки, от облучения, превышающего определенные установленные нормы.
Для учета степени биологического воздействия, производимого различными ионизирующими частицами, введен специальный коэффициент, называемый относительной биологической эффективностью (обэ). Обэ какого-либо излучения — это отношение биологически эквивалентных доз данного и гамма-излучения. Значения обэ для различных частиц следующие [44—47]: рентгеновские лучи и гамма-кванты — 1, электроны — 1, тепловые нейтроны (Е = 0,025 эв) — 3, быстрые нейтроны (Е — 2 Мэв) — 10, протоны и альфа-частицы — 10, многозарядные ионы и ядра отдачи —20.


Таблица 1.5
Предельно допустимые уровни внешнего облучения

Примечания:

  1. Для импульсных излучений устанавливаются дозы облучений, приведенные в третьей графе.
  2. Для протонов, дейтронов и тритонов с энергией Е 1000 Мэв предельно допустимые потоки принимаются такие же, как для нейтронов соответствующих энергий, приведенных в табл. 1.5, а при Е < 1000 Мэв берут 1/10 табличных значений потоков нейтронов.
  3. Для высокоэнергетических альфа-частиц и многозарядных ионов устанавливаются предельно допустимые потоки, исходя из следующих расчетов: если Е =1000 Мэв, то табличные значения предельно допустимых потоков нейтронов соответствующих энергий надо уменьшить для альфа-частиц в 2 раза, для ионов лития — в 3 раза, для ионов бериллия — в 4 раза и для ионов кислорода и азота — в 8 раз; если энергии частиц Е < 1000 Мэе, то необходимо уменьшить табличные значения предельно допустимых потоков нейтронов соответствующих энергий для альфа-частиц в 20 раз, а для ионов лития — в 30 раз, для ионов бериллия — в 40 раз и для ионов кислорода и азота — в 80 раз.

Кроме того, примечания 2 и 3 применяются, начиная с таких энергий тяжелых частиц, при которых пробег их в биологической ткани больше 70 тк (т. е. больше толщины -эпидермиса).

  1. Для кистей рук предельно допустимые уровни (ПДУ) устанавливаются в 10 paз больше для бета-частиц и в 5 раз больше для всех других видов ионизирующих излучений по сравнению с приведенными в табл. 1.5, при условии, что все тело получает не больше одной предельно допустимой дозы (100 мбэр в неделю).


При смешанном спектре нейтронного излучения ПДУ рассчитываются по формуле
(1.14)
где Nнейтр — предельно допустимый поток нейтронов; Рi — относительная доля нейтронов данной энергии; ПДУi —предельно допустимые потоки нейтронов соответствующих энергий.
Если полученная суммарная доза превышает максимум, определяемый формулой (1.14), то избыток компенсируют таким понижением последующего облучения, чтобы в течение периода, не превышающего 5 лет, накопленная доза совпадала с пределом, установленным формулой (1.14).

Основная единица дозы облучения гамма-квантами — рентген (р). Рентген — это доза рентгеновского или гамма-излучения в воздухе, при которой сопряженная корпускулярная эмиссия на 0,001293 г воздуха (1 см3 сухого воздуха при нормальных условиях) создает в воздухе ионы, несущие заряд в 1 электростатическую единицу количества электричества каждого знака [46, 48]. Единица рентген применяется только для рентгеновского или для гамма-излучений. Для других излучений введена иная единица — физический эквивалент рентгена (фэр).
Фэр — это доза любого ионизирующего излучения, теряющего в 1 г вещества энергию, равную энергии, которая необходима для ионизации 1 г воздуха дозой в 1 р [46, 48]. Другими словами, при поглощении в 1 г сухого воздуха 1 р или 1 фэр выделяется 84 эрг, а в 1 г биологической ткани, богатой водой,— 94 эрг.
Для характеристики дозы излучения, вызывающей определенный биологический эффект, пользуются единицей, называемой биологический эквивалент рентгена (бэр).
Бэр — это доза корпускулярного излучения, по степени биологического воздействия эквивалентная 1 р. Таким образом, 1 бэр = — 1 фэр - обэ.
Естественно, что величины установленных предельно допустимых уровней облучения, выраженные в рентгенах, фэрах или бэрах, можно привести в одyозначное соответствие с величиной потока ионизирующих частиц (табл. 1.5). Выражение предельно допустимых уровней облучения через поток бывает весьма удобным в расчетах защиты, так как при этом обычно оперируют с величинами потоков нейтронов или гамма-квантов в защите.
В СССР установлены 3 категории облучения, для которых допускаются определенные уровни радиации:
Категория А — профессиональное облучение лиц, работающих с источниками радиации.
Категория Б — облучение лиц, находящихся в помещениях, смежных с теми, где работают с источниками радиации. Категория В — облучение населения.
Подробные сведения об этих категориях облучения даны в работе [46].

Читайте также: