Практикум по дисциплине «Радиационная безопасность»



Скачать 384.25 Kb.
Дата30.04.2016
Размер384.25 Kb.
ТипПрактикум
Министерство образования и науки Российской Федерации

Государственное образовательное учреждение

высшего профессионального образования

«РОССИЙСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТОРГОВО-ЭКОНОМИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ»


Кафедра товароведения и товарной экспертизы

ЛАБОРАТОРНЫЙ ПРАКТИКУМ ПО дисциплине
«
Радиационная безопасность»

Москва 2011

Автор-составитель:

Жагрина Инна Николаевна, к.т.н., доцент

Лабораторный практикум по дисциплине «Радиационная безопасность » / Сост. И.И. Жагрина – М.: ГОУ ВПО «РГТЭУ», 2011. – 59 с.
Представлены лабораторно-практические работы по данной дисциплине в соответствии с учебным планом. Даются подробные указания к их проведению, используемые приложения, включая нормативные документы, вопросы для контроля приобретенных знаний.

Для студентов, обучающихся по направлению 100800 «Товароведение» для подготовки бакалавров по профилю «Товарный менеджмент».

© Российский государственный торгово-экономический университет, 2011.

1. РАДИОАКТИВНОСТЬ

1.1. Закон радиоактивного распада

Радиоактивные ядра атомов, распадаясь, испускают тот или иной вид ионизирующего излучения. Уменьшение числа радиоактивных атомов для всех радионуклидов происходит по одному и тому же экспоненциальному закону: 0 NN t = − ехр( λ ), (1.1) где N0 – число радиоактивных атомов в момент времени t = 0; N – число оставшихся радиоактивных атомов в момент времени t; λ – постоянная распада. Единицей измерения λ является величина, обратная единице измерения времени, c–1. Численное значение постоянной распада радионуклидов можно найти в таблицах или рассчитать, зная T1/2

радионуклида.

Продолжительность существования радионуклида обычно выражается периодом полураспада T1/2. T1/2 – строго постоянная величина для каждого радионуклида и, так же как и постоянная распада, характеризует его временную устойчивость. Период полураспада T1/2 – время, в течение которого число атомов радионуклида, а следовательно, и его активность уменьшаются в результате распада вдвое. Период полураспада связан с постоянной распада следующим соотношением: 1/ 2 2/ Т ln 0,693/ λ. = = l (1.3)


1.2. Активность радионуклидов. Единица измерения

Активность радиоактивного нуклида – это число спонтанных ядерных превращений dN этого нуклида за малый промежуток времени dt, деленное на это время.

В единицах СИ активность измеряют в беккерелях (Бк). Временно допускается к применению специальная единица активности – кюри (Ки).

1 Ки = 3,7·1010 Бк.

Известно, что в атомной массе Am любого радионуклида содержится 6,023·1023 атомов (число Авогадро).

В дозиметрической практике часто пользуются величиной удельной активности, характеризующей концентрацию радионуклида.

Удельная активность – общая активность радионуклида, приходящаяся на единицу длины q1, площади qs, объема qv или массы qm в источнике. Указанные величины носят соответственно названия линейной, поверхностной, объемной и массовой удельной активности радионуклида.
Практическое задание № 1

Задача 1. Определить активность 1 г 226 88Rа , находящегося в равновесии с дочерними продуктами распада. T1/2 = 1600 мин.9

Задача 2. Рассчитать массу с активностью 1 Ки 238 92 U , если T1/2 =

= 4,468·109 мин.

Задача 3. Первоначальная активность 60 27Co равна 38 мКи. T1/2 =

= 5,27 года. Определить его активность через 3 года.

Задача 4. Два радионуклида имеют одинаковое количество первоначальных атомов, но различные периоды полураспада. Изобразить графически распад радионуклидов, если период полураспада одного из них в два раза больше другого.

Задача 5. Определить соотношение радиационных и ионизационных потерь β-частиц с энергией 2,18 МэВ в металлическом U.

Задача 6. Определить кинетическую энергию электрона и позитрона, если энергия поглощенного фотона равна 10 МэВ.

Задача 7. Свежеприготовленный препарат содержит 1,4 мкг радиоактивного 24 11Nа . Какую активность он будет иметь через сутки?

Задача 8. Определить число радиоактивных ядер в свежеприготовленном препарате 82 35Br, если известно, что через сутки его активность стала равной 7,4⋅109 Бк (0,20 Ки).

Задача 9. Вычислить удельную активность чистого 239Ри.

Задача 10. Определить массу свинца, который образуется из 1,0 кг 238

92 U за период, равный возрасту Земли (2,5·109 лет).


ОТВЕТЫ

1. 3 · 7·1010 Бк. 2. 3 т. 3. 25,46 мКи. 4. Графическое изображение.

5. 0,25. 6. Ee– = Ee+ = 4,49 МэВ. 7. 1,5·1011 Бк (4 Ки). 8. 2·1015 ядер.

9. 2·109 Бк/г (0,06 Ки/г). 10. Около 0,3 кг.10


2. ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ С ВЕЩЕСТВОМ

2.1. Основные понятия и определения

Под ионизирующим излучением понимают любое излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков.

Различают непосредственно ионизирующее излучение и косвенно ионизирующее излучение. Непосредственно ионизирующее излучение состоит из заряженных частиц, кинетическая энергия которых достаточна для ионизации при столкновении с атомами вещества. Приме ром этому могут быть α и β-излучения радионуклидов, протонное излучение ускорителей и т. п. Косвенно ионизирующее излучение со стоит из незаряженных частиц, взаимодействие которых со средой при водит к возникновению заряженных частиц, способных непосредствен но вызывать ионизацию.

Примерами могут служить нейтронное и фотонное излучения, представляющие собой электромагнитное ионизирующее излучение. Ионизирующее излучение, состоящее из частиц одного вида одинаковой энергии, называется однородным моноэнергетическим излучением. Ионизирующее излучение, состоящее из частиц одного вида раз личных энергий, называется немоноэнергетическим. Так, β-излучение радиоактивных нуклидов всегда является немоноэнергетическим, потому что оно состоит из β-частиц различных энергий. Излучение, состоящее из частиц различного вида, называют смешанным. В зависимости от характера распространения в пространстве различают направленное и ненаправленное излучение. Про ненаправленное можно сказать, что излучение изотропно.

Под полем излучения в дозиметрии понимают область пространства, каждой точке которой поставлены в соответствие физические величины (скалярные или векторные), являющиеся характеристиками полями излучения, которые определяют пространственно-временное распределение излучения в рассматриваемой среде.

В ядерной физике и дозиметрии широко используется внесистемная единица измерения энергии – электрон-вольт (эВ).

В дозиметрии и при расчете защиты от ИИ применяются такие величины, как флюенс, плотность потока частиц, мощность источника излучения, поток энергии и интенсивность излучения.

Флюенс Ф – число частиц (фотонов) dN, проникающих в сферу малого сечения dS, деленное на это сечение (част/м2):

Ф = dN / dS. (2.1)

Плотность потока частиц (фотонов) ϕ – флюенс частиц dФ за малый промежуток времени dt, деленный на этот промежуток (част/м2):

ϕ = dФ/dt. (2.2)

Мощность источника – отношение энергии dЕ частиц (или квантов), излучаемых источником, к единице времени dt (Дж/с):

W = dE/dt. (2.3)

Поток энергии излучения F – отношение энергии dE частиц или квантов ИИ, проникающих в объем элементарной сферы с площадью поперечного сечения dS, к этой площади (Дж/м2):

F = dE/dS. (2.4)

Интенсивность излучения J – отношение потока энергии излучения dF частиц или квантов ИИ за малый промежуток времени dt к этому промежутку (Вт/м2):

J = dF / dt = dE /(dSdt). (2.5)


2.2. Гамма постоянная

Мощность дозы гамма излучения единичной активности можно всегда определить, если известна гамма постоянная, характеризующая данный радионуклид.

Гамма постоянная рассчитывается по экспозиционной дозе. Различают дифференциальную и полную гамма постоянные.
2.3. Радиевый гамма-эквивалент. Керма-эквивалент

Ионизационное действие гамма-излучения любых радиоактивных препаратов оценивают сравнением с радиевым эталонным источником при одинаковых условиях измерения. Так появилась величина, называемая гамма эквивалентом (радиевый гамма-эквивалент), которая измеряется в миллиграмм-эквивалентах радия (мг-экв Rа) или грамм-эквивалент радия (г-экв Rа).

Гамма-эквивалент – нестандартизированная, но широко используемая на практике величина. Экспериментально установлено, что точечный источник Rа активностью 1 мКи, находящийся в равновесии со всеми продуктами распада, с фильтром из пластины толщиной 0,5 мм, создает на расстоянии 1 см мощность экспозиционной дозы, равной 8,4Р/ч. (Более точное измерение значения ГRa государственного эталона равно 8,25Р/ч). Значение гамма постоянной Ra 2 Ra G =⋅ ⋅ 8, 4Р см / ч мКи) принимается за эталон для сравнения мощности дозы от источников гамма-излучения, имеющих различные гамма постоянные.

Миллиграмм-эквивалент радия (мг-экв Ra) – единица гамма-эквивалента радиоактивного препарата, гамма-излучение которого при данной фильтрации и тождественных условиях измерения создает та-14 кую же мощность экспозиционной дозы, как и гамма-излучение 1 мг государственного эталона Ra в равновесии с основными дочерними продуктами распада при платиновом фильтре толщиной 0,5 мм.

Если источник гамма-излучения активностью А = 1 мКи (при отсутствии фильтрации создает мощность экспозиционной дозы, равную 8,4 Р/ч, т. е. Г = 8,4 см2 / (R)vRв, на расстоянии 1 см равен 1 мг-экв Ra, т. е.

М = ГА/8,4. (2.13)

Связь между мощностью экспозиционной дозы излучения Дэкс мР/ч и гамма-эквивалентом М, мг-экв Ra точечного источника, на расстоянии R, см, может быть выражена следующим образом:

Дэкс = М ⋅ 8,4 ⋅ 103/R2. (2.14)

Связь между активностью А, мКи, и мощностью экспозиционной дозы, Х.мР/ч, может быть представлена следующей формулой:

Дэкс = A ⋅ Г ⋅ 103 / R2 (2.15)

Гамма-эквивалент М, мг-экв Ra, радионуклидного источника активностью А Бк, может быть рассчитан с использованием гамма постоянной Гси по формуле:

7 М Г /(3,7 10 55,3), =⋅ ⋅ А си (2.16)

где 7 3,7 10 ⋅ – активность в Бк источника с гамма-эквивалентом

1 мг-экв Ra (1 мг радия соответствует 7 3,7 10 ⋅ Бк); 2 55,3 аГрм /(с Бк) ⋅ –

гамма постоянная радия в равновесии с основными дочерними продукта-

ми распада после платинового фильтра толщиной 0,5 мм. Тогда мощность

поглощенной дозы в воздухе Д, аГр/с, точечного изотропного источника с

гамма-эквивалентом М, мг-экв Ra, на расстоянии R, м, от него можно

рассчитать по формуле:

7 22 Д 3,7 10 М 55,3/ ,Гр м / с. =⋅ ⋅ ⋅ R

Керма-эквивалент источника Ке:

2 Ке К= ⋅ σ . (2.17)


Практическое задание № 2

Задача 1. Определить гамма постоянную и его активность, которая была бы эквивалентна по создаваемой мощности экспозиционной дозе 1 мКи Ra.

Задача 2. Определить гамма-эквивалент, соответствующий активности 24NaA = 6 мКи, если гамма постоянная 24Na равна 18,13P⋅см2/(R⋅мКи).

Задача 3. Определить экспозиционную дозу, создаваемую препаратом в 20 г-экв Ra за 30 мин на расстоянии 1 м.

Задача 4. Определить мощность экспозиционной дозы, создаваемую источником 60Co активностью 900 мКи на расстоянии 0,5 м от препарата.

Задача 5. Определить мощность поглощенной дозы в воздухе, создаваемую препаратом в 20 г-экв Ra на расстоянии 1 м.

Задача 6. Какая доля гамма-излучения с энергией 6 МэВ пройдет через экран из свинца толщиной в 1 см, если μ = 0,5 см–1. Пучок гамма-излучения узкий.

Задача 7. При прохождении узкого пучка гамма-квантов с энергией Eγ = 5 МэВ через свинцовый экран толщиной d = 8,3 см экспозиционная доза гамма-излучения равна 3Р. Оценить экспоненциальную дозу от рассеянного излучения в случае прохождения через этот же экран широкого пучка гамма-квантов.

Задача 8. Сколько α-частиц с кинетической энергией Е = 4,9 МэВ, поглощенных в биологической ткани массой m = 1,00 г, соответствует эквивалентной дозе Дэкв = 0,50 эВ? Коэффициент качества для данных α-частиц К = 20.

Задача 9. На каком расстоянии от точечного изотропного источника быстрых нейтронов интенсивностью 7 1 4,0 10 с− ⋅ уровень нейтронного из лучения равен предельно допустимому при 18-часовой рабочей неделе?

Задача 10. Точечный γ-источник активностью 6 А = ⋅ 3,7 10 Бк находится в центре сферического свинцового контейнера с наружным радиусом R = 10,0 см. Найти минимальную толщину стенок контейнера, при которой мощность экспозиционной дозы снаружи не будет превышать нКл 0, 2 , кг с⋅ или 2,8 мР/ч. Энергия гамма-квантов Е = 2,00 МэВ, их выход, т. е. число квантов на один распад, η 0,60. =16
ОТВЕТЫ

1. ГСо = 12,9; A = 0,65 мКи. 2. М = 12,95 мГ-экв Ra. 3. 8,4 P.

4. 4640 мР/ч. 5. 5092⋅103 аГр/с. 6. J = 0,6J0. 7. 3.3.P. 8. N = mДэкв / E⋅K =

= 3,9⋅107. 9. 2,0 м. 10. 2,4 см.17



3. ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ

3.1. Общие сведения

Воздействие на человека ИИ может быть внешним, внутренним или смешанным (внешним и внутренним), поэтому меры защиты в зависимости от интенсивности и вида могут быть различны. Во всех случаях комплекс защитных мероприятий должен обеспечить снижение суммарной дозы от всех источников до уровня, не превышающего предельно допустимой дозы или предела дозы для соответствующей категории людей.

Технический персонал службы дозиметрии и радиационной безопасности предприятий (учреждений), как правило, не должен заниматься расчетом и конструированием основных технических средств защиты, но иногда все же приходится оперативно решать вопросы обеспечения безопасных условий работы с радиоактивными веществами и другими источниками ИИ.

В данном разделе будут рассмотрены упрощенные методы расчета защиты от ИИ, нашедшие применение в деятельности служб дозиметрии и радиационной безопасности.

3.2. Защита от α-излучения

Защита от внешнего α-излучения не является проблемой, так как пробег даже самых высокоэнергетических α-частиц незначителен (в воздухе не превышает 10 см).

Установлен ряд эмпирических соотношений между пробегом α-частиц (см) в воздухе и их энергией (МэВ). Так, для расчетов в воздухе применяют формулу Гейгера (при t = 15 °С и давлении 760 мм рт. ст.):

3/2 α α R E ≈ 0,31 , (3.1)

а для любого вещества с атомной массой А формулу Брэгга:

4 3 R AE α 10 / ρ, − ≈ (3.2)18

где Rα – максимальный пробег, см; ρ – плотность вещества, г/см3; Еα –

энергия α-частиц, МэВ.
Реальную опасность α-частицы представляют при попадании их внутрь организма, где происходит непосредственный контакт излучения с тканью. Чтобы не допустить этого, необходимо выполнять комплекс санитарно-гигиенических и технических мероприятий, о которых сообщено в лекционных материалах.

3.3. Защита от β-излучения

Для защиты персонала от внешнего β-излучения все операции с β-радионуклидами ведутся за экраном или в защитных шкафах. Расчет толщины защитного экрана не представляет сложной задачи, но необходимо иметь в виду, что при прохождении β-частиц через вещество возникает тормозное излучение, которое может существенно увеличить дозу излучения.

Для выбора экрана необходимо брать вещество с малым атомным номером Z.

Наиболее подходящими для этой цели являются оргстекло, различные пластические массы, алюминий, а при малой энергии β-частиц применяют железо и медь. На практике чаще всего толщина защитного экрана берется равной максимальному пробегу β-частиц Rмакс.

Пробег β-частиц в воздухе зависит от энергии частиц и составляет от десятков до нескольких сот сантиметров. Для определения максимального пробега β-частиц в веществе в зависимости от их энергии предложены различные эмпирические формулы.


3.4. Защита от гамма-излучения

Защита от воздействия гамма-излучения может быть осуществлена временем, расстоянием и поглощающими экранами.

При расчете защиты будем пользоваться формулами для точечных источников гамма-излучения, т. е. источников, размеры которых малы по сравнению с расстоянием от них до облучаемого объекта.
Рассмотрим основные методы расчета физической защиты.

Приближенный расчет защиты по слоям половинного ослабления. В практических расчетах для приближенного быстрого определения толщины защиты от гамма-излучающих источников конкретных радионуклидов можно использовать значения слоя половинного ослабления гамма-квантов в геометрии широкого пучка. Например, для 27Со и 88Rа значения Δ1/ 2 можно принять равными: для свинца – 1,3 см, для железа – 2,4, для бетона – 6,9 см (экспериментальные данные).


Расчет защиты от сложного гамма-спектра

(метод конкурирующих линий)

В случае немоноэнергетического источника гамма-излучения расчет толщины защитного экрана усложняется и проводится в следующей последовательности:

1. Из сложного гамма-спектра выделяют несколько энергетических интервалов с определенным значением энергии гамма-квантов и соответствующим процентным содержанием по гамма-излучению. Линии гамма-квантов с малой энергией и небольшим процентным вкладом в общее гамма-излучение в расчете защиты не учитывают.

2. Для определенных значений энергии гамма-квантов E1, E2, …, En зная их процентное содержание, находят соответствующие кратности ослабления К1, К2, К3, …, Кn .26

3. По универсальным табл. (П.8–П.10) для каждой энергии в зависимости от расчетной кратности ослабления находят толщины защиты d1, d2, d3, …, dm.

4. Наибольшая толщина защиты соответствует главной линии спектра. Обозначим эту толщину через dr . Линия спектра, соответствующая следующей толщине защиты, называется конкурирующей линией спектра. Обозначим эту толщину защиты через dk . Тогда выбор толщины защиты d определяют, исходя из следующих условий:

если Δ , 1/ 2 1/ 2 то Δ , rk k d d dd − =+ ≺

если Δ , 1/ 2 то , rk r d d dd − = ≺

если 0, 1/ 2 то Δ . d d dd rk r −= =+ (3.21)

3.5. Защита от нейтронов

1. Все источники нейтронного излучения испускают быстрые нейтроны, которые, взаимодействуя с ядрами поглощающей среды, испытывают упругое и неупругое рассеяние. Вероятность того или иного процессов различна и зависит от энергии нейтронов и вещества, через которое проходят нейтроны.

Наиболее значимый вид взаимодействия быстрых нейтронов с энергией выше 0,5 МэВ – упругое столкновение с ядрами, при этом на более легких ядрах нейтроны теряют большую энергию. К таким материалам относятся водородосодержащие вещества (вода, тяжелая вода, парафин, полиэтилен, пластмассы и др.).

Наряду с упругим рассеянием нейтроны с энергией свыше 0,5 МэВ испытывают и неупругое рассеяние, причем для быстрых нейтронов с энергией выше 10 МэВ неупругое рассеяние становится столь же вероятным, как и упругое.

При неупругих столкновениях ядра поглотителя переходят в возбужденное состояние и, возвращаясь в основное состояние, испускают гамма-кванты или β-частицы.

2. В результате упругого и неупругого рассеяния быстрые нейтроны замедляются до тепловых. Тепловые нейтроны диффундируют через поглотитель, пока не выйдут за его пределы или не будут захвачены ядрами поглотителя по реакции (n, γ). Поэтому защита от нейтронов одновременно должна обеспечить и защиту от гамма-излучения. Значит, защита от нейтронов должна быть многокомпонентной.

3. Под действием нейтронного излучения многие материалы активизируются и становятся радиоактивными. Поэтому при выборе защитных материалов предпочтение следует отдавать материалам с малым сечением активации.

Точные методы расчета защиты от нейтронного излучения математически сложны. Нами будут рассмотрены простейшие методы. Ослабление плотности потока моноэнергетических нейтронов узкого пучка (мощности поглощенной дозы) в зависимости от толщины защиты d описывается формулой 0 j j = ∑ ехр( ), d (3.23)

где ϕ – плотность потока нейтронов за защитой, нейт / (см2⋅с);

ϕ0 – плотность потока нейтронов в отсутствии защиты, нейт / (см2⋅с);

∑ – полное макроскопическое сечение поглотителя, см–1;

d – толщина защиты, см.

Плотность потока ϕ0 – величина, измеренная или рассчитанная исходя из мощности нейтронного источника (внешнего выхода нейтронов) J:

ϕ0 = J / 4 R2, (3.24)

где J – мощность источника, нейт/с в угле 4;

R – расстояние от источника, см.

Полное макроскопическое сечение ∑ складывается из макроскопического сечения рассеяния ∑S и макроскопического сечения поглощения ∑a

∑ = ∑S + ∑a (3.25)

и равно ∑ = Naσ, Na – количество атомов поглотителя в единице объема

(Na = ρNA / A), атом/см3; σ – полное макроскопическое сечение взаимодействия нейтронов с ядрами поглотителя, см–1, зависящее от энергии

нейтронов, состава вещества поглотителя и других факторов. Оно со-

стоит из макроскопического сечения рассеяния σS и макроскопического сечения поглощения σa: σ = σS + σa.

Под макроскопическим сечением поглощения здесь понимается сумма сечений всех возможных взаимодействий нейтронов со средой защитного экрана (n, q), (n, a), (n, p), (n, f), в результате которых нейтрон поглощается или захватывается. Тогда σ (ρ / )(σ σ ) . ∑= = + =∑ +∑ N NA a A Sa S a

При расчете ослабления плотности потока быстрых нейтронов через вещество, состоящее из легких элементов, пользуются макроскопическим сечением рассеяния ∑S, и, наоборот, при ослаблении потока нейтронов за счет поглощения нейтронов средой пользуются макроскопическим сечением поглощения ∑a.

Если упругим или неупругим рассеиванием нельзя пренебречь, то при расчетах пользуются полным макроскопическим сечением ∑.

Нетрудно определить слой половинного ослабления нейтронов:

Δ 0,693/ . 1/2 = ∑ (3.27)

Если в формуле (3.23) принять ϕ за предельно допустимую плотность потока нейтронов ϕ = ϕдпп, тогда кратность ослабления К определяется соотношением:

0 / ехр . К = =∑ j j d (3.28)

Значение ϕДПП можно брать из табл. 3.3 (извлечение из НРБ-99).

Зная слой половинного ослабления и рассчитав число слоев n по кратности ослабления, можно найти требуемую толщину защиты d:

Δ /, 1/ 2 d n = см. (3.29)


Длина релаксации нейтронов характеризует ослабление плотности потока нейтронов в e ≈ 2,718 раза в данном веществе поглотителя:

L = LS + La, (3.31)

где LS – среднее рассеяние, проходимое быстрым нейтроном в веществе между двумя столкновениями, см; La – среднее расстояние, при прохождении которого плотность потока нейтронов уменьшается в e ≈ 2,718 раза (условно предполагают отсутствие рассеяния). Тогда формулу (3.32) можно записать в следующем виде:

0 j j = − ехр( / ), d L

где L – длина релаксации, определенная либо экспериментально, либо расчетно (приводится в справочниках по защите от ИИ). В общем случае L зависит от характеристики источника, толщины защиты и энергии детектируемых нейтронов.

Имеются номограммы защиты от нейтронного излучения, построенные на основании вышеприведенных формул.

3.6. Характеристика защитных материалов

При выборе материалов защиты определяющими факторами являются защитные и механические свойства материалов, их стоимость, масса и объем. Под защитными свойствами материалов понимают их замедляющую и поглощающую способность к активации под действием ИИ; под механическими – механическую прочность, способность сохранять размеры; под химическими – стойкость к ИИ, к химическим реагентам, огнестойкость, нетоксичность.

Для защиты от гамма-излучения наиболее распространенными материалами являются свинец, железо, бетон, железобетон, вода, свинцовое стекло, реже применяется обедненный уран, висмут, тантал и другие тяжелые вещества.

Для замедления быстрых нейтронов до тепловых применяют вещества с малым атомным номером Z.

Наиболее эффективными материалами являются водородосодержащие вещества: вода, тяжелая вода, бетон, парафин, полиэтилен, различные пластмассы. После того как быстрые нейтроны замедлились, они могут быть поглощены. Для этой цели применяют материалы с большим сечением поглощения σa – бор и материалы с добавками бора: борные стали, бораль, борный графит, карбид бора, борированная вода и бетон.

Поглощение нейтронов может сопровождаться захватным гамма-излучением, поэтому при выборе материала для поглощения тепловых нейтронов надо отдавать предпочтение таким, которые дают наименьшее захватное излучение.

Приведем краткую характеристику отдельных защитных материалов.

Вода – наиболее распространенный и допустимый материал, который используется для замедления быстрых нейтронов и как защитный материал. На атомах водорода нейтроны эффективно замедляются и превращаются в тепловые. При поглощении тепловых нейтронов в воде возникает захватное гамма-излучение с энергией Eγ = 2,23 МэВ. Применение борированной воды резко снижает захватное гамма-излучение. В борированной воде атомы бора легко поглощают тепловые нейтроны, а захватное гамма-излучение обладает меньшей энергией (Eγ = 0,5 МэВ).

Бетон является хорошим замедлителем и поглотителем быстрыхнейтронов, интенсивно поглощает гамма-излучение. В состав бетона входят цемент, песок и гравий. Цемент состоит в основном из окислов различных элементов (Са, Si, Аl, Fе), содержит легкие элементы. Для получения бетона с наибольшей плотностью в него добавляют наполнители: лимонитовые, боритовые руды, железный скрап. Концентрация бетонной защиты может быть монолитной (для больших реакторов) и состоять из отдельных блоков. Как правило, бетон применяют в стационарных защитных устройствах.

Свинец является одним из наиболее распространенных материалов для защиты от гамма-излучения. Его используют в качестве защитного материала при изготовлении контейнеров, блочных защитных экранов, коллиматоров и защитных устройств, когда необходима их компактность и малая масса. К недостаткам свинца как защитного материала следует отнести его малую механическую прочность и низкую температуру плавления (t пл = 327 °С).

Железо, сталь различных сортов являются основными материалами для изготовления корпусов реакторов, различных коммуникаций, арматуры для защиты из других материалов. Как защита от нейтронного излучения сталь более эффективна, чем свинец. К недостаткам железа следует отнести его способность активизироваться под действием тепловых нейтронов с образованием радионуклида 59Fe, излучающего гаммакванты с энергиями 1,1 и 1,29 МэВ. При поглощении тепловых нейтронов образуется захватное гамма-излучение с энергией гамма-квантов 7,5 МэВ. Для снижения захватного излучения в сталь вводят добавки бора (борные стали). Для снижения наведенной гамма-активности при проектировании защиты используют сталь с наименьшим содержанием в ней марганца, тантала, кобальта и других примесей, способных легко активизироваться под действием тепловых нейтронов.

Из стали изготавливаются боксы, укрытия, шкафы, контейнеры и другое оборудование для защиты от гамма-излучения.

Кадмий хорошо поглощает нейтроны с энергией меньше 0,5 МэВ, но при этом возникает захватное гамма-излучение с энергией гамма-квантов до 7,5 МэВ. Несмотря на то что листовой кадмий толщиной 0,1 см снижает плотность потока тепловых нейтронов примерно в 109 раз, это делает его малопригодным для защиты от тепловых нейтронов. Кадмий не обладает достаточно хорошими механическими свойствами. Температура плавления кадмия t пл = 32 °С, что также ограничивает его применение. Чаще применяется сплав кадмия со свинцом, обладающий лучшими механическими свойствами и неплохими защитными свойствами от нейтронного и гамма-излучений.

Органические соединения – парафин, полиэтилен, пластмасса, фторопласты. Они содержат в своем составе большое количество водорода и поэтому хорошо замедляют быстрые нейтроны. Органические материалы хорошо обрабатываются механически. Защитные устройства из них можно отливать любой формы. В качестве защитных материалов органические материалы можно использовать в условиях сравнительно невысоких температур, так как при высоких температурах они размягчаются и изменяют свои размеры. Для полиэтилена температура размягчения около 115°. Для уменьшения захватного гамма-излучения в органические материалы добавляют различные соединения бора (карбид бора, борную кислоту и т. п.).35



Практическое задание № 3

Задача 1. Во сколько раз пробег в воздухе α-частиц, испускаемых 239

239 Ри( 5,15 МэВ) Еa = , больше пробега α-частиц от 238 92U( 4,18 Еα = МэВ)?

Задача 2. Определить пробег α-частиц 239 94Ри в биологической ткани. При расчете принять атомную массу биологической ткани А = 15,7, а ее плотность

3 ρ 1 = г/см

Задача 3. Оценить пробег β-частиц, испускаемых 90 39Y( 2,18 Eβ = МэВ)

в воздухе 3 (ρ 0,00129 = г/см) и биологической ткани.

Задача 4. Рассчитать безопасное расстояние, на котором облучение соответствует предельно допустимому (Д = 100 мР), если М = 200 мг-экв Rа, t = 12 ч/нед.

Задача 5. Мощность экспозиционной дозы без защиты на рабочем месте равна Р 280 мР/ч. изм = Найти толщину защиты из железа, если источником является 137 55Сs ( 0,661 МэВ), Eγ = а время работы 25 ч/нед.

Задача 6. Рассчитать толщину защиты из свинца от точечного источника 60

27Со активность 100 мКи. Расстояние до рабочего места 2 м, а время работы 36 ч/нед.

Задача 7. Рассчитать толщину водной защиты шахты промежуточного хранения урановых блочков, имеющих гамма-эквивалент 107 г-экв Rа, если глубина шахты 8 м, а время работы 36 ч/нед. Слой половинного ослабления воды в геометрии широкого пучка для данной энергии гамма-излучения принять равным 100 см.

Задача 8. Определить толщину бетонной защиты герметичной камеры, предназначенной для обработки в ней отработавших в ядерных реакторах твэлов с суммарным гамма-эквивалентом 50 г-экв Rа. Расстояние от источника до рабочего места оператора, управляющего манипуляторами, равно 2 м. Время работы 36 ч/нед.

Задача 9. Определить безопасное расстояние R при 36-часовой рабочей неделе, на котором можно работать с полониево-бериллиевым источником, испускающим 106 нейт/с с энергией 5 МэВ; Еп ≈ гамма-излучением пренебречь.

Задача 10. Рассчитать толщину защиты из парафина для снижения плотности потока нейтронов 5 2 j0 = ⋅ 10 нейт/(с см ) с энергией En = 1 МэВ

до предельно допустимого значения при 36-часовой рабочей неделе. Δ1/2

принять равным 7 см.

Задача 11. Мощность экспозиционной дозы, измеренная дозиметром от точечного изотропного источника гамма-излучения 60Со( 1,25 МэВ) Еγ = на рабочем месте равна Р 77,2 мкР/с. изм = Определить толщину свинцовой защиты XРв, если продолжительность работы с источником для лиц категории облучения А составляет t = 6 ч.

Задача 12. Точечный изотропный источник 60Со транспортируется в течение двух суток. Активность источника А = 5,4 Ки. Определить толщину свинцового контейнера, учитывая, что расстояние от экспедитора до источника R = 2 м.

Задача 13. Свинцовая защита (толщина Х = 1,5 см) рассчитана для работы с точечным изотропным источником 137Сs( 0,7 МэВ) Eγ = в течение t 1 = 0,5 ч с соблюдением предельно допустимой дозы. Какую толщину свинцовой защиты следует добавить, чтобы обеспечить работу в течение t 2 = 10 ч?

Задача 14. Оператору при работе со смесью радиоактивных продуктов деления с эффективной энергией Eэф = 1,5 МэВ пришлось изменить расстояние с R1 = 5 м до R2 = 1 м. Какой толщины должен быть свинцовый экран, если при работе на расстоянии 5 м соблюдалась предельно допустимая экспозиционная доза? Предусмотреть двукратный запас. Источник считать точечным изотропным.

Задача 15. Для градуировки дозиметра применяется точечный изотропный радионуклид 60Со активностью А = 50 мКи. Определить время работы при шестидневной рабочей неделе без защиты, чтобы обеспе-37 чить предельно допустимую эквивалентную дозу для персонала категории А. Расстояние от источника до оператора R = 2 м. Ослаблением и рассеиванием гамма-излучения в воздухе пренебречь.

Задача 16. Спроектировать защиту из свинца от гамма-излучения точечного изотропного источника 60Со с активностью А = 10 мКи. Расстояние до рабочего места R = 1 м. Время работы t = 6 ч в день.

Задача 17. Определить толщину защиты экрана при работе с точечным изотропным источником 139Сs( 0,7 МэВ) Eγ = , гамма-эквивалент которого равен 50 мг-экв Rа, в течение 6 ч на расстоянии 0,5 м.

Задача 18. Рассчитать толщину свинцового экрана, если необходимо снизить интенсивность гамма-излучения =1,25⋅108 раз. Слой половинного ослабления для свинца Δ 1,3 1/2 = см.

Задача 19. Определить необходимую толщину защиты свинцового стекла, чтобы уменьшить мощность поглощенной дозы Д = 6,6 рад/ч до допустимого значения для персонала категории А при 30-часовой рабочей неделе. Слой половинного ослабления свинцового стекла Δ 2,1 1/2 = см.

Задача 20. Рассчитать толщину защиты водного экрана в бесконечной геометрии, ослабляющую гамма-излучение с энергией 3 МэВ точечного изотропного источника в 1000 раз.

ОТВЕТЫ


1. 1,4 раза. 2. 45 мкм. 3. 872 см; 11,3 мм. 4. 4,5 м. 5. 11,3 см.

6. 32,6 мР/ч. 7. 254 см. 8. 84 см. 9. 66 см. 10. 84 см. 11. 84,5⋅10–3 м.

12. 137⋅10–3 м. 13. ΔXРв = 3,25 см; XРв = 4,75 см. 14. 8,2 см. 15. t = 1 ч.

16. 3,4 см. 17. 4,3 см. 18. 35,1 см. 19. 42 см. 20. 264 см.38


4. КОНТРОЛЬНЫЕ ЗАДАНИЯ*

Ниже приведены три контрольных задания в форме тестов, выполнение которых способствует закреплению знаний по курсу дозиметрии. Каждое задание состоит из задач, решение которых, как правило, не связано с вычислительной работой, но требует ясного понимания физических процессов и закономерностей по соответствующему разделу. Для правильных ответов на поставленные в задачах вопросы достаточно знаний в виде условного числа (условные числа указаны в скобках).

Для проверки результата сложите условные числа всех Ваших ответов и полученную сумму сравните с контрольным числом, (см. Ответы). Совпадение чисел означает, что все задачи решены правильно. Если полученная Вами сумма не совпадает с контрольным числом, то следует искать ошибки в ответах; полезно при этом еще раз внимательно изучить соответствующий раздел учебника.

Задание № 1

Тест 1. Имеется два источника, испускающих моноэнергетическое фотонное излучение. Энергия фотона от каждого источника различна.

В двух экспериментах измеряли в некоторой точке пространства плотность потока энергии от первого источника, плотность потока от второго источника и суммарную мощность экспозиционной дозы. В первом эксперименте плотность потока энергии от каждого источника была соответственно 11 и 12. Во втором – плотность потока энергии от первого источника оказалась равной l2, а от второго – l1.

1. Была ли одинакова мощность экспозиционной дозы в первом и во втором экспериментах?

* При разработке данных контрольных заданий использованы идеи и методические приемы, изложенные в кн: Регельсон Л. М. Высш. шк. и программированное обучение. М.: Изд-

во МГУ, 1966.39

а) до (17); б) нет (8).

2. Тот же вопрос при условии, что энергия фотонов от обоих источни-

ков одинакова:

а) да (23); б) нет (29).

Тест 2. В некоторой точке пространства в поле фотонного излуче-

ния были измерены плотность потока фотонов, плотность потока энер-

гии и мощность экспозиционной дозы. Затем эти измерения были по-

вторены при измененных условиях эксперимента.

Могут ли иметь место следующие результаты?

1. Мощность экспозиционной дозы и плотность потока энергии в двух

измерениях оказались разными, а плотность потока фотонов в обоих

случаях – одинакова.

а) да (21); б) нет (10).

2. Плотность потока энергии и плотность потока фотонов в обоих

случаях одинаковы, а мощность экспозиционной дозы разная:

а) да (7); б) нет (28).

3. Мощность экспозиционной дозы и плотность потока энергии не

изменились, а плотность потока фотонов изменилась:

а) да (20); б) нет (6).

4. Мощность экспозиционной дозы и плотность фотонов в двух изме-

рениях одинаковы, а плотность потока энергии различна:

а) да (15); б) нет (11).

Тест 3. В двух различных экспериментах измеряли поглощенную

энергию фотонного излучения в 1 г алюминия, и оказалось, что в обоих

случаях поглощенная энергия одна и та же. Энергия фотона в первом

эксперименте такова, что основной процесс взаимодействия – фотоэф-

фект, а во втором – комптон-эффект.

1. Если вместо алюминия поместить воду, то поглощенная в 1 г воды

энергия будет больше или меньше, чем для алюминия, в каждом экспе-

рименте?

1) в 1-м: а) больше (4);

б) меньше (30);

в) равна (12).

2) во 2-м: а) больше (1);

б) меньше (7);

в) равна (27).40

2. В каком эксперименте интенсивность излучения выше?

а) в 1-м (11); б) во 2-м (2).

Тест 4. Сложное вещество дважды облучается фотонами. В первом

случае энергия фотонов такова, что одновременно имеют место фото-

эффект и комптон-эффект, во втором – комптон-эффект и образование

пар.

В каком из двух вычисленных случаев эффективный атомный номер



облучаемого вещества окажется больше?

а) в 1-м (5);

б) во 2-м (13);

в) одинаков в обоих случаях (9).

Тест 5. Доза фотонного излучения, измеренная в малом замкнутом

объеме воздуха при нормальных условиях и выраженная в греях, чис-

ленно оказалась в 114 раз меньше, чем экспозиционная доза этого же

излучения, выраженная в рентгенах.

Имеет ли место электронное равновесие в выбранном объеме воз-

духа?


а) да (2); б) нет (19).

Тест 6. Малый замкнутый объем воздуха при нормальных условиях

находится в поле фотонного излучения в том месте, где мощность экс-

позиционной дозы равна 1,5 Р/с. Специальные измерения показали, что

в 1 см3 этого объема образуется в 1 с 4,5·109 пар ионов.

Имеет ли место электронное равновесие?

а) да (25); б) нет (26).

Тест 7. Сферическая поверхность равномерно покрыта тонким не-

поглощающим слоем радиоактивного нуклида, испускающего во все

стороны излучение. Со всей поверхности сферы в единицу времени

испускается энергия Е. Предположим, что поглощения излучения в ок-

ружающем пространстве нет. Мысленно окружим эту сферу концентри-

чески другой сферой радиусом R. Так как поглощение отсутствует, то

вся энергия, выходящая с поверхности основной сферы, пройдет через

поверхность сферы, площадь которой 4 R2.

Будет ли плотность потока энергии на расстоянии R от центра сферы

равна величине Е/(4 R2)?

а) да (24); б) нет (16).41

Тест 8. Узкий параллельный пучок моноэнергетического фотонного

излучения проходит через плоский поглотитель. Измеряют мощность

экспозиционной дозы и плотность потока энергии перед поглотителем и

за поглотителем. По результатам измерений вычисляют коэффициенты

ослабления плотности потока энергии μ1 и мощности дозы μρ в предпо-

ложении экспоненциального закона ослабления.

Что будет больше μ1 или μρ?

а) μ1 = μρ (3);

б) μ1 ≺ μρ (14);

в) μ1 ≺ μρ (18).

Тест 9. Одной и той же ионизационной камерой дважды проводили

измерения в поле гамма-излучения неизменного спектрального соста-

ва. Мощность экспозиционной дозы во втором случае была в 6,25 раза

больше, чем в первом, а напряжение на электродах камеры во втором

случае было в 1,6 раза выше.

Оставалась ли постоянной эффективность собирания ионов?

а) да (18);

б) в 1-м больше (10);

в) во 2-м больше (5).

Тест 10. В ионизационной камере уменьшили расстояние между элек-

тродами.

Как изменилась эффективность собирания ионов в одном и том же

поле излучения, если напряженность электрического поля в камере ос-

талась одной и той же?

а) не изменилась (25);

б) увеличилась (3);

в) уменьшилась (11).

Тест 11. Одной и той же ионизационной камерой измеряли дозу не-

прерывного и импульсного излучений. Среднее значение излучения за

одно и то же время в обоих случаях было одинаковым.

В каком случае эффективность собирания ионов в камере была боль-

ше?


а) в обоих случаях одинакова (14);

б) для непрерывного излучения (19);

в) для импульсного излучения (22).42

Тест 12. Мгновенный ионизационный импульс создал в пределах

объема ионизационной камеры концентрацию ионов, равную 3,12⋅1012

пар ионов в 1 см3. Через 0,2 мкс концентрация ионов уменьшалась в 2 раза.

Коэффициент рекомбинации ионов в воздухе равен 1,6·10–6 см3/с.

Было ли приложено к электродам камеры электрическое напряже-

ние?

а) да (17); б) нет (6).



Задание № 2

Тест 13. Наперстковая ионизационная камера с воздухоэквивалент-

ными стенками объемом 3 см3 помещена в поле излучения с мощнос-

тью экспозиционной дозы 0,15 Р/с. При температуре воздуха 20 °

С и

давлении 750 мм рт. ст. ионизационный ток оказался равным 5·10–11 А.



Был ли обеспечен в камере режим насыщения?

а) да (4); б) нет (23).

Тест 14. В поле неизменного спектрального состава дважды изме-

ряли ионизационный ток в камере, работающей в режиме начального

(омического) участка вольт-амперной характеристики. Во втором слу-

чае ионизационный ток оказался в 3 раза больше, чем в первом.

Во сколько раз мощность дозы излучения во втором случае была

выше, чем в первом?

а) в 9 раз (13);

б) в 6 раз (2);

в) в 1,73 раза (7).

Тест 15. Эксперименты показали, что дозовая чувствительность

ионизационной камеры, предназначенной для измерения экспозиционной

дозы, уменьшается с увеличением энергии фотонов (энергия такова, что

имеют место комптон-эффект и эффект образования пар).

Эффективный атомный номер материала стенки камеры больше,

меньше или равен эффективному атомному номеру воздуха?

а) больше (1);

б) меньше (20);

в) равен (24).

Тест 16. В двух случаях измеряли плотность потока энергии фотон-

ного излучения различными газообразными счетчиками. Плотность

потока энергии в обоих случаях была одинакова. Одинаковой оказалась43

в обоих случаях и скорость счета. Эффективность регистрации в пер-

вом случае была выше, чем во втором.

В каком случае средняя энергия фотонов была больше?

а) в 1-м (16);

б) во 2-м (16);

в) одинакова (25).

Тест 17. Одна и та же мощность дозы при непрерывном облучении

измеряется двумя плоскопараллельными ионизационными камерами. Для

каждой камеры в данных условиях измерения точно известна эффек-

тивность собирания ионов. Относительная погрешность измерения тока

одинакова для обеих камер.

Для какой камеры будет меньше относительная погрешность опре-

деления мощности дозы при следующих ситуациях?

1. Камеры тождественны, но электрическое напряжение, приложен-

ное к электродам первой камеры, выше напряжения, приложенного к

электродам второй камеры.

а) погрешность мощности дозы одинакова для обеих камер (26);

б) погрешность меньше для 1-й (13);

в) погрешность меньше для 2-й (1).

2. Электрическое напряжение, приложенное к электродам камеры, в

обоих случаях одинаково, но расстояние между электродами в первой

камере больше, чем во второй.

а) погрешность определения мощности дозы одинакова (27);

б) погрешность меньше для 1-й (1);

в) погрешность меньше для 2-й (28).

3. Электрическое напряжение, приложенное к электродам, и рассто-

яние между электродами в первой камере в 2 раза меньше, чем во вто-

рой.

а) погрешность определения мощности дозы одинакова (3);



б) погрешность меньше для 1-й (14);

в) погрешность меньше для 2-й (5).

Тест 18. Одной и той же ионизационной камерой производят изме-

рения при двух различных мощностях дозы. Погрешность измерения

ионизационного тока в обоих случаях одинакова; эффективность соби-

рания ионов для каждого случая точно известна.

В каком случае будет меньше погрешность определения мощности

дозы?44


а) погрешность меньше в том случае, когда меньше мощность дозы (7);

б) погрешность меньше для большей мощности дозы (10);

в) погрешность одинакова в обоих случаях (11).

Тест 19. Плоскопараллельной ионизационной камерой измеряют дозу

импульсного излучения. Время уноса ионов электрическим полем и вре-

мя рекомбинации ионов (вследствие рекомбинации время уменьшения

ионов в 2 раза) равны между собой.

Чему равна погрешность определения дозы за один импульс, если

погрешность определения заряда, собранного на электроды камеры,

равна 0,5%?

а) 1,4 % (11); б) 1,9 % (8); в) 0,8 % (30); г) 0,5 % (4).

Тест 20. С помощью калориметра, работающего в изотермическом

режиме, измеряли мощность дозы в тканеэквивалентном материале

шаровой формы. В начальный момент измерения температура шарика

за 10 с изменилась на 2,4·10–3 °С. Через достаточно большой промежу-

ток времени при установившемся режиме температура оказалась рав-

ной 10 °С. Удельная теплоемкость поглотителя 4,2 Дж/(град.г); коэффи-

циент теплопередачи 3,33·10–5 Дж/(см2·с·град). Плотность материала

поглотителя 1 г/см3.

1. Чему равна мощность дозы в испытуемом образце?

2. Чему равен радиус шарика?

а) 0,5 Гр/с (6); 3,50 Гр/с (7);

б) 1 Гр/с (9);

в) 1 см (31); 10 см (32); 1,5 см (33).

Тест 21. Двумя ферросульфатными дозиметрами произвели измере-

ния в одном и том же поле излучения. Первый дозиметр имел толщину

ячейки 2 см, второй – 4 см. Оптическая плотность раствора после об-

лучения первого дозиметра оказалась равной 0,480, а после облучения

второго – 0,540.

Какой из двух дозиметров дольше облучался?

а) оба одинаково (10);

б) 1-й дольше (11);

в) 2-й дольше (18).

Тест 22. Ферросульфатный раствор после облучения имел оптичес-

кую плотность 0,364, измеренную при 305 нм в ячейке толщиной 1 см.

Коэффициент молярной экстинкции равен 2166 л/(моль·см).45

Доза излучения в растворе больше или меньше 100 Гр?

а) больше (2); б) меньше (3); в) 100 Гр (4).

Тест 23. Один и тот же термолюминесцентный дозиметр использо-

вали дважды в тождественных случаях облучения для измерения дозы

по величине максимального пика кривой высвечивания. В процессе из-

мерения люминесценции скорость нагрева оставалась неизменной, но

была различной для каждой процедуры измерения.

В каком случае температура нагрева, соответствующая максималь-

ному пику, больше?

а) при большей скорости нагрева (11);

б) при меньшей скорости нагрева (40);

в) не зависит от скорости нагрева (2).

Тест 24. Термолюминесцентный дозиметр используется для изме-

рения небольших доз излучения, и можно считать, что из общего числа

электронных ловушек в кристалле с определенной глубиной лишь незна-

чительная часть заполняется электронами в процессе облучения.

1. Как зависит дозовая чувствительность дозиметра от времени об-

лучения?


а) не зависит (4);

б) растет с увеличением времени (3);

в) падает с увеличением времени (33).

2. Как зависит дозовая чувствительность от мощности дозы при

фиксированном времени облучения?

а) не зависит (32);

б) растет с ростом мощности дозы (34);

в) падает с ростом мощности дозы (35).

Задание № 3

Тест 25. Бесконечно толстый протяженный блок однородного веще-

ства частично заполнен равномерно распределенной β-активностью так,

что можно выделить плоскую границу раздела, по одну сторону которой

радиоактивность есть, а по другую – нет.

Мощность дозы β-излучения на расстоянии от границы раздела боль-

шем, чем пробег самых быстрых β-частиц, в глубине радиоактивной

части блока равна Pβ. Измеренное значение мощности дозы на некото-

ром расстоянии x от границы раздела равно Px

= (2/3)Pβ.

В пределах какой части блока была измерена мощность дозы Px

?46


а) на границе раздела (1);

б) в пределах радиоактивной части (5);

в) в пределах нерадиоактивной части (8).

Тест 26. В условиях задачи № 1 нерадиоактивная часть блока заме-

нена вакуумом и мощность дозы на границе раздела равна P0.

Чему равна мощность дозы P0?

а) P0 = (1/2)Pβ (37);

б) P0 ≺ (1/2)Pβ (47);

в) P0 ≺ (1/2)Pβ (37).

Тест 27. В смешанном потоке гамма-нейтронного излучения соот-

ношение между нейтронной и гамма-составляющими изменилось та-

ким образом, что эквивалентная доза смешанного излучения осталась

той же самой, а поглощенная доза увеличилась. Показание дозиметра

при этом увеличилось в k раз (k – коэффициент качества нейтронной

составляющей излучения).

Показания дозиметра пропорциональны или нет поглощенной дозе

смешанного излучения?

а) да (9); б) нет (3).

Тест 28. Сцинтилляционный дозиметр с органическим сцинтиллято-

ром используется в счетном режиме. Скорость счета измеряется в пер-

вом случае в потоке моноэнергетических нейтронов с энергией 1 МэВ,

во втором – в поле моноэнергетического гамма-излучения с энергией

0,5 МэВ. Доза излучения в обоих случаях одинакова.

Каково соотношение между скоростями счета?

а) скорости счета одинаковы (7);

б) в 1-м больше (11);

в) во 2-м больше (2).

Тест 29. Сцинтилляционный дозиметр с органическим однородным

сцинтиллятором в токовом режиме помещали в одном случае в поле

нейтронного излучения, в другом – в поле гамма-излучения. Известно,

что доза нейтронов равна дозе гамма-излучения, а средняя энергия гам-

ма-кванта равна средней энергии нейтронов.

Как соотносятся измеряемые токи в первом и во втором случаях?

а) токи одинаковы (9);

б) в 1-м больше (15);

в) во 2-м больше (8).47

Тест 30. В поле одного и того же потока тепловых нейтронов поме-

щены два активационных детектора. Первый из них облучали в тече-

ние малого времени, так что λt = 3/10–3; второй облучали столь дли-

тельное время, что установилось равновесное состояние. Активность

второго детектора оказалась в 2·102 раз больше активности первого.

Тождественны ли детекторы между собой по составу?

а) да (17); б) нет (11).

Тест 31. Плотность распределения по ЛПЭ числа частиц в потоке

излучения подчиняется закону 1/L.

Как зависит плотность распределения дозы по ЛПЭ от величины L?

а) не зависит (21);

б) пропорциональна L (3);

в) пропорциональна 1/L (17).

Тест 32. Сферический пропорциональный счетчик находится в поле

однородного излучения, частицы которого входят в чувствительный

объем счетчика с фиксированным значением ЛПЭ. Определяется ве-

роятность возникновения импульсов с заданным значением амплитуды.

1. Как изменится упомянутая вероятность, если амплитуда возрас-

тет?

а) не изменится (40);



б) уменьшится (5);

в) увеличится (13).

2. Как изменится упомянутая вероятность, если частицы будут иметь

более высокое значение линейной энергии ЛПЭ?

а) не изменится (2);

б) уменьшится (18);

в) увеличится (7).

Тест 33. Сферический пропорциональный счетчик показал прямоу-

гольное распределение импульсов по амплитудам в поле излучения, со-

стоящего из частиц со значениями ЛПЭ от нуля до некоторого макси-

мального значения Lm.

Какова зависимость дозы от Lm, если плотность потока частиц оста-

ется неизменной?

а) не зависит (23);

б) падает с ростом Lm (16);

в) растет как 2 mL (4).48

Тест 34. Имеются два набора (в каждом по три) сложенных вместе

однородных аэрозольных фильтров. Общая толщина наборов одинако-

ва, а толщина отдельных фильтров различна: в первом наборе два край-

них фильтра равны по толщине, а средний – толще; во втором – два

крайних фильтра также равны между собой, а средний – тоньше.

После прокачки монодисперсного радиоактивного аэрозоля через один

из наборов активность фильтров выразилась следующими относитель-

ными величинами: 40,1; 11,1; 5,2.

Через какой из двух наборов прокачивали аэрозоль?

а) результаты одинаковы для любого случая (6);

б) через 1-й (12);

в) через 2-й (3).

Тест 35. В двух случаях одним и тем же тканеэквивалентным микро-

дозиметрическим детектором измеряли дозозависимый спектр удельной

энергии и одновременно поглощенную дозу в тканеэквивалентном мате-

риале. Обработка данных показала, что дисперсия удельной энергии в

этих случаях различается в 3 раза, поглощенная доза – в 2 раза.

Было ли различным качество излучения в этих двух случаях?

а) да (15); б) нет (8).

Тест 36. В двух случаях облучения одного и того же объекта обна-

ружен одинаковый радиационно-индуцированный эффект. Микродозимет-

рический анализ показал, что в первом случае среднеквадратическое

отклонение удельной энергии в дозозависимом распределении равно

среднему значению.

Может ли доза во втором случае оказаться в 2 раза больше, чем в

первом, если считать, что вероятность первичного поражения пропор-

циональна квадрату удельной энергии?

а) да (31); б) нет (17).

ОТВЕТЫ К ЗАДАНИЯМ № 1–3

1. 224. 2. 294. 3. 137.49


ЛАБОРАТОРНЫЙ ПРАКТИКУМ ПО ДИСЦИПЛИНЕ


«Радиационная безопасность»



Автор-составитель:

Жагрина И.Н, к.т.н., доцент






Подписано в печать 13.01.2011 г. Формат 60х84/8. Бумага офсетная.

Гарнитура Times New Roman. Объем 6,5 п.л. Тираж 100 экз.

Цена договорная. Изд. зак. № 105. Тип. зак. №



Издательство Российского государственного торгово-экономического университета
ул. Смольная, 36, г. Москва, А-445, ГСП-3, 125993




Поделитесь с Вашими друзьями:


База данных защищена авторским правом ©ekollog.ru 2017
обратиться к администрации

войти | регистрация
    Главная страница


загрузить материал