Тапсырмалар

1. Ядролық реакциялар

1. Келесі ядролық түрленулердің толық теңдеулерін құрастырыңыз: а) радий-226 –ның радон изотобына ыдырауы; б) қорғасын-205 –тің позитрондар шығаруы; в) вольфрам-179 ядросының орбиталды электронды қармауы.

2. Келесі ядролық түрленулердің толық теңдеулерін құрастырыңыз: а) цирконий-93 –тің бета-ыдырауы; б) нептуний-233 –тің альфа-ыдырауы; в) актиний нуклиді ыдыраған кездегі франций-218 –дің түзілуі; г) эйнштейний-246 –ның орбиталды электронды қармауы.

3. Жетіспейтін бөлшектерді көрсете отырып төменде көрсетілген ядролық реакцияларды аяқтаңыз және теңестіріңіз:

а) ³²S + n -- 1Н + ?

б) ⁷ Ве + е (орбиталды электрон) -- ?

в) ? -- ¹⁸⁷0s + e (электрон)

г) ⁹⁸Мо + ²Н -- n + ?

д) ²³⁵ U + n -- 135Xe + ? + 2 n

 

4. ²³⁵U –нан бастап ²⁰⁷Рb орнықты изотобының түзілуімен аяқталатын радиоактивті біртіндеп ыдырауы табиғи жағдайда мүмкін. Бұл ыдырауларда альфа- мен бета-сәулелері бөлінеді. Осындай жеке ыдыраулар қанша сатыдан тұрады.

 

2. Ядроның орнықтылығы

1. Төменде көрсетілген қос изотоптардың ішіндегі қай нуклид табиғатта кең таралған: а) ¹⁹F немесе¹⁸F; б) ⁸⁰ Se немесе⁸¹Se; в) ⁵⁶Fe немесе⁵⁷Fe; г) ¹¹⁸Sn немесе¹¹⁸Sb? Жауаптарыңды себептерін айтып түсіндіріңіз.

2. Көрсетілген барлық нуклидтер радиоактивті және бета-ыдырауға немесе позитрон бөліп шығаратын ыдырауға ұшырайды: а) ⁶⁶Ge; б) ¹⁰⁵Rh; в) ¹³⁷I г) ¹³³Се. Әрбір нуклидке ыдыраудың қандай түрі сәйкес келетінін көрсет.

3. Күкірт-35 изотобы радиоактивті және өзінен бета-сәулелерін шығарады. Күкірт-32 радиоактивті емес изотобымен салыстырғанда күкірт-35 изотобы атомдарының химиялық қасиеттерінде қандай айырмашылық бар. Жауапты түсіндіріңіз.

 

3. Жартылай ыдырау периоды, нысандардың жасын анықтау

1. Германий-66 позитрондарды бөле ыдырайды, оның жартылай ыдырау периоды 2,5 сағатқа тең. Ядролық реакцияның теңдеуін жазыңыз. Бастапқы массасы 25 мг болатын ⁶⁶Ge –дан 10 сағаттан кейін қанша қалады?

2. Тритийдің жартылай ыдырау периоды (сутегі-3) 12,3 жылға тең. Егерде атом электрлі станциясында болған апаттың нәтижесінде 48 мг тритий қоршаған ортаға таралған болса, онда 12,3 сағаттан кейін бұл нуклейдтің қанша мөлшері қалады? 49,2 сағаттан кейін қанша мөлшері қалады?

3. Кюрий-243 –тің жасанды изотобының үлгісі алынған. 1 жылдан кейін бұл үлгінің радиоактивтілігі секундына 3012-ден 2921-ге дейін ыдырауы азайған. Осы изотоптың жартылау ыдырау периодын анықтау.

4. 239-Рb жартылай ыдырау периоды 24000 жылға тең. Қазіргі кездегі ядролық қалдықтардың құрамындағы ²³⁹Рb қанша бөлігі 3008 жылға дейін сақталады?

5. Кейбір су өсімдіктері судан иод ионын сіңіреді ма, әлде жоқпа білу үшін эксперимент қойған. Суы, өсімдігі бар ыдысқа белгіленген атомдар ретінде иодид-ион түріндегі иод-131 (t_1/2 = 8,1 тәулік) тамызамыз. Көлемі 1,00 мкл болатын су үлгісінің бастапқы активтілігі минутына (мин^-1) 89 ыдырауға тең екені белгіленген. 32 тәуліктен кейін көлемі 1,00 мкл болатын үлгінің активтілік деңгейі 5,7 мин^-1 дейін төмендеген. Берілген өсімдік судан иод ионын сіңіре ма?

 

4. Масса мен энергияның арасындағы қатынас.

1. Келесі ядролар үшін бір нуклонға келетін байланыс энергиясын есептеңіз: а) ¹²С (атомдық массасы 12,00000 м.а.б.); б) ⁶¹Ni (атомдық массасы 60,93106 м.а.б.); в) ²⁰⁶Pb (атомдық массасы 205,97447 м.а.б.).

2. ¹Н (1,00782 м.а.б.), ²Н (2,01410 м.а.б.), ³Н (3,01605 м.а.б.), ³Не (3,01603м.а.б.), ⁴Не (4,00260 м.а.б.) үшін атомдық массалары мен нейтрондарының массасының мәндерін біле отырып төменде көрсетілген ядролық реакциялардың әр қайсысынан бөлінетін, термодролық синтез процесін басқаруды болдыру үшін қажетті болатын энергияны есептеңіз:

 

а) ²H + ³Н -- ⁴Не + ¹n

б) ²Н + 2Н -- ³He + ¹n

в)²H + 3He -- ⁴He + ¹Н

 

5.Радиоизотоптарды қолдану

1. Плутоний-239 энергиясы шамамен 5·10⁸ кДж/моль болатын альфа-бөлшектерін шығарады. Бұл изотоптың жартылай ыдырау периоды 24 000 жылды құрайды. Құрамында плутонийі бар шаңмен дем алу өте қауіпті деп есептеледі. Қоршаған ортадан жай радиоактивті плутонийдің сәулеленуімен салыстырғанда құрамында плутонийі бар шаңмен дем алу өте қауіпті деп неге есептеледі?

2. Ядролық реактордегі бөлінетін отын (делящееся топливо) реакция критикалық режимге жеткен кезде атом бомбасы сияқты неге жарылмайды?

3. Құрамында қан гемоглобинінің темірі бар кроликтердің азығы болып саналатын қандайда бір темірдің қосылысының айналу (превращения) тиімділігін анықтау үшін (бета-сәулелерін шығаратын және жартылай ыдырау периоды Т_1/2 = 46 тәулікке тең болатын) ⁵⁹Fe радиоактивті изотобын қалай қолдануға болатынын түсіндіріңіз.

4. Бостондағы 1965 және 1966 жылдардағы атом бомбасын сынаулардан кейінгі адамдардың радиоактивті сәулеленуіне жүргізілген зерттеулер бойынша орташа есеппен әр бір адам денесінде 2 пикокюридей плутонийлық активтілік болады екен. Активтіліктің осындай деңгейінде, секундына қанша ядролық ыдыраулар жүреді? Егер әр бір альфа-бөлшекте 8·10¹³Дж энергия болса және адамның орташа салмағы 75 кг деп қабылдасақ, онда адам организмі бір жыл ішінде және плутонийдің осындай деңгейінде сәулеленудің қанша дозасын радпен есептегенде қабылдайды? Сондай-ақ сәулеленудің сәйкес эквиваленттік дозасын бэрменде есептеңіздер.

5. Қауіпті химиялық заттарды көбінесе химиялық жолмен өңдеу арқылы залалсыздандырады. Мысалы, қышқылды сілтімен нейтралдайды. Сол сияқты ядролық реакторлерде түзілетін ядролық бөліну өнімдерін химиялық өңдеу арқылы неге жоя алмаймыз?

6. Айталық, атом бомбасы жарылған жер маңындағы топырақта стронцийдің-90 болуы оның радиоактивтілік деңгейінен 7000с^-1дейін асып кеткен. Радиоактивтілік деңгейі 1000с^-1 түскенге дейін қанша уақыт қажет болады? (стронциядің-90 жартылай ыдырау периоды Т_1/2 = 28,8 жылға тең.)

7. Археологиялық қазба жұмыстары кезінде табылған ежелгі ағаштан жасалынған нысандардың активтілігі бір грамм көміртегіне минутына 9,6 ыдырау сәйкес келеді. Осыдан ерекшелігі тірі ағашта көміртегі бір грамм көміртегіне минутына 18,4 ыдырауға сәйкес келеді. Ағаш нысандардағы көміртегінің-14 салыстырмалы активтілігін осы деректерге сүйене отырып оның жасын анықтаңыз.

8. Позитрон электронмен соқтығысқан кезде екі бөлшек энергиялары бірдей екі фотон түзе жойылады. Осы фотондардың толқын ұзындықтары қанша? Осы фотондар гамма-кванттары болып табылады ма?

 

Ұсынылған әдебиет:

Браун Т., Лемей Г.Ю. Химия - в центре наук: В 2-х частях. Пер. с англ. – М.: Мир, 1983.- 448 с.

№2 Зертханалық сабақ

Ядролық сынақтардың нәтижесіндегі радиациялық ластану – 1 сағат

Сабақтың мақсаты – Ядролық сынақтардың нәтижесіндегі радиоизотоп-тардың таралуы және олардың құрамдарын қарастыру.

Міндеттері:

- Ядролық сынақтардың нәтижесіндегі қоршаған ортада радионуклидтердің жинақталуы мен ластанудың таралуы.

- Ядролық сынақтардың нәтижесіндегі қалдық радиациялық фон.

Сұрақтар

1. Ядролық сынақтар өткен жерлер, жылдар, олардың саны бойынша мәліметтер келтіріңдер.

2. Ядролық жарылыстан кейінгі бірнеше сағаттар ішіндегі атмосферадағы радиациялық ластануының таралуына мысалдар келтіріңдер.

3. Ядролық сынақтардың көп жылдар өткеннен кейінгі салдарлары.

4. Сынақтан кейінгі радиоактивті ластану зонасында болған адамдардағы сәуле ауруларының пайда болуын 1953 жылғы «счастливый Дракон» жапондық кемесі мысалында келтіріңіз.

5. Атмосферадағы ядролық сынақтарға моратория.

 

Ұсынылған әдебиеттер:

1. С.М.Усманов “Радиобиология”-Москва:Владос, 2001-156с.

2. Радиация. Дозы, эффекты, риск. Перевод с английского Ю.А. Банникова. Пер. с англ. - М.: Мир, 1990.-79 с

3. Гумарова Л.Ж. Pадиобиология. Алматы: Дәуір, 2011.- 176б.

4. А.Шик. Учебно-методическое руководство по радиоэкологии и обращению с радиоактивными отходами для условий Казахстана. Алматы, 2002.-304 с.

5. Радиация. Дозы, эффекты, риск: Пер. с англ. - М.: Мир, 1990.-79 с, ил.

 

 

№3 Зертханалық сабақ

Радиациялық қорғанысты есептеу – 2 сағат

 

Сабақтың мақсаты – сәулеленудің әр түрлі материалдармен жұтылу заңдылықтарын оқып үйрену.

Міндеттері:

- Сәулеленудің барлық түрінің заттармен әрекеттесу заңдылығы.

- Экранның көмегімен радиациялық қорғанудың есептері

 

Есептеу жолдары

1-ші есеп γ-квантының жіңішке ағынының интенсивтілігін 10 есеге азайту үшін жартылай әлсіретудің (половинного ослабления) қанша қабаты қажет болады?

Теориясы. Радиоактивті сәулелер зат арқылы өткен кезде сол заттың атомдарымен әрекеттеседі. Әр бір радиоактивті сәуленің әрекеттесу механизмі әр түрлі, бірақ соңында зат арқылы өткен радиоактивті сәулелердің бәрі ортаның атомдарын иондайды. Сондықтан радиоактивті сәулелерді иондалған сәулелер деп те атайды. Бұл сәулелерді иондалған және жанама (косвенно) иондалған деп бөледі. Иондалған сәулелер деп - ортаны иондау үшін жеткілікті кинетикалық энергиясы бар зарядталған бөлшектерден тұратын сәулелерді айтады. Олай болса — және — сәулелер иондалған сәулелерге жатады. Жанама иондалған сәулелер дегеніміз- зарядталмаған бөлшектердің ағыны (γ -сәулелер), зат арқылы өтіп, онымен әрекеттескеннен кейін иондалған сәулелер туындайды.

Ену қабілеті жағынан ең жоғарысы -сәулелер, ал ең азы — — сәулелер. 1 МэВ энергиясы бар -бөлшегінің биологиялық тканьға ену қабілеті 10 метрді құрайды, бөлшегі - 10 м, ал - квант тары–оншақты метрді құрайды.

Зат арқылы өту кезіндегі -кванттарының жіңішке моноэнергетикалық шоғының (пучок) әлсіреу заңы:

,

Мұндағы тереңдікте заттағы -кванттарының - ағыны; затқа түсетін - кванттарының, - ағыны, - әлсіреудің құю (литейный) коэффициенті.

 

Жартылай әлсіреу қабаты деп –зат арқылы өткен — кванттарының ағыны екі есеге азаятын, ені X болатын заттың қабаты. Жартылай әлсіреу қабатының ені мен әлсіреудің сызықты коэффициентінің арасындағы байланыс былай болады:

Шешімі. X ені бар заттың қабаты арқылы өткен γ-кванттарының жіңішке шоғын әлсірету заңы

n=n₀∙е^-µх(1)

n – заттың х тереңдігіндегі γ-кванттарының ағыны, n₀ – затқа түсетін γ-кванттарының ағыны, µ - әлсіреудің сызықтық коэффициенті.

Жартылай әлсіреу қабаты – бұл γ-кванттары өткен кезде ағынын 2 есе азаятаын қалыңдығы х1/2 болатын заттың қабаты.

Шарт бойынша n₀/n=10. Әлсіреудің сызықтық коэффициенті мен жартылай әлсіреу қабатының х_1/2 қалыңдығы арасындағы байланыс былай болады:

 

х_1/2 = 1n2/µ =0,693/µ. (2)

 

х/х_1/2=k шамасы дегеніміз – жартылай әлсіреудің ізделінетін (искомое) саны.

(1) теңдеуден х табамыз:

х=ln(n/n₀)/(-µ). (3)

 

(2) және (3) теңдеулерден k табамыз

 

k= х/ х_1/2=ln10/0,693=2,303/0,693=3,323.

 

«Радиациялық қорғанудың есептері» тақырыбы бойынша тапсырмалар

1.Шойын плита γ-кванттарының жіңішке шоғының интенсивтілігін 10 есе азайтады. Осындай қалыңдықтағы қорғасын плита γ-кванттарының жіңішке шоғының интенсивтілігін қанша есе төмендетеді? Әлсіреудің сызықтық коэффициентін шойын үшін төменде көрсетілген кестенің 4 бағанасынан, ал қорғасын үшін 5 бағанадан алып есептейді.

 

n=n₀∙℮^-µх;

n/n= (n₀/n)∙℮^-µх;

1=(n₀/n)∙℮^-µх;

n₀/n=1/℮^-µх;

ln n₀/n=ln 1- (-µх) ∙ ln ℮=0+µх ∙ ln ℮;

ln n₀/n=µх ∙ ln ℮;

µх=( ln n₀/n) / ln ℮;

х= (( ln n₀/n) / ln ℮)/µ.

 

1-ші кесте – Радионуклейдтердің мен ілеспе γ – сәулелерінің әлсіреу сызықтық коэффициентінтерінің сипаттамалары

№	радионуклид	ыдырау түрі	Т1/2	Әлсіреудің сызықтық коэффициенті, см-1
	Rb-79	β+	23 мин	0,11	0,3
	Rb-84	β-	33 тәу	0,12	0,31
	Cs-130	β+	30 мин	0,13	0,32
	Cs-132	β-	7 тәу	0,14	0,33
	Cs-137	β-	30 жыл	0,15	0,34
	Mn-52	β+	6 тәу	0,16	0,35
	Fr-223	β-	22 мин	0,17	0,36
	Cu-60	β+	23 мин	0,18	0,37
	Co-58	β+	71 тәу	0,19	0,38
	Ag-103	β+	66 мин	0,2	0,39
	Co-56	β+	79 тәу	0,21	0,4
	Au-194	β+	40 сағ	0,22	0,41
	Au-199	β-	3 тәу	0,23	0,42
	Ag-111	β-	8 тәу	0,24	0,43
	Mg-28	β-	21 сағ	0,25	0,44
	Ca-45	β-	163 тәу	0,26	0,45
	Sr-89	β-	51 тәу	0,27	0,46
	Sr-90	β-	29 жыл	0,28	0,47
	Ba-131	β+	12 тәу	0,29	0,48
	Ba-140	β-	13 тәу	0,3	0,49
	Ra-223	α	11 тәу	0,31	0,5
	Ra-228	β-	6 жыл	0,32	0,51
	Zn-65	β+	244 тәу	0,33	0,52
	Zn-72	β-	47 сағ	0,34	0,53
	Cd-107	β+	7 сағ	0,35	0,54
	Cd-115	β-	54 сағ	0,36	0,55
	Hg-193	β+	4 сағ	0,37	0,56
	Hg-203	β-	47 тәу	0,38	0,57
	Co-60	β-	5 жыл	0,39	0,58
	In-109	β+	4 сағ	0,4	0,59
	Tl-202	β+	12 тәу	0,41	0,6
	Tl-204	β-	4 жыл	0,42	0,61
	Sc-46	β-	84 тәу	0,43	0,62
	Y-88	β+	107 тәу	0,44	0,63
	Y-91	β-	59 тәу	0,45	0,64
	Ac-225	α	10 тәу	0,46	0,65
	Ac227	β-	28 жыл	0,47	0,66
	1-ші кестенің жалғасы
	Ce-141	β-	325 тәу	0,48	0,67
	Nd-147	β-	11 тәу	0,49	0,68
	Pm-147	β-	3 жыл	0,5	0,69
	Eu-146	β+	5 тәу	0,51	0,7
	Sm-153	β-	47 сағ	0,52	0,71
	Eu-148	α	55 тәу	0,53	0,72
	Eu-152	β-	13 жыл	0,54	0,73
	Eu-147	β+	24 тәу	0,55	0,74
	Gd-151	α	120 тәу	0,56	0,75
	Tb-160	β-	72 тәу	0,57	0,76
	Tm-171	β-	2 жыл	0,58	0,77

 

Ұсынылған әдебиеттер:

Голубев Б.П. Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений.- Москва: Энергоатомиздат, 1986-462с.

1. Безопасность жизнедеятельности. Учебное пособие/ Л.А.Муравей -М.: ЮНИТИ,2002.Москва:Энергоиздат, 1989.-336с.

 

№4 Зертханалық сабақ

Иондалған сәулелердің тірі организмдерге әсері – 2 сағат

 

Мақсаты –организмдерге келетін әсердің ерекшеліктерін зерттеу.

Студент білу керек:тірі организмдерге сәулелер әсерінің ерекшеліктері.

Тақырып бойынша сұрақтар:

- Сәулелердің тікелей және жанама әсерлері.

- Ішкі және сырттай сәулеленудің ерекшеліктері.

- Берілген изотоптың сәулелену дозасына жартылай ыдыраудың биологиялық периодының әсері.

- Сәулелену ауруының үш деңгейлері.

- Радиацияның аз дозасының әсері.

-

Ұсынылған әдебиеттер:

1. С.М. Усманов “Радиобиология”-Москва: Владос, 2001-156с.

2. Радиация. Дозы, эффекты, риск. Перевод с английского Ю.А. Банникова. Пер. с англ. - М.: Мир, 1990.-79 с

3. Толеубаев, Б.А.Радиационная безопасность, биология и экология в понятиях, терминах и хронике. АСФ, каф.ТППиЗОС 2006.- 88 с.-

4. Гумарова Л.Ж.Pадиобиология. Алматы: Дәуір, 2011.- 176б.

5. А.Шик. Учебно-методическое руководство по радиоэкологии и обращению с радиоактивными отходами для условий Казахстана. Алматы, 2002.-304 с.

6. Радиация. Дозы, эффекты, риск: Пер. с англ. - М.: Мир, 1990.-79 с, ил.

№5 Зертханалық сабақ

Дозиметрия мен радиометрия – 2 сағат

 

Мақсаты: радиация деңгейін өлшейтін приборды зерттеу.

Студент білу керек:

- Дозиметрлер мен радиометрлердің жұмыс жасау принципін;

- Радонның мөлшерін анықтайтын радиометрдің жұмыс жасау принципін;

- Негізгі дозиметрлік бірліктерді.

Теориясы. Радиациялық эффектілермен байланысты өлшенетін физикалық шамалар дозиметрлік деп аталады. Дозиметрияның міндеті радиациялық, соның ішінде радиобиологиялық әсерді алдын ала болжау немесе бағалау үшін кейбір физикалық шамаларды өлшеу болып табылады. Көп қолданылатын дозиметрлік шамаларға мыналар жатады: жұтылған доза, экспозициялық доза, эквиваленттік доза, тиімді эквивалентті доза, күтілетін доза және ұжымдық доза. Бұл дозаларды қалай анықтайды?

Егер адам иондалған сәулелердің әсеріне ұшыраса, онда сәулелену интенсивтілігінің кеңістіктегі таралуын білу қажет. Сонымен қатар ткандердің жұту қабілеті әр түрлі. Сондықтан иондалған сәулелер энергиясын сипаттау үшін экспозициялық дозаны қолданады.

Экспозициялық доза–электрондық тепе-теңдік жағдайында,яғни егер ортаның кейбір көлемінде сәуленің жұтылған энергиясы иондалған бөлшектердің (электрондар, протондар) кинетикалық энергиясының қосындысына тең болған жағдайда ауаның иондалуы бойынша анықталатын фотондық сәулелердің иондалған әсерінің өлшемі.

Экспозициялық доза өлшенетін физикалық шама. СИ жүйесінде экспозициялық дозаның бірлгі килограммға бір Кулон болып табылады (Кл/кг). Жүйеден тыс кездегі қолданылатын экспозициялық дозаның бірлігі - рентген. Кл/кг, а 1Кл/кг= 3,876 х 10³ Р.

Рентген- 0, 001239 г ауадан өткен кездегі рентген және гамма-сәулелерінің экзпозициялық дозалар бірлігі, яғни осы сәулеленудің әсерінен болатын барлық иондалу процестері аяқталған кезде 2,08х10⁹ жұп ион түзіледі. Қалыпты жағдайда 1 см³ құрғақ атмосфералық ауаның массасы 001293 г. тең. Экзпозициялық доза, сәулеленетін нысанның қасиетіне байланыссыз, радиациялық жағдайды сипаттайды.

Нысанның жұту қабілеті сәуленің энергиясына, түріне және интенсивтілігіне, сондай-ақ жұтатын нысанның өзінің қасиетіне байланысты өзгеріп отырады. Иондалған сәулелердің жұтылған энергиясын сипаттау үшін сәулеленген заттың бірлік массасындағы жұтылған энергияны анықтайтын жұтылған доза деген түсінік енгіземіз. Жұтылған дозаның өлшем бірлігі болып грей (Гр)табылады, яғни 1Гр = 1Дж/кг. Өлшем бірлік радиобиолог, Рентген атындағы премияның лауреаты Луи Гарольда Грейдің атымен аталады. Жұтылған дозаның жүйеден тыс өлшем бірлігі болып рад табылады: 1 рад - 100 эрг/г = 0,01 Дж/кг; 1Гр = 1Дж/кг = 100 рад.

Интегралды доза деген түсінік жиі қолданылады, яғни нысанның барлық көлемінде жұтылған қосынды энергияны айтады. Ал интегралды доза Джоульмен өлшенеді(1Гр х кг = 1Дж).

Жұтылған доза жұтылған энергияның кеңістіктік таралуын ескермейді. Бірдей жұтылған дозада альфа-сәулесі бета- немесе гамма-сулелерімен салыстырғанда қауіптірек. Сондықтан мұндай құбылыстарды есепке алу үшін эквиваленттік доза деген ұғымды енгіземіз.

Сәулеленудің эквиваленттік дозасы деп берілген сәуле түрінің организм тканын бұзу (повреждение) қабілетін көрсететін коэффициентке көбейтілген жұтылу дозасын айтады; бұл кезде альфа-сәулесі басқа сәуленің түрлерімен салыстырғанда 20 есеге қауіптірек. СИ жүйеінде сәуленің эквиваленттік дозасының бірлігі ретінде зиверт (Зв) қолданады. Бұл бірлік дозиметрия мен радиациялық қауіпсіздік саласының ірі зерттеуші Зиверттің аты бойынша аталған. Оның бастауымен сыртқы ортаның радиоактивті ластануын байқайтын станция желісі жасалған. Ал сәулеленудің эквиваленттік дозасының жүйеден тыс өлшем бірлігі бэр.

Сәулеленудің эквиваленттік дозасы жұтылу дозасын D стандарттық құрамдағы биологиялық тканың сәулелену сапасының орташа коэффициентіне Q көбейткенге тең.

Сәулеленудің сапа коэффициенті дегеніміз өлшемсіз шама Q, ол зиян биологиялық эффектінің пайда болу дәрежесіне жұтылған энергияның микротаралуына әсерін ескеруге арналған. Сәулеленудің әр түрі үшін сапа коэффициентінің мәні төменде кестеде көрсетілген.

 

2-ші кесте – Сәулеленудің әр түрі үшін сапа коэффициентінің мәні

Сәуленің түрі	Сапа коэффициентінің мәні
Рентген және гамма-сәулесі
Бета-сәулесі
Энергиясы 10 МэВ аз болатын протондар
20 КэВ кем болмайтындай энегиясы бар нейтрондар
Энегиясы: 0,1-10 МэВболатын нейтрондар
Энергиясы 10 МэВ аз болатын альфа-сәулелену энергией меньше 10 МэВ

 

Айтып кетерлік жағдай дененің бір бөлігі бақа бөліктермен салысырғанда сезімтал болып келеді. Мысалы сәулеленудің бірдей эквиваленттік дозасы кезінде қалқанша бездің рак ауруымен салыстырғанда өкпенің рак ауруына шалдығудың ықтималдылығы жоғары. Сондықтан органдар мен ткандардың сәулелену дозасын есептеу кезінде әр түрлі коэффициенттерді қолдану керектігін ескеру керек.

Адамның әр түрлі органдары үшін дененің барлық жері біркелкі сәулеленді деп қарастырған кездегі тиімді эквивалентті дозаны есептеу үшін қажетті радиациялық қауіп (риск) коэффициенті кестеде ұсынылады.

 

3-ші кесте – Радиациялық қауіп (риск) коэффициенті

Органдар немесе ткандар	Коэффициенттер радиационного риска
Қызыл сүйек миы (Красный костный мозг)	0,12
Сүйек тканы	0,03
Қалқанша без (Щитовидная железа)	0,03
Өкпе	0,12
Басқа ткандар	0,3
Яичники или семенники	0,25
Дене бүтіндей

 

Барлық органдар мен ткандар бойынша эквивалентті дозаны сәйкес коэффициенттеріне көбейтіп, сосын оларды қосқан кезде, жалпы организмнің сәулеленуінің қосынды әсерін көрсететін тиімді - эквивалентті дозаны аламыз. Ол да зивертпен өлшенеді.

Қарастырылып отырған түсініктер жеке алынатын дозаларды сипаттайды. Бірнеше адамдардың алған жеке эквивалентті дозаларын біріктірсек (қоссақ) адам-зивертпен (ад.-зиверт) өлшенетін ұжымдық(коллективті)-эквивалентті дозаны аламыз. Көптеген радионуклейдтер өте жай ыдырайды және радиоактивті қалпын көптеген жылдар бойы сақтайды, сондықтан тағыда бір жаңа түсінік енгіземіз. Сәулелену бірнеше атадан балаға жалғасқан кездегі ұжымдық (коллективті) - эквиваленттік дозаны күтілетін (толық) ұжымдық (коллективті) тиімді эквивалентті доза деп атайды.

Бір минутта немесе ондаған жылдар бойы алынған бірдей доза адам организміне әр түрлі әсер етеді. Сондықтан тек әсер ету дозасын білген жағдайда, қауіп туралы және оның салдары туралы нақты қортынды беруге мұндай ақпарт жеткіліксіз болып табылады.

Созылмалы сәулелену кезінде, оның екі ерекшелігін есте сақтау қажет. Біріншісі, сәулеленудің радиациялық дозасы организмде уақыт өте жинақтала бастайды, ал екіншісі күнделікті алатын доза аз болған сайын және сәулелену уақыттарының арасы алшақтаған сайын алдыңғы жағдайлардағы салдарларға әкелетін барлық дозаның мәні көп болады. Олай болса, қысқа мерзім ішінде алған дозамен салыстырғанда көптеу мерзім бойы алған сондай доза зиянсыздау болады.

Зарядталған бөлшектер мен гамма-кванттарының әр бір түрін иондалу эффектісі бойынша тіркеу үшін белгілі бір типтегі және құрылымдағы (конструкция) есептегіштер (счетчики) қолданылады. Себебі иондалу шамасы сәуленің түріне, энергиясы мен жұтылуының табиғатына байланысты. Кей жағдайларда бөлшекті ғана емес, сол бөлшектің параметрлерінде (мысалы, энергиясын) тіркеуге мүмкіншілік туады.

Иондалған сәулелер детекторының жұмысы әр түрлі сипаттамалармен сипатталады. Солардың ішіндегі жиі қолданылатыны: есептегіштің (счетчика) тиімділігі, жансыз (мертвое) уақыты, жұмысшы кернеуі (рабочее напряжение).

Бөлшектердің үлкен ену қабілеті, ионданудың флуктуациясы және басқада процестердің әсерінен әр бір бөлшек есептеуішке дәл келмей қалып тіркелмеуі мүмкін. Ал есептеуіштің көлеміне сәйкес келген бөлшектің тіркелу ықтималдылығы есептеуіштің тиімділігі деп аталады да, оны мына қатынас бойынша анықтайды: