Мощность дозы излучения задача

Мощность дозы излучения задача

Вычислить толщину слоя кадмия, ослабляющего поток тепловых нейтронов в раз. Сечение поглощения тепловых нейтронов на кадмии составляет 2540 барн.

Вычислить толщину защиты из , необходимую для ослабления интенсивности гамма — излучения с энергией МэВ в раз. Использовать геометрию узкого пучка.

с энергией МэВ падают на пластину толщиной см. Вычислить энергию частиц на выходе из пластины.

Определить среднее число пар ионов на пути см при прохождении с энергией МэВ через воздух. На образование одной пары ионов в воздухе необходимо 35 эв.

Вычислить активность изотопа в образце массой мкг.

Мощность дозы гамма — излучения с энергией МэВ составляет 5 рентген в час. Вычислить толщину защиты из , необходимую для обеспечения безопасной работы. Максимальная допустимая доза составляет 0.05 рентген за 6 часов.

Мощность дозы гамма — излучения на расстоянии см от точечного источника составляет рентген/мин. Определить расстояние от источника, на котором можно находиться без защиты в течение рабочего дня (6 часов). Максимальная допустимая доза: 0.05 рентген за 6 часов.

Индивидуальная доза облучения в результате воздействия гамма — источника с энергией МэВ в течение дня составляет 5 грей. Сколько фотонов гамма — излучения попало в организм человека массой 75 кг. Потери энергии фотона в тканях организма составляют 40%.

Определить мощность поглощенной дозы при работе с источником гамма — излучения с энергией МэВ и активностью 2е-4 кюри. Масса человека 70 кг. Потери энергии фотона в тканях организма составляют %

Вычислить толщину защиты из графита для полного поглощения бета — частиц радиоактивного источника .

Вычислить длину эффективного пробега электронов с энергией МэВ в .

Вычислить удельные радиационные потери энергии на излучение электрона с энергией МэВ в .

Электроны с энергией МэВ падают на пластину толщиной см из . Вычислить энергию электронов на выходе из пластины.

Вычислить удельные ионизационные потери энергии электрона с энергией МэВ в .

Вычислить толщину защиты из от электронов, имеющих в воздухе пробег м.

Вычислить энергию переданную ядру при столкновении с нейтроном с энергией МэВ, если угол рассеяния ядра относительно направления налетающего нейтрона составляет °.

Вычислить плотность потока нейтронов от точечного источника нейтронов с энергией МэВ и интенсивностью 1е7 частиц/сек на расстоянии см в .

Вычислить плотность потока гамма — квантов от точечного источника гамма — квантов с энергией МэВ и интенсивностью 1е4 фотон/сек на расстоянии см в .

Вычислить удельные ионизационные потери энергии с энергией МэВ в .

Источник

Мощность дозы излучения задача

Задача 1.
Рассчитать суммарную активность трития, образовавшегося в результате испытания ядерного оружия до 1970 г., если общий эквивалент ядерных взрывов составил 220 Мт.
Решение.
Образование трития при испытании ядерного оружия составляет 2.6*10 13 Бк/Мт.
До 1970 г. общий эквивалент ядерных взрывов составил 220 Мт.
Образование трития:
220 Мт·2.б·10 13 Бк/Мт = 5.7·10 15 Бк.

По санитарным нормам допустимая плотность потока быстрых нейтронов составляет :

Определить на каком минимальном расстоянии от источника, интенсивностью S = 10 6 n/с, можно работать без дополнительной защиты.
Решение.
Плотность потока нейтронов I(r) на расстоянии r от источника определяется соотношением :

Минимальное безопасное расстояние из соотношения (1) :

Индивидуальная доза облучения, полученная в результате воздействия источника 60 Со в течении 10 с, составила 100 Гр. Сколько фотонов γ-излучения попало при этом в организм человека, если каждый фотон теряет в тканях тела около 40 % своей энергии ?
Решение.
При распаде 60 Cо образуется 2 γ-кванта с энергией 1.33 и 1.17 МэВ. Каждая такая пара фотонов выделит в тканях человека (1.33+1.17)·0.4 = 1 МэВ = 1.3·10 -13 Дж.

Для человека весом 75 кг поглощенная доза от одной пары фотонов составит

При получении дозы 100 Гр число фотонов, попавших в организм, составит

Студент предполагает использовать источником 90 Sr, имеющим активность А = 270 МБк и содержащимся в стеклянной пробирке, в качестве защиты только плотные перчатки.
Не опасно ли это ?
Решение.
Е = 1.74 МэВ, масса человека М = 70 кг, ε = 0.1.
На один акт распада 90 Sr приходится 1 фотон с энергией 1.74 МэВ, откуда для поглощенной человеком мощности дозы Д_t получим

Предельно допустимая доза:
(ПДД) − 0.1 рад/неделю = 0.17·10 -6 рад/с

Работать опасно .

Количество 90 Sr, которое ежедневно попадает с пищей в организм человека, составляет 0.94 Бк. Каково значение дозы, накопленной в костной ткани за год ?
Решение.
1)Средние энергии -распада составляют 0.3-0.4 от .
В расчете возьмем 0.4.

2) Будем считать, что в организме поглощается 10% фотонов. Общее количество энергии, поглощенной в организме от одного распада: Q = (0.546+2.27)·0.4 + 1.734·0.1 = 1.3 МэВ =
= 1.3·1.6·10 -13 Дж = 2.08·10 -13 Дж,
(1 МэВ = 1.6·10 -13 Дж).
Согласно табл.32, доля радионуклида 90 Sr, поглощенная костной тканью, составляет 0.94 Бк*О.7 = 0.66 Бк или 5.68·10 4 распадов в сутки, ( в сутках 86400 с).

Биологическая активность некоторых элементов

Наиболее
чувствительный
орган или ткань
в организме.

Масса вещества
или органа,
кг

Доля полной
дозы, полученная
данным органом

Таким образом, в сутки костная ткань поглощает

Q=2.08·10 -13 Дж·5.68·10 4 =11.8Дж.

Доза, поглощенная за год в 1 кг костной ткани:

В организм человека попало 10 мг 55Fe. Найти значение поглощенной дозы за 10-летний период. Период полураспада 55Fе =-2.9 года. Q=0.22 МэВ.
Решение.
Какое количество изотопов 55Fe распалось за 10 лет ?

Из 10 мг за 10 лет распалось 10 — 0.926=9.074 мг.
Число распавшихся ядер:

Количество выделившейся энергии:

Q=0.22·0.99·10 20 =2.19·10 19 МэВ=3.50·10 б Дж.

Чтобы найти энергию, отнесенную к единице массы, предположим, что облучается примерно 1/3 часть тела весом 75 кг, т.е. 25 кг. Тогда :

Это очень большая доза ! ! !

Каково максимальное количество радионуклида 90 Sr при попадании которого в организм не будет превышена доза Д =1 мГр/год.

Решение.
Наибольшее количество радионуклида 90 Sr поглощается в костях. Масса вещества кости М составляет 7 кг; доля полной полученной дозы составляет =0.7 (табл. 32). Поэтому полная энергия, выделенная в организме за год, будет составлять :

Доля ядер радионуклида 90 Sr, распадающаяся за год :

Используя схему распада радиоактивного изотопа 90 Sr, получим энергию, выделяющуюся в костях на один акт распада :

Е* = 0.1·E_γ + 0.4· = 0.1·1.734 + 0.4·(0.54 + 2.27) = 1.29 МэВ = 2.06·10 13 Дж.

Полное число ядер изотопа :

Какова поглощенная доза в организме человека в течении 10 лет, если через органы дыхания в него попало 100 мкг изотопа 239 Pu ? Период полураспада 239 Pu равен 2.4·10 4 лет.
Решение. Число радиоактивных ядер в 100 мкг изотопа 239 Pu :

Число ядер 239 Pu распавпшхся за 10 лет :

Распад 239 Pu приводит к появлению трех -линий при энергиях E_α и с вероятностями распада, указанными в таблице.

_α = 5.1 МэВ. Масса тела М = 70 кг. Поглощенная доза :

При какой концентрации плутония в воздухе n годовая доза от его попадания в легкие составит Д = 1.7·10 -6 Гр.
Для расчета принять:
1) в среднем человек вдыхает V₀ = 0.01 литров воздуха в минуту;
2) в легких остается ε = 0.01 попавшего в организм при вдохе 239 Pu;
3) первоначально плутоний в легких отсутствовал.

Решение.
Период полураспада 239 Pu T_1/2 = 2.4·10 4 лет. Средняя энергия -частиц распада _α 5МэВ. Масса легких = 0.5 кг. Число актов распада 239 Pu за время dt :

dN_p(t) = N(t)dt

где N(t) — число ядер 239 Pu в момент времени t.
Изменение числа ядер 239 Pu с учетом накопления и распада :

dN(t) = V₀ nεdt — N(t)dt

Учитывая, что вследствии большого периода полураспада вторым членом в (2) можно пренебречь, после интегрирования (2) получим:

Из (3) и (1) получим число ядер распавшихся за время t :

dN_p (t) = V₀ nεdt

N_p (t) =

Энергия Е, поглощенная в ткани легких за год :

E = Д М_Л = 1.7·10 -6 · 0.5 = 8.5·10 -7 Дж.

Число распадов ядер, необходимое для выделения энергии Е :

Из (4) получим концентрацию 239 Pu в воздухе :

Источник

Расчет дозы D (Р) от источника, активностью А (мКи) на расстоянии R (см) за время t.

Определить мощность дозы излучения, создаваемой источником Со-60 активностью 45∙10 10 Бк на расстоянии 1 м. Гамма постоянная Со-60 = 12,93 Р∙см 2 /(ч∙мКи).

1. Определим активность Со-60, выраженную в милликюри:

45∙10 10 Бк / 3,7 ∙10 10 Бк = 12,16 Ки = 1,216∙10 4 мКи.

2. Выразим расстояние в сантиметрах

Определить расстояние от источника Ir-192 активностью 35 Ки и от источника Со-60 активностью 35 Ки, чтобы мощность дозы на границе радиационно-опасной зоны не превышала 2,5 мкЗв/ч. Гамма-постоянная Ir-192 равна 4,65 Р∙см 2 /(ч∙мКи).

1. Выразим активность источников в мКи

1. Выразим мощность дозы в Р/ч

2,5 мкЗв/ч = 250 мкР/ч = 2,50∙10 -4 Р/ч

1. Рассчитаем расстояние по формуле

Тогда для источника Ir-192 расстояние составит:

Источник

Решение задач на определение последствий воздействия ионизирующего излучения на здоровье человека при изучении вопросов радиационной безопасности в школе и вузе

Задача 1. По показаниям индивидуального дозиметра ДКП-50А в результаты проведения аварийно-спасательных работ в зоне радиоактивного загрязнения ликвидатором аварии была получена экспозиционная доза внешнего гамма-излучения 16 рентген. Оцените риск здоровью и возможность продолжения аварийно-спасательных работ.

1. Определяем поглощенную дозу. Для биологических тканей соотношение между экспозиционной и поглощенной дозой ионизирующего излучения составляет 1 Р = 0,0093 Гр. Соответственно 16 Р = 16 × 0,0093 = 0,1488 Гр.

2. Определяем эквивалентную дозу. Взвешивающий коэффициент для фотонов любых энергий (в том числе и гамма-излучения) при расчете эквивалентной дозы равен 1, поэтому 0,1488 Гр × 1 = 0,1488 Зв = 148,4 мЗв. Полученная доза почти в несколько раз меньше дозы, необходимой для возникновения детерминированных эффектов.

3. Безопасно ли это? С учетом того, что полученная в течение года доза облучения не превышала 20 мЗв, суммарная доза облучения составляет менее 160 мЗв. Потенциально опасным считается облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года.

4. Может ли он продолжать участие в проведении аварийно-спасательных работ в условиях планируемого повышенного облучения? Лица, подвергшиеся облучению в эффективной дозе, превышающей 100 мЗв, при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв за год.

Задача 2. В результате аварии на АЭС жители населенного пункта в течение 48 часов находились в зоне опасного заражения (зона В). По показаниям прибора ДП-5В мощность экспозиционной дозы гамма-излучения при этом составила 2,5 Р/ч. Оцените возможность возникновения детерминированных эффектов облучения.

1. Определяем мощность поглощенной дозы гамма-излучения. Если 1 Р/ч = 0,0093 Гр/ч, то 2,5 Р/ч = 2,5 × 0,0093 = 0,02325 Гр/ч. За 48 часов доза облучения составила 1,116 Гр.

2. Возможно ли возникновение детерминированных эффектов? У лиц, получивших общее равномерное облучение всего тела в дозе 1-2 Гр, наблюдается первая (легкая) степень лучевой болезни. Такие дозы приведут к нарушениям развития эмбриона, поэтому эвакуация беременных женщин должна быть проведена в кратчайшие сроки (1-2 часа), до получения пороговой дозы в 0,1 Гр.

Задача 3. По данным «Единой системы контроля и учета индивидуальных доз облучения граждан» средняя индивидуальная годовая эффективная доза внешнего и внутреннего техногенного облучения у жителей г. «N» за год составила – 0,54 мЗв. Вычислить количество злокачественных новообразований, которые возникнут в течение предстоящей жизни этих людей, если численность населения города составляет 63038 человек.

1. Коллективная доза облучения составляет: 0,00054 Зв × 63038 человек = 34 чел.-Зв.

2. Определяем количество злокачественных образований: 34 чел.-Зв × 0,055 Зв-1 = 1,87 ≈ 2 человека. Следовательно, злокачественные новообразования за счет обучения в этом году могут возникнуть в течение предстоящей жизни у 2-х человек.

Источник