Інструктивно-методичні матеріали до практичних, семінарських та лабораторних занять

Лабораторна робота №1

Іонізуючі випромінювання, радіаційна безпека

Теоретична частина: Ґрунтуючись на визначеннях іонізуюче випромінювання, радіаційний фон, штучні джерела іонізуючих випромінювань, радіоактивне випромінювання, період напіврозпаду, активність, експозиційна, поглинута, еквівалентна дози, підрахувати потужність поглинутої та експозиційної доз іонізуючого випромінювання, які створюються точковим джерелом [1-6].

Завдання:

1. Дати письмові визначення поняттям іонізуюче випромінювання, іонізуюча та проникаюча спроможність, штучні джерела іонізуючих випромінювань, радіоактивне випромінювання, період напіврозпаду, активність, експозиційна, поглинута, еквівалентна дози.

2. Навести основні види радіоактивного розпаду.

3. Письмово з’ясувати, які системні й позасистемні одиниці застосовуються для вимірювання активності, періоду напіврозпаду, експозиційної, поглинутої, еквівалентної доз випромінювання та їх похідні.

4. Визначити потужність поглинутої дози іонізуючого випромінювання на заданій відстані від точкового джерела, з радіонуклідом заданого типу (⁶⁰Co - кобальт-60) та заданою активністю, за формулою:

 

,

де - потужність поглинутої дози, аГр/с (1 аГр=10^-18Гр); Г(гамма) – потужність дози в 1 Бк, яку виробляє джерело на відстані в 1м (для ⁶⁰Co=84,63 ); А – активність, Бк (задана в табл. 3а); r – відстань між точковим джерелом та точкою виміру, м (задана в табл. 3а).

Таблиця 3а. Активність та відстань між точковим джерелом та точкою виміру

№ варіанта	Активність, А (Бк)	Відстань між точковим джерелом і точкою виміру, r (м)
	2,1∙10^5	0,10
	3,3∙10^6	0,20
	2,9∙10^7	0,30
	3,8∙10^8	0,40
	4,0∙10^9	0,50
	4,5∙10^10	0,60
	2,3∙10^11	0,70
	3,7∙10^12	0,80
	4,2∙10^6	0,90
	2,3∙10^7	1,00
	2,2∙10^6	2,00
	2,4∙10^8	3,00
	2,5∙10^9	4,00
	2,6∙10^10	5,00
	2,7∙10^11	6,00
	2,8∙10^12	7,00
	3,1∙10^6	8,00
	3,2∙10^7	9,00
	3,4∙10^8	10,00
	3,5∙10^9	2,5
	3,6∙10^10	3,3
	4,1∙10^11	2,8
	4,3∙10^12	3,5
	4,4∙10^5	4,7
	4,5∙10^6	5,9
	5,1∙10^6	6,2
	5,2∙10^7	7,4
	Продовження табл. 3а
№ варіанта	Активність, А (Бк)	Відстань між точковим джерелом і точкою виміру, r (м)
	5,3∙10^8	8,8
	5,4∙10^9	9,3
	5,5∙10^10	0,50
	2,4∙10^12	1,2
	5,7∙10^5	3,5
	5,9∙10^7	4,9
	4,2∙10^12	10,0

 

5. а)Визначити потужність експозиційної дози іонізуючого випромінювання на заданій відстані від точкового джерела з радіонуклідом заданого типу (¹³⁷Cs – цезій-137) за формулою:

,

де Р^• - потужність експозиційної дози, Р/год; А – активність, Кі (табл. 3б); Г – потужність дози в 1 мКі, яку виробляє джерело на відстані в 1 см (для ¹³⁷Cs – Г= 3,24 ); r – відстань між точковим джерелом і точкою виміру, см (табл. 3б).

 

Таблиця 3б. Активність та відстань між точковим джерелом і точкою виміру

№ варіанта	Активність, А (Кі)	Відстань між джерелом і точкою виміру, r (см)
	5.7∙10^-6
	8.91∙10^-5
	7.84∙10^-4
	1.03∙10^-2
	1.08∙10^-1
	1.22
	6.22
	1.14∙10^-4
	6.22∙10^-4
	5.95∙10^-5
	6.49∙10^-3
	6.76∙10^-2
	7.03∙10^-1
	7.3
	75.7
	8.38∙10^-5
	8.65∙10^-4
	9.19∙10^-3
	9.46∙10^-2
	0.973
	11.08
	116.22
	1.19∙10^-5
	1.22∙10^-4
	1.38∙10^-4
	1.41∙10^-3
	1.43∙10^-2
	0.15
	1.49
	64.86
	1.54∙10^-5
	1.59∙10^-3
	113.51

 

Одиниці виміру активності, поглинутої і експозиційної доз та їх похідні: 1Кі=3,7∙10⁹ Бк; 1мКі=3,7∙10⁷ Бк; 1мР=10^-3 Р; 1мкР=10^-6 Р; 1мкР/год=8.73∙10^-3 мкГр/год; 1аГр=10^-18Гр; 1мкГр=100мкР; 1мкГр≈1мкЗв.

б) Порівняти отриманий результат Р^• (Р/год) з природним фоном (складає 10 мкР/год), з нормою в житловому будинку (до 50 мкР/год) та на робочому місці (до 1,1 мР/год). Зробити висновок про відповідність потужності експозиційної дози Р^• вищезазначеним нормам. У разі невідповідності, запланувати адекватні заходи щодо зменшення негативного впливу джерела іонізуючого випромінювання.

Вказівки до виконання:

До початку виконання завдання студент самостійно засвоює, що таке іонізуюче випромінювання, іонізуюча й проникаюча спроможність, штучні джерела іонізуючих випромінювань, радіоактивне випромінювання, період напіврозпаду, активність, експозиційна, поглинута, еквівалентна дози. Розглядає та усвідомлює системні й позасистемні одиниці вимірювання активності, експозиційної, поглинутої, еквівалентної доз іонізуючого випромінювання та їх похідні (керуючись у тому числі даними Додатку).

Визначення потужності поглинутої дози іонізуючого випромінювання студент проводить в системі вимірювань (СВ). Потужність експозиційної дози іонізуючого випромінювання визначається в позасистемних одиницях вимірювання, після чого результат порівнюється з нормами – природним фоном, нормою випромінювання в будинку та на робочому місці.

Після цього студент, ґрунтуючись на видах опромінення (зовнішнє або внутрішнє) і типах джерел випромінювання (відкриті й закриті), планує заходи щодо зменшення негативного впливу іонізуючого випромінювання.

 

Лабораторна робота № 2

ВИЗНАЧЕННЯ ТОВЩИНИ ЗАХИСНИХ ЕКРАНІВ ПРИ РОБОТІЗ ГАММА- ТА РЕНТГЕН-ДІАГНОСТИЧНО-ТЕРАПЕВТИЧНИМИ АПАРАТАМИ

Теоретична частина. Широке розповсюдження і використання джерел іонізуючих випромінювань у рентгено- та радіодіагностиці, променевій терапії пухлинних і не пухлинних захворювань потребують знань і вмінь із застосування різних заходів радіаційного захисту медичного персоналу.

При дистанційній променевій терапії для локалізації патологічного процесу при злоякісних новоутворюваннях використовуються рентген-та гамма-терапевтичні установки. В якості джерела випромінювання в них використовуються, в основному, 60Со, 137Сs активністю від десятків до сотень Кі (Кюрі) на апарат (Кі – позасистемна одиниця радіоактивності, одиниця радіоактивності в системі СІ – Бк (бекерель,1 Бк = 1 розпад/cек), 1 Кі = 3,7.1010Бк).

Розрізняють 3 види захисту: захист часом, відстанню і матеріалом. Проілюструємо перші два види захисту на моделі точкового джерела гамма-випромінювання.Зджерела G гамма-фотонивилітають у всіх напрямках. Число їх,що проходить крізь 1 м² поверхні деякої сфери за 1 с, є пропорційним активності А (Кіабо Бк) і зворотно пропорційним площі G r поверхнісфери (4πr²).

Залежність між експозиційною дозою X (експозиційна доза –кількість енергії рентгенівського або гамма-випромінювання, поглинутоїодиницею маси повітря, Р) і активністю А радіоактивного препарату(джерела гамма-фотонів) може бути виражено наступним чином:

, (1)

де Г – гамма-сталарадіонукліда (), r – відстань від джерела радіоактивності (см).

Або

, (2)

Таким чином, чим більшим є час і чим більшою є відстань, тим більшою є величина експозиційної дози. Тобто принцип захисту від впливу іонізуючого випромінювання часом і відстанню є досить легким: необхідно знаходитися під впливом іонізуючого випромінювання мінімальну кількість часу і намаксимальній відстані.

Захист матеріалом засновано на різній спроможності речовин поглинати різні види іонізуючого випромінювання. Захист від альфа-випромінювання достатньо простий: достатньо одного аркуша папера або шару повітря товщиною в декілька см, щоб повністю поглинути альфа-частинки. Однак, використовуючи радіоактивні джерела, потрібно берегтися від надходження альфа-частинок усередину організму при диханні або при прийомі харчів.

Для захисту від бета-випромінювання достатньо пластин з алюмінію, плексигласу або скла товщиною в декілька см. При взаємодії бета-часток з речовиною може з’явитися тормозне рентгенівське випромінювання, а від β+ часток – β+ випромінювання, яке виникає при анігіляції цих часток з електронами.

Найбільш складним є захист від «нейтрального» випромінювання:

рентгенівського, гамма-променів, нейтронів. Ці випромінювання з меншою ймовірністю взаємодіють з речовиною,і тому глибше проникають у речовину. При розрахунку захисного бар’єру враховується, що послаблення j-випромінювання в різних захисних матеріалах відбувається за законами широкого пучка(враховуються як первинні, так і багатократно розсіяні j-кванти).

Послаблення пучка рентгенівського і гамма-випромінювань відповідає закону:

Ф=Ф₀e^-μd, (3)

де Ф – характеристика поля іонізуючого випромінювання (активність,потужність дози, щільність потоку тощо) після захисту, Ф₀–характеристика поля іонізуючого випромінювання до захисту, μ –лінійний коефіцієнт послаблення випромінювання (см^-1).

Коефіцієнт μ залежить від порядкового номеру елемента речовини-поглинача і від енергії гамма-фотонів.

Найбільш складним є захист від нейтронів. Рух швидких нейтронів спочатку роблять більш повільним, зменшуючи їх швидкість у водень уміщуючих речовинах. Потім іншими речовинами, наприклад, кадмієм, поглинають повільні нейтрони.

Для оцінки розміру впливу іонізуючого випромінювання на організм прийнято застосовувати поняття еквівалентної дозиі онізуючого випромінювання. Еквівалентна доза D_e (Зв – зіверт) іонізуючого випромінювання характеризує вплив різних видів випромінювання на організм людини і визначається як добуток поглиненої дози (D) на коефіцієнт якості випромінювання (Q):

D_e,= D*Q,

де Q = 1 – для гамма- і бета-випромінювання,

Q = 20 – для альфа-випромінювання.

Зв’язок між експозиційною X (Р) і еквівалентною De (Зв) дозоюгамма-випромінювання наступний:

D_e= 0,997X.

Мета роботи: навчитися визначати товщину захисних екранів та розмір еквівалентної дози іонізуючого випромінювання.

Оснащення:

Дозиметр-радіометр ДКС, радіометр СРП, захисні бар’єри з міді,зразок j-випромінювання.

Організація самостійної роботи

1. Розглянемо приклад дозиметрії при використанні гамма-терапевтичної установки з джерелом j-випромінювання цезію-137(¹³⁷Сs) активністю А (Кі). Згідно (2), це джерело формує навколо себе поле іонізуючого випромінювання потужності Р₀ = (Р/год):

P = P₀ (4)

Співвідношення між потужністю експозиційної дози Р і товщиною захисту d згідно (3) визначається наступним чином:

P=P₀e^-μdB(E,µd,z)(5)

 

де B – фактор накопичення j-випромінювання для точкового джерела, який враховує внесок багатократного розсіювання в щільність потоку випромінювання; залежить від енергії випромінювання E, товщини d і атомного номера z захисту.

Аналогічно для співвідношення між активністю А і товщино юзахисту d характерно наступне:

A=A₀e^-μdB(E,µd,z) (6)

При чому в умовах вузького пучка приймається В = 1.

При проектуванні захисту для визначення товщини захисного бар’єру визначається показник кратності послаблення K:

K= = e^-μd/B(E,µd,z) (7)

Значення К для свинцю, заліза, міді, бетону тощо наведені в літературних джерелах з радіаційної безпеки. Для орієнтованого розрахунку кратність послаблення К можна визначити:

де n = ==2ⁿ, (8)

d – число шарів половинного послаблення, яке необхідне для досягнення K(d). Товщина захисту визначається із співвідношення d=n/d_1/2.

Таким чином, за співвідношеннями (5) – (6) можна визначати характеристики поля випромінювання (активність, потужність дози тощо) після захисного бар’єру товщиною d, а через співвідношення (7) –(8) – значення кратності послаблення j-випромінювання певної енергії.

2. У роботі передбачається вважати, що гамма-терапевтична установка має точкове джерело гамма-випромінювання активністю А (кожен студент отримує індивідуально значення активності установки).

Потрібно визначити товщину захисту від j-випромінювання з різного виду захисного матеріалу (міді, свинцю, бетону). Значення лінійних коефіцієнтів послаблення μ подано втаблиці.

Захиснийматеріал	Е0, МеВ	µ, см^-1
Бетон ρ= 2,3 г/см^3	0,662 (цезій-137) 1,75 (кобальт-60) 0,25 (торий-228)	0,177 0, 103 0,260
Мідь ρ= 8,93 г/см^3	0,662 (цезій-137) 1,75 (кобальт-60) 0,25 (торий-228)	0.638 0,427 0, 200
Свинець ρ= 11,34 г/см^3	0,662 (цезій-137) 1,75 (кобальт-60) 0,25 (торий-228)	1,180 0,577 12,9

 

3. Для практичного засвоєння матеріалу в якості джерела гамма-випромінювання використовується зразок – проба піску з вмістом²²⁸ Th активністю А₀ = 1 000 Бк.

 

Завдання

1. Визначити товщину захисного бар’єру від гамма-випромінювання терапевтичної установки з: міді, свинцю, бетону. Вважати, щозахисний бар’єр повинен знижувати активність установки до 100 Бк.

2. За допомогою радіометру виміряти потужність експозиційної дози P, яка формується навколо зразка джерела випромінювання активності А₀ на відстані 0, 5, 10, 50 см.

3. Розрахувати активність А на відстані 5, 10, 50 см відд жерела випромінювання.

4. Визначити шар половинного послаблення d1/2 для захисного бар’єру з міді, свинцю, бетону.

5. Зробити захисний бар’єр товщини d1/2 з міді. Перевірити дослідним шляхом зменшення у 2 рази потужності експозиційної дози за цим захисним бар’єром.

6. Розрахувати товщину захисного бар’єру d, який послаблюєа ктивність іонізуючого випромінювання до 10 Бк/кг.

7. Розрахувати величину дози (експозиційної, еквівалентної) іонізуючого випромінювання цього джерела.

8. Результати проміжних розрахунків оформити у вигляді таблиці:

Характеристика поля випромі-нювання	Результат 1-ого вимірю-вання	Результат 2-ого вимірю-вання	Результат 3-ого вимірю-вання	Середнє значення,M±m
Р
А
Р(d1/2)
De

 

Зміст звіту

Мета роботи, аналітичний розрахунок характеристик поля гамма-випромінювання.

 

6. Контрольні питання:

1. Що таке іонізуюче випромінювання?

2. Які основні біологічні ефекти впливуіонізуючого випромінювання на живий організм?

3. Які існують види випромінювання та в чому полягає різниця їх біологічної дії на живий організм?

4. Якіі снують способи захисту від раіоактивного випромінювання?

5. Що таке дози випромінювання (поглинена, еквівалентна, експозиційна). Визначення та застосування.

6. Суть методу захисту від дії іонізуючого випромінювання за допомогою захисного бар’єру.

7. Які відомі методи дозиметрії іонізуючого випромінювання?__

Література

1. Л. І. Григор’єва, Ю. А. Томілін «Практикум з біофізики та біомеханіки».

ЛАБОРАТОРНА РОБОТА № 3

ВИЗНАЧЕННЯ КОЕФІЦІЕНТУ ЛІНІЙНОГО ОСЛАБЛЕННЯ ГАММА-ВИПРОМІНЮВАННЯ

 

Мета роботи: вивчити метод реєстрації іонізуючих випромінювань за допомогою радіометра, що містить газорозрядний лічильник, визначити коефіцієнт випромінювання для свинцю, заліза і алюмінію.

 

Питання для підготовки до лабораторної роботи

1. Радіоактивність. Види радіоактивного розпаду і їх основні характеристики.

2. Основний закон радіоактивного розпаду. Активність.

3. Взаємодія корпускулярного іонізуючого випромінювання (альфа-, бета-, протонного, нейтронного і т.п.) з речовиною.

4. Взаємодія рентгенівського і гамма-випромінювань з речовиною. Закон ослаблення іонізуючого випромінювання.

5. Характеристики іонізуючого випромінювання (іонізаційна і проникаюча здібності).

6. Поглинена і експозиційна дози. Біологічна еквівалентна доза. Потужності доз. Дозиметричні одиниці виміру.

7. Фізичні та біофізичні основи дії іонізуючих випромінювань на біологічні тканини. Захист від іонізуючого випромінювання.

8. Детектори іонізуючого випромінювання: газорозрядні, сцинтиляційні, напівпровідникові лічильники, іонізаційні камери.

 

Література:
1. Н.М. Лівенцев. Курс фізики, 1994, стр.513-519, 540-547, 564-566, 575-582.
2. Н.М. Лівенцев. Курс фізики, 1996, ч.II, стор.47-53, 73-82, 95-98, 104-111.
3. О.М. Ремізов. Курс фізики. 2010. ч.II, стор 251-255, 261-265, 267 - 270.
4. О.М. Ремізов. Медична та біологічна фізика. 1987. (Параграфи 28.1 -28.6, 31.1-31.4, 32.1-32.6).