Радиационная безопасность

Автор: Пользователь скрыл имя, 30 Января 2011 в 17:20, контрольная работа

Описание работы

Примеры решения задач по радиационной безопасности.

Работа содержит 1 файл

радиационная безопасность 90 вариант.docx

— 59.75 Кб (Скачать)

    Вопрос  №1

    В какое ядро превратится ядро цезия  , испустив ? Записать уравнение реакции. 

    Решение: обозначим неизвестное ядро символом . Так как при - распаде атомный номер изменяется на -2, а массовое число на -4, то =98-2=96. А=235-4=231. Следовательно, ядро превратиться в ядро . Уравнение реакции имеет вид: 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 

    Вопрос  №11

    За 10 дней распалось 75% начального количества радионуклидов. Определить период полураспада  радионуклида.

    Решение:

      Закон радиоактивного распада: 

       где N0 - число ядер в начальный момент времени (t=0)

       N - число ядер, оставшихся к моменту времени t.

       dN - число ядер, распавшихся за малый интервал времени dt,

        - постоянная радиоактивного  распада (вероятность распада  ядра в единицу времени).

    Определим период полураспада: 

      

 

T1\2=2 дня.

Ответ: Период полураспада T1\2=2 дня. 
 
 
 
 
 
 
 

    Задание №21

    Найти толщину слоя половинного ослабления узкого пучка  – квантов для воды, если линейный коэффициент ослабления µ=0,047см-1 

    Решение:

    Закон ослабления узкого пучка  – квантов слоем вещества толщиной Х:  
 
 

    где: – поток – квантов в веществе на глубине , - поток – квантов, падающих на вещество.

    . Следовательно:  
 

    

 

 

Ответ :  
 
 
 
 
 
 
 
 
 

Вопрос  №31

    Определить  массу , имеющую активность А = 10 кБк. Период полураспада считать извесным. 

    Решение:  
 

    Число атомов радиоактивного изотопа равно:

    N=NA*m\M

    A=m*ln2*NA/M*

    где: – постоянная радиоактивного распада.

    Для определения массы перепишем формулу: 

    где: - период полураспада. 

    Ответ:  
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 

    Вопрос  №41

    Доза  излучения, поглощенного человеком, составила 1мГн, причем 80% поглощенной энергии  пришлось на долю – квантов , а 20% на долю α-излучения. Определить полученную человеком эквивалентную дозу. 

    Эквивалентная доза – поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на взвешивающий коэффициент для данного излучения.

    Н = Зв, 

    Ответ: 4,8 Зв. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 

Задание №51.

     Какое из радиоактивных излучений  (a-,b-,g-) представляет наибольшую опасность в случае: а) внутреннего б) внешнего облучения ?

       Основными процессами взаимодействия заряженных частиц сравнительно малых энергий (20МэВ) с веществом являются упругое и неупругое рассеяния, тормозное излучение. Упругое рассеяние происходит в результате электромагнитного взаимодействия заряженных частиц с кулоновским полем ядра. При этом изменяется направление движения частицы, а ее энергия практически остается такой же, как и до взаимодействия.

       Неупругое рассеяние происходит при взаимодействии заряженной частицы с электронами  атома. При этом часть энергии  частицы передается электрону, который  в результате либо переходит в  более высокое энергетическое состояние, либо вылетает за пределы атома. В  первом случае говорят о возбуждении, во втором — об ионизации атома. Одновременно с уменьшением энергии  налетающая частица изменяет направление  первоначального движения. Электроны, выбитые из атомов среды, способны производить  вторичную ионизацию атомов. Другой неупругий электромагнитный процесс  — тормозное (радиационное) излучение  — возникает при торможении заряженной частицы в электрическом поле атомного ядра.

       Важнейшие физические характеристики заряженных частиц — удельная потеря энергии (количество энергии, теряемой частицей на единице  пути) и пробег. Удельная потеря энергии  на ионизацию не зависит от массы  частицы, пропорциональна квадрату ее заряда и концентрации электронов в среде и обратно пропорциональна  квадрату скорости частицы. Обычно процессы ионизации играют доминирующую роль в потерях энергии заряженными  частицами. Так, для электронов с  энергией 1 МэВ потери энергии из-за упругого взаимодействия меньше ионизационных  потерь примерно в 20 раз, а в случае α-частиц вклад упругого рассеяния в замедление вообще не заметен. Радиационные потери энергии существенны только для быстрых электронов, если их энергия превышает несколько мегаэлектрон-вольт. Для остальных частиц радиационные потери не важны: они обратно пропорциональны квадрату массы частицы.

  В таблице 1 приведены пробеги α- и β-частиц в воздухе и биологической ткани. Как видно из таблицы, пробеги, особенно α-частиц, очень малы. Слой воздуха толщиной 10см, тонкая фольга, резиновые перчатки, одежда полностью экранируют ос-частицы. 

Таблица 1.

Пробеги α и β-частиц в воздухе и биологической ткани, см

Энергия частиц* МэВ α-частица β-частица
Воздух Ткань Воздух Ткань
0,05 0,06 2,7 3,4-10 3
0,1 0,10 9,3 0,012
0,6 0,38 150 0,17
1,0 0,52 7,2-10 1 290 0,34
2,0 1,0 1,4- 10 1 660 0,78
3,0 1,7 2,2-10 3 1,0- 10 3 1,2
5,0 3,5 4,4- 10 3 1,7-10 3 2,1
 

* Для β-частиц приведена максимальная энергия в спектре.

  Хотя  пробег β-частиц значительно больше, чем α-частиц, защита от β-излучения не вызывает проблем. Несколько миллиметров алюминия или стекла обычно полностью экранируют поток β-частиц. Однако для высокоактивных источников β-частиц с энергией, превышающей 1 МэВ, приходится учитывать, что часть энергии уносится высокоэнергетическими γ-квантами, возникающими при торможении β-частиц и обладающими большой проникающей способностью.

       Взаимодействие  γ-излучения с веществом. В области энергии γ-квантов от 20 кэВ до 10 МэВ, к которой относятся γ-кванты реакторных источников излучений и встречающихся в природе радионуклидов, основными процессами взаимодействия с веществом являются фотоэффект, комптоновское рассеяние (комптон-эффект) и образование электронно-позитронных пар.

       Остановимся крайне бегло на физике перечисленных  процессов. При фотоэффекте падающий γ-квант поглощается, передает всю свою энергию одному из атомных электронов, в результате чего последний покидает атом. Сечение фотоэффекта для различных сред лежит в пределах от 100 до 10 000 б (барнов) и пропорционально Z5γ7/2, где Z, — заряд ядра атома поглощающей среды; Еγ — энергия γ-кванта. Поэтому фотоэффект играет особо существенную роль лишь в случае g-квантов небольших энергий и тяжелых веществ, т. е. материалов с большим Z.

       В отличие от фотоэффекта комптоновское  рассеяние не приводит к полному  поглощению γ-кванта. Этот процесс состоит в следующем: γ-квант в результате упругого взаимодействия передает часть энергии электрону и при этом рассеивается, а электрон начинает двигаться. Комптоновское рассеяние преобладает над другими процессами взаимодействия γ-квантов в довольно широком диапазоне энергий: от 0,5 до 5 МэВ в свинце; от 1 до 10 МэВ в железе, и от 0,02 до 23 МэВ в воздухе.

       Образование электронно-позитронных пар происходит в электромагнитном поле ядра или  атомного электрона. При этом γ-квант рождает пару электрон — позитрон, которой и передает всю свою энергию (по законам сохранения распасться на электрон — позитрон в отсутствие дополнительного тела γ-квант не может). Для того чтобы рождение пары произошло, энергия γ-квантов должна превышать 1,02 МэВ.

       Таким образом, в результате всех процессов  замедления и захвата γ-квантов происходит ионизация вещества. Это крайне важный момент: если речь идет о ткани человеческого тела, то ионизация и обусловливает вредное биологическое воздействие излучения на живой организм

       В таблице 2 приводятся значения линейного коэффициента ослабления γ-излучения для железа, бетона и свинца. В ядерной энергетике железо (в виде стали тех или иных марок) применяется для баков реакторов; из бетона делается защита; свинец же, как тяжелый элемент, может специально применяться в качестве защиты от γ-квантов. 

Таблица 2.  

Линейный  коэффициент ослабления γ-излучеиия для железа, бетона и свинца и линейный коэффициент поглощения в свинце, см 1

Энергия, МэВ Коэффициент ослабления Коэффициент поглощения

Железо

Бетон Свинец Свинец
0,04

0,06

0,08

0,10

0,20

0,40

0,60

0,80

1,00

2,00

3,00

4,00

6,00

8,00

26,8

8,72

4,22

2,60

1,060

0,717

0,595

0,520

0,467

0,333

0,284

0,260

0,240

0,234

1,22

0,596

0,442

0,382

0,285

0,219

0,185

0,163

0,146

0,103

0,0837

0,0754

0,0619

0,0561

151

50,8

23,6

60,3

10,7

2,44

1,33

0,952

0,771

0,508

0,468

0,472

0,494

0,520

136

46,5

21,5

25,3

7,09

1,63

0,811

0,550

0,429

0,277

0,268

0,299

0,313

0,339

Информация о работе Радиационная безопасность