Допуск к лабораторной работе по физике. физика допуск. Для многокомпонентных сред расчет пробегов r проводится по формуле R1 i1 m f i Ri, 1)

• Название: Для многокомпонентных сред расчет пробегов r проводится по формуле R1 i1 m f i Ri, 1)
• Анкор: Допуск к лабораторной работе по физике
• Дата: 24.11.2021
• Размер: 42.11 Kb.
• Имя файла: физика допуск.docx
• Тип: Документы; #281420

1. ЗАЩИТА ОТ АЛЬФА-ИЗЛУЧЕНИЙ

Альфа-частицы имеют наименьшую из всех ионизирующих частиц длину пробега в веществе, поэтому защита от внешних потоков этого вида излучения не представляет больших трудностей.

Для решения этих задач обычно достаточно знать пробег частицы в веществе защитного слоя, в качестве которого может использоваться и обычный воздух. Более сложной проблемой является защита внешней среды от загрязнений радиоактивными веществами при работе с открытыми источниками, цель которой — предотвращение попадания радиоактивных веществ внутрь организма и последующего внутреннего облучения.

Значительную роль в решении этой задачи играют средства индивидуальной защиты (СИЗ) органов дыхания, пищеварения и кожных покровов человека. СИЗ обычно применяют, когда безопасность работы не может быть обеспечена конструкцией оборудования, организацией производственных процессов, средствами коллективной защиты.

Для многокомпонентных сред расчет пробегов R проводится по формуле: R=1/∑ i=1 m f i Ri , (1.1)

где Ri — пробег альфа-частицы в веществе i-й компоненты, г/см2 , с массовым содержанием fi ; ∑ f i=1 .

Расчеты R для биологической ткани проводятся для плотности ρ =1 г/см3 . Для других тканей, плотности которых отличны от ρ =1 г/см3 , расчет R можно выполнить по формуле (1.1) или с пересчетом по плотности для сходного состава ткани.

Пробег в воздухе Rв, см, для альфа-частиц, испускаемых естественными альфа-излучающими нуклидами (Е0=4÷7 МэВ), можно рассчитать по следующему соотношению [1]:

Rв=0,318⋅E0 3/2 , (1.2)

где Е0 — энергия альфа-частиц, МэВ.

Для других сред, отличных от воздуха, пробег альфа-частиц Rx, см, для сред с атомной массой Аx и плотностью ρx для Е0=4÷7 МэВ можно рассчитать по формулам

(1.3)

Или

, (1.4) где Е0 выражена в МэВ; ρx — в г/см3 .

Из формул (1.2)-(1.4) видно, что проникающая способность этих частиц невелика. Тем не менее при энергии Е0 > 7,5 МэВ пробег альфа-частиц в биологической ткани может превосходить толщину слоя эпидермиса кожи (70 мкм) и облучать чувствительные клетки базального слоя. Для защиты организма от внешних потоков альфаизлучения достаточно тонких защитных экранов. Слой воздуха толщиной около 5,6 см полностью поглощает альфа-частицы с энергией 7 МэВ. Для защиты рук от внешнего альфаизлучения с запасом достаточно хирургических перчаток.
ЗАЩИТА ОТ ЭЛЕКТРОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Защита при работе с источниками бета-излучения должна предусматривать: защиту непосредственно от бета-частиц и защиту от тормозного излучения, возникающего при торможении бета-частиц в источнике и в защитном экране.

Расчет защиты собственно от бета-частиц не представляет большого труда в связи с их небольшими пробегами в среде.

2.1. Защита от электронов и бета-частиц

Проникающая способность электронов или бета-частиц определяется пробегом. Различают три вида пробегов электронов в веществе [2]: средний R, максимальный Rмакс и экстраполированный (или практический) Rэкс.

Максимальный пробег моноэнергетических электронов — минимальная толщина слоя вещества, при которой ни один из электронов, падающих нормально на слой, из него не вылетает.

Средний пробег (или просто пробег) электронов в веществе определяется обычно в модели непрерывного замедления по формуле

, (2.1)

где dE/dx — полные потери энергии электрона.

Заметим, что средний пробег в средах с большими Z не достаточно полно отражает физику процессов переноса электронов. Для бета-частиц кривая поглощения имеет форму, близкую к экспоненциальной, и асимптотически приближается к оси абсцисс, пересекая ее при некоторой толщине Rβmax , называемой максимальным пробегом бета-частиц с граничной энергией Eβ.

Для среды толщиной меньше максимального пробега ослабление плотности потока бета-частиц приближенно следует экспоненциальному закону

, (2.2)

где d — толщина поглотителя, г/см2 ; μm — массовый коэффициент поглощения электронов, см2 /г. Зависимость μm, 6 см2 /г, от максимальной энергии бета-частиц Еβ, МэВ, можно приближенно аппроксимировать формулой [3]

(2.3)

Приведем полезные рекомендации и формулы для расчетов пробегов.

1. Максимальный пробег моноэнергетических электронов или бета-частиц можно принять равным увеличенному на 30% экстраполированному пробегу моноэнергетических электронов или электронов с максимальной энергией в спектре бетачастиц соответственно. Такое значение даст верхнюю оценку максимального пробега.

2. Экстраполированный пробег Rэкс, г/см2 , моноэнергетических электронов в диапазоне энергий от 0,3 кэВ до 30 МэВ для материалов с атомными номерами от 5,3 (эффективный атомный номер для полиэтилена) до 82 при нормальном падении может быть определен по формуле

(2.4)

где 0=E0 /m0c 2 (Е0 — энергия электрона, МэВ; m0c 2 — энергия покоя электрона; m0c 2=0,511МэВ); a1= 0,2335M Z 1,209 ; а2=1,78·10-4Z; а3=0,9891-3,01·10-4Z; а4=1,468-1,180·10-2Z; a5= 1,232 Z 0,109 (M — атомная масса, Z — атомный номер).

Максимальная погрешность аппроксимирующего соотношения (2.4) для Е0>1МэВ 4,5 %, для Е0 1, рассчитывают по универсальным таблицам методом конкурирующих линий требуемую толщину защиты.

Для оценок с достаточной для практических задач точностью расчеты мощности эквивалентной дозы и определение толщины защиты по универсальным таблицам можно проводить для эффективной энергии фотонов тормозного излучения Еэф.

Под эффективной энергией понимается энергия фотонов такого моноэнергетического фотонного излучения, относительное ослабление которого в поглотителе определенного состава и определенной толщины такое же, как у рассматриваемого немоноэнергетического фотонного излучения, в данном случае — тормозного излучения.

Для рассматриваемой здесь задачи Еэф можно принимать равной половине максимальной энергии бетачастиц. Энергия тормозного излучения для нуклидов обычно ниже порога реакции (γ,n), поэтому не возникает задача защиты от фотонейтронов.


ЗАЩИТА ОТ ФОТОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ

3.1. Факторы накопления гомогенных сред При прохождении гамма-излучения через вещество создается широкий пучок излучения, состоящий из рассеянного и нерассеянного излучений. Интенсивность широкого пучка выражается формулой

, (3.1)

где В Э (Еγ,Z,μx) ≥ 1 — энергетический фактор накопления, учитывающий вклад рассеянного излучения.

Если измерить детектором интенсивность излучения в условиях узкого и широкого пучков при одинаковых параметрах Еγ, Z, μx, то показание детектора в условиях широкого пучка будет больше, чем в условиях узкого пучка, на значение вклада рассеянного излучения.

Фактор накопления зависит от энергии гамма-излучения, атомного номера и толщины защитного материала, расположения источника и детектора по отношению к защите, геометрии и компоновки защиты. Фактор накопления может относиться к различным измеряемым параметрам гамма-излучения: числу фотонов (числовой фактор накопления); интенсивности излучения (энергетический фактор накопления); экспозиционной дозе излучения (дозовый фактор накопления) и поглощенной дозе излучения (фактор накопления поглощенной энергии).

Численные значения факторов накопления были получены из решения интегро-дифференциального уравнения переноса для точечного изотропного и плоского мононаправленного источников для бесконечной гомогенной среды при различных параметрах Еγ, Z, μx .

При рассмотрении влияния рассеянного излучения в зависимости от протяженности поглощающей среды, относительно которой располагаются источник и детектор, возможны различные варианты:

1) источник и детектор помещаются в бесконечной поглощающей и рассеивающей среде (фактор накопления В∞);

2) источник находится в бесконечной поглощающей и рассеивающей среде, а детектор — вне ее и наоборот, геометрия полубесконечная (фактор накопления В1/2∞);

3) источник и детектор разделены защитной поглощающей и рассеивающей средой с бесконечными поперечными размерами, барьерная геометрия — наиболее распространенный случай (фактор накопления Вб);

4) источник и детектор разделены защитной поглощающей и рассеивающей средой с конечными поперечными размерами, ограниченная геометрия — ограниченные барьерные среды, теневые защиты и др. (фактор накопления В0).

При расчете защиты в условиях барьерной геометрии удобно пользоваться поправочными коэффициентами, представляющими отношение дозового фактора накопления в барьерной геометрии к дозовому фактору накопления в бесконечной среде для точечного изотропного источника, , (3.2)

или отношение энергетического фактора накопления в барьерной геометрии к энергетическому фактору накопления в бесконечной среде для плоского мононаправленного источника, т.е.

(3.3) 10

Тогда уравнение (3.1) при учете фактора накопления и поправочного коэффициента для барьерной геометрии будет выражаться следующей формулой:

(3.4)

Значения дозового фактора накопления в бесконечной среде, дозового фактора накопления для барьерной геометрии, поправочного коэффициента, для точечного изотропного источника приведены в соответствующей справочной литературе.

Пример. Рассчитать, во сколько раз увеличится экспозиционная доза за счет рассеянного излучения при прохождении γ-излучения от точечного изотропного источника с энергией 1 МэВ, если источник расположен в слое воды и вне его. Толщина водного экрана составляет 28,3 см.

Решение. По табл.П3 Приложения определяем для воды μ=0,0706 см-1 (при Еγ=1 МэВ). Находим μx=0,0706·28,3=2. При расположении источника и детектора внутри воды B ∞ D =3,71 [4]. При расположении источника по одну сторону водного экрана, а детектора δD=0,797 .

Тогда Bб D = D B∞ D =0,797·3,71=2,96.

Итак, в бесконечной среде в слое воды толщиной 28,3 см за счет рассеянного излучения экспозиционная доза увеличится в 3,71 раза, а при барьерной геометрии — в 2,96 раза.

Защита от рентгеновского излучения

Одна из основных характеристик генератора рентгеновского излучения (рентгеновской трубки) — радиационный выход (вместо термина “радиационный выход” используется также термин “лучевая отдача” рентгеновской трубки) [1].

Радиационный выход D˙ T — мощность поглощенной дозы в воздухе, создаваемая на расстоянии 1 м от анода рентгеновской трубки при силе тока 1 мА. Радиационный выход зависит прежде всего от напряжения, тока трубки, фильтрации пучка. Радиационный выход зависит также от конструкции трубки, материала мишени, геометрии облучения. Поэтому, если возможно, радиационный выход лучше определять для каждой конкретной трубки (установки).

Защиту из свинца от широкого пучка рентгеновского излучения можно рассчитать по номограммам. Параметром номограмм является коэффициент k1=2,5 D˙ T D˙ T 0 m i R 2 , (3.17) где D˙ T — радиационный выход конкретной рентгеновской трубки, для которой определяется в задаче защита; D˙ T0 — радиационный выход некоторой стандартной рентгеновской трубки, определяемый из рис.2; заметим, что D˙ T и D˙ T0 при подстановке в формулу (3.17) выражаются в одних единицах; m — отношение проектной предельно допустимой мощности эквивалентной дозы для помещений постоянного пребывания персонала категории А при 36- часовой рабочей неделе к проектной мощности эквивалентной дозы для данной конкретной задачи при t ч работы в неделю в тех же единицах; i — сила тока в рентгеновской трубке, мА; R — расстояние от анода трубки до рабочего места, м

ЗАЩИТА ОТ НЕЙТРОНОВ

При рассмотрении расчета защиты от нейтронного излучения следует иметь в виду процессы взаимодействия нейтронов с веществом среды .

1. Защита от нейтронного излучения основывается на поглощении тепловых нейтронов. Быстрые нейтроны должны быть сначала замедлены.

2. Нейтроны с энергией свыше 0,5 МэВ рассеиваются на ядрах поглощающей среды, испытывая неупругие столкновения с выходом нейтронов меньшей энергии. При этом ядра переходят в возбужденное состояние и возвращаются в основное состояние, испуская гамма-излучение и (или) бетачастицы.

3. Нейтроны, имеющие энергию до 0,5 МэВ, испытывают в основном упругое рассеяние. В результате неупругого рассеяния нейтроны замедляются до тепловых и приходят в тепловое равновесие с окружающей средой. Тепловые нейтроны, диффундируя в защите, могут либо выйти за ее пределы, либо быть поглощены в самой защите. При этом возникает захватное гамма-излучение, которое необходимо учитывать при расчете защиты.

4. Под действием нейтронного облучения многие материалы активируются. Это следует учитывать при выборе защиты. Ослабление узкого моноэнергетического пучка быстрых нейтронов происходит по экспоненте:

(4.1)

где ϕx — плотность потока нейтронов, нейтр./(м2 ·с), после ослабления в защите толщиной x, см; ϕ — плотность потока без защиты; ∑t — полное макроскопическое сечение защитного материала, см-1; ∑t = σt nA (nA — число ядер, 22 находящихся в 1 см3 поглощающего вещества, nА = ρ·6,023·1023/А).

Для сложного состава защиты, (4.2)

где σ1, σ2 — микроскопические сечения отдельных элементов, входящих в состав сложного вещества, см2 ; n A1 , n A2 — числа ядер отдельных элементов, находящихся в 1 см3 вещества. Ослабление плотности потока нейтронов (формула (4.1) ) в зависимости от толщины защиты x и длины релаксации нейтронов λ = 1/∑ может быть определено по формуле

(4.3)

Форма кривой ослабления (на начальном участке от источника в 2-3 длины релаксации) может отличаться от экспоненциальной формы. Это отличие учитывается введением коэффициента f. Плотность потока нейтронов от моноэнергетического точечного изотропного источника за защитой толщиной x (защита находится между источником и детектором) будет равна

(4.4)

где F — поток нейтронов, нейтр./с. Для источников нейтронов спектра деления f≈1. При расчете защиты от быстрых нейтронов можно использовать величину слоя половинного и десятикратного ослабления ∆1/2=0,693/∑ и ∆1/10=2,303/∑.

Зная кратность ослабления (отношение какого-либо параметра, например плотности потока без защиты, к аналогичной величине с защитой)

(4.5)

можно найти толщину защитного слоя x=n∆1/2+n'∆1/10. (4.6) Для расчета водной защиты от (α, n) — источников нейтронов можно использовать номограммы, как это показано ниже.

4.1. Номограммы для расчета водной защиты от нейтронов (α, n)-источников. Номограммы построены по данным пространственноэнергетического распределения нейтронов в бесконечной водной среде от точечных моноэнергетических источников, рассчитанным методом моментов [1]. Оценки показывают, что для барьерных защит можно ожидать уменьшения полной дозы на границе по сравнению с расчетами по номограммам приблизительно на 25-50 %. Номограммы первого типа связывают мощность источника S, расстояние от источника до точки детектирования R и толщину водной защиты d. Номограммы построены для времени облучения 36 ч/неделя и предельно допустимой дозы для персонала (категория облучения А) 1 мЗв/неделя.

Номограмма второго типа для расчета защиты по кратности ослабления водой для источников: 1 - Po-α-B; 2 - Ra-α-Be; 3 - Po-α-Be; 4 — Pu-α-Be. Рис.8. Номограмма третьего типа для расчета защиты от нейтронов (Ро-α-Ве)-источника в зависимости от мощности максимальной эквивалентной дозы H˙ макс и времени облучения t, ч/сут, при шестидневной рабочей неделе. Номограммы второго типа показывают зависимость кратности ослабления k от толщины водной защиты для разных источников нейтронов.

Номограммы третьего типа связывают между собой измеренную или рассчитанную мощность максимальной эквивалентной дозы, время облучения и толщину защиты. Номограммы построены для предельно допустимой дозы для персонала. Номограммы первого и третьего типов для (Ро-α-Ве)- источника могут быть с достаточной точностью применены для (Pu-α-Be)- источников и с несколько худшей точностью для (Ra-αBe)-источников. Неточность в этом случае можно оценить исходя из номограммы второго типа, по которой определяют длину релаксации нейтронов по дозе.

Фиктивную мощность источника для номограмм первого типа или фиктивную мощность дозы для номограмм третьего типа. Значения фиктивных мощностей источника и мощностей дозы должны отличаться от истинных значений во столько раз, во сколько предельно допустимая доза для персонала отличается от принятой для данной задачи предельно допустимой дозы. Аналогичным образом можно ввести поправку на время работы, отличное от принятого в расчетах. При расчете защиты из парафина следует учитывать, что длина релаксации в парафине меньше длины релаксации в воде в 1,2 раза для (Ро-α-В)-источника и в 1,16 раза для (Ро-αВе)-источника. При расчете защиты лабораторных нейтронных источников необходимо известными способами проверять пригодность выбранной защиты и от γ - излучения.

Вторичное гамма-излучение в защитах

Напомним, что под вторичным понимается ионизирующее излучение, возникающее в результате взаимодействия первичного излучения с рассматриваемой средой. Одним из наиболее проникающих видов вторичного излучения является вторичное гамма-излучение в защите, сопровождающее захват и неупругое рассеяние нейтронов на ядрах изотопов конструкционных, строительных материалов и материалов биологической защиты. Высокие потоки нейтронов в защитах ядерно-технических установок могут создавать высокую плотность источников вторичного гамма-излучения. Поэтому в ряде случаев радиационная обстановка за защитой ядерно-технических установок целиком определяется вторичным гаммаизлучением.

Там же приведены сечения радиационного захвата. Задача определения поля вторичного гамма-излучения в среде сводится к интегрированию вкладов в поле излучения в данной точке детектирования, обусловленных вторичными фотонами, образующимися в актах взаимодействия с нейтронами во всем объеме защиты. Решение таких задач приводится, например, в работах [8]. 30 В заключение отметим некоторые важные закономерности формирования вторичного гамма-излучения в средах

. 1. В легких средах отношение H˙ мак c  /H˙ мак c n растет с ростом толщины среды d, проходит при некотором d0 через 1 и с дальнейшим ростом d становится больше 1. Величина d0 для нейтронов спектра деления при измерении дозовых характеристик равняется 36 см для воды, 50 см для водорода, 67 см для гидрида лития, 54 см для борированной воды с массовой долей бора 1 %.

2. Для тяжелых веществ H˙ мак c  /H˙ мак c n с толщиной защиты d изменяется слабо (значительно слабее, чем в легких средах). 3. Отношение H˙ мак c  /H˙ мак c n как функция толщины защиты практически не зависит от углового распределения нейтронов на входе в защиту для широкого класса азимутальносимметричных угловых распределений излучения источников нейтронов.

4. Гамма-излучение, сопровождающее неупругое рассеяние нейтронов на ядрах, обычно вносит значительный вклад в характеристики поля вторичного гамма-излучения, когда на входе в среду имеется жесткий спектр нейтронов.

5. Задание спектра гамма-излучения, генерируемого при радиационном захвате, не зависящем от энергии захватываемых нейтронов, может приводить к погрешностям зависимости H˙ мак c  /H˙ мак c n от d до 30-40 % .

6. К существенным погрешностям расчетов может приводить неучет вклада в поле вторичного гамма-излучения различных изотопов примесей с большими сечениями захвата, особенно для материалов, имеющих, подобно свинцу, небольшие сечения радиационного захвата.

7. Наилучшими с точки зрения минимума выхода вторичного гамма-излучения являются среды, состоящие из смеси легких и тяжелых веществ.

8. Для снижения выхода захватного гамма-излучения можно использовать гомогенное или гетерогенное борирование среды.
Радиационная защита и безопасность опираются на систему величин, которые условно можно разделить на две части:

1. Радиометрические величины, служащие для характеристики источников и полей ионизирующего излучения.

2. Дозиметрические величины, используемые для целей радиационной защиты и безопасности и служащие для характеристики воздействия излучения на человека. Они разделяются на две большие группы, которые включают базовые дозиметрические величины и эквидозиметрические величины. Дозиметрия - раздел прикладной ядерной физики, изучающий радиационноиндуцированные эффекты, т.е. изменения в структуре и свойствах веществ, составляющих объекты живой и неживой природы.

Дозиметрия является основой для выработки мер радиационной безопасности при работе с ионизирующими излучениями или в аварийных ситуациях. Именно эти проблемы и послужили стимулом зарождения и развития дозиметрии. В дальнейшем дозиметрия приобрела важное значение в физических, химических и радиобиологических исследованиях, а также в радиационной терапии и диагностике, радиационных технологиях и охране природной среды.

Количественное описание радиационно-индуцированных эффектов осуществляется при помощи физических величин, называемых дозиметрическими: поглощенной дозы (D), экспозиционной дозы (X), кермы (К), флюенса (Ф) и т.д.

Медико-биологические исследования потребовали введения специфических характеристик: эквивалентной дозы (Н), эффективной дозы (HE), относительной биологической эффективности (ОБЭ) и др., которые позволяют дать количественную оценку ожидаемого радиационного воздействия на отдельные органы, ткани, организмы в целом и сообщества различных масштабов.

В направлениях дозиметрии, связанных с радиационной безопасностью, определяются максимально возможные уровни радиационного воздействия, обеспечивающие сохранение здоровья подвергающихся облучению отдельных лиц и сообществ (коллективов, населения региона, человечества в целом). Эти уровни задаются предельно допустимыми (ПД) значениями дозиметрических величин. Расчеты тех или иных дозиметрических величин возможны, и зачастую очень сложны, поэтому большое значение имеют дозиметрические измерения, для осуществления которых разработаны и используются на практике разнообразные дозиметрические измерительные приборы и методики.

1. Введение в ядерную физику

Все атомные ядра разделяются на стабильные и радиоактивные ядра.

Стабильные ядра остаются неизменными неограниченно долгое время, радиоактивные испытывают самопроизвольные превращения. Основными характеристиками ядра являются: массовое число А, электрический заряд Z, масса М (и энергия связи Eсв). Радиоактивные ядра дополнительно характеризуются типом радиоактивного превращения (α- или β-распад, спонтанное деление и др.), периодом полураспада Т1/2, энергией испускаемых частиц и т. п.

Атомное ядро может находиться в различных энергетических состояниях. Состояние с наименьшей энергией называется основным, остальные состояния – возбужденными. Массовое число А определяется количеством нуклонов (протонов и нейтронов) в ядре.

Зарядовое число атомного ядра Z равно количеству протонов в ядре и, следовательно, количеству электронов в атомных оболочках нейтрального атома, которое совпадает с порядковым номером химического элемента в периодической таблице Менделеева. Зарядовое число также называют атомным номером ядра.

Ядра с одинаковым массовым числом А называются изобарами, с одинаковым 4 зарядом Z –изотопами. N = A – Z – число нейтронов в ядре.

Конкретное ядро (атом), характеризующийся определенным массовым числом А и атомным номером Z, иногда называют нуклидом. Ядро, содержащее А нуклонов и Z протонов, обычно обозначают (A, Z), его массу – М(A, Z), а массу соответствующего атома – Мат(А, Z). Для случая, когда надо указать химический символ элемента, для массы ядра и атома используют обозначение ( Эл) A M Z и ат ( Эл) A M Z . Например, для массы ядра и атома азота – 14 7 M( N) и 14 ат 7 M ( N).

Масса атомного ядра М является одной из самых важных характеристик. Масса ядра (и атома) измеряется в атомных единицах массы (а. е. м). За одну атомную единицу массы принимается 1/12 часть массы нейтрального атома углерода 12С. 1 а. е. м. = (1/12)(12/NA)=1/6.022·1023 = 1.66·10-24 г. Использование системы единиц СИ зачастую оказывается неудобным при записи масс частиц. По этой причине в ядерной физике принято использовать энергетическую шкалу масс и внесистемные единицы измерения энергии – электронвольты (эВ, энергия, которую приобретает элементарный заряд, проходя разность потенциалов в 1 В) и их производные: кэВ, МэВ, ГэВ.

Сопоставление массы и энергии оказывается возможным благодаря принципу эквивалентности массы и энергии в специальной теории относительности, выраженному известным соотношением E=mc 2 .

Так, во внесистемных единицах 1 а.е.м. = 931.494 МэВ. Масса нейтрона, протона и электрона – 939.565 МэВ, 938.272 МэВ, 0.511 МэВ, соответственно. Для полуколичественных оценок достаточно запомнить, что масса нуклона – это величина порядка 1 ГэВ, а масса электрона приблизительно равна 0.5 МэВ.

Энергия покоя (масса) атомного ядра определяется не только суммой масс нуклонов, но и энергией их внутреннего движения и энергией связи. Ядро, находящееся в основном энергетическом состоянии, имеет минимальное значение энергии покоя (массы). С переходом ядра в возбужденное состояние его энергия покоя (масса) растет, всегда оставаясь, однако, меньше суммы масс нуклонов. Величина Eсв(А, Z)=Zmp+(A–Z)mn–M(A, Z) (1.1) называется энергией связи ядра Eсв(А, Z) относительно всех составляющих его нуклонов.

Энергия связи представляет собой меру энергии, которую надо затратить, чтобы разделить данное ядро на все составляющие нуклоны. Выражение (1.1) записано в энергетической шкале масс.

Дефектом массы ядра называется разность между массой рассматриваемого ядра, выраженной в атомных единицах массы (а. е. м.), и соответствующим массовым числом А: Δ(А, Z) = М(А, Z) – А. (1.2) Откуда следует: М(А, Z) = Δ(А, Z) + А. (1.3) В частности, для нейтрона mn = Δn + 1, а для протона mp = Δp + 1.

Нестабильные ядра испытывают самопроизвольные, спонтанные превращения, которые приводят к изменению состава или/и внутренней энергии и квантовых чисел ядра.

Такие самопроизвольные ядерные процессы называют радиоактивными, они протекают по законам радиоактивного распада. К радиоактивным процессам относят α-распад, β-распад, γизлучение, спонтанное деление тяжелых ядер.

1) α-излучение – это излучение, состоящее из тяжелых, положительно заряженных альфа-частиц, которыми являются ядра атомов гелия ( 4 2He ), движущихся с начальной скоростью около 109 см/с. Это излучение поглощается слоем алюминия, толщиной в несколько микрон. Из всех видов радиационного излучения альфаизлучение обладает наименьшей проникающей способностью, но последствия облучения живых тканей данным видом радиации наиболее тяжелые и значительные по сравнению с другими видами излучения. Альфа-излучение может оказы- Физические основы дозиметрии 5 вать воздействие на организм при попадании в него радиоактивных элементов, например, с воздухом, водой или пищей, а также через порезы или раны;

2) при β-излучении происходит превращение нейтрона в протон или протона в нейтрон. При этом превращении происходит (в зависимости от вида превращения) испускание электрона или позитрона (античастица электрона), движущихся со скоростью, близкой к скорости света. Бета-излучение проникает сквозь одежду и частично сквозь живые ткани, но при прохождении через более плотные вещества, например, через металл, взаимодействует с ним более интенсивно и теряет большую часть своей энергии. Металлический лист толщиной в несколько миллиметров может полностью остановить бета-излучение. Некоторые бетаактивные изотопы имеют длительный период распада. Попадая в организм, они могут подвергать его радиационному воздействию в течение многих лет, пока не приведут к перерождению тканей и связанным с этим заболеваниям;

3) γ-излучение – проникающее излучение, состоящее из фотонов, которое не отклоняется ни в электрическом, ни в магнитном полях. Гамма-излучение обладает высокой проникающей способностью, способно проходить сквозь одежду, живые ткани и даже более плотные вещества (например, металлы). Чтобы остановить распространение гамма-излучения, требуется материалы из свинца, стали или бетона значительной толщины.

2. Радиометрические величины Р

адиометрические величины служат для характеристики источников и полей ионизирующего излучения.

Ионизирующее излучение – это любой вид излучения, взаимодействие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков.

Существует несколько основных типов направленности излучения:

– поле точечного изотропного источника это излучение, в поле которого частицы и фотоны распространяются из одной точки по всем возможным направлениям с одинаковой вероятностью;

– мононаправленное – излучение, в поле которого все частицы и фотоны распространяются в одном направлении, образуя плоскопараллельный пучок излучения;

– изотропное – излучение, в поле которого любые направления распространения частиц и фотонов являются равновероятными. Ионизирующие излучения делятся на две группы. К первой группе относятся излучения, состоящие из заряженных 8 частиц – электронов, позитронов, αчастиц и др., которые непосредственно ионизируют атомы и молекулы при прохождении через вещество.

Ко второй группе относятся незаряженные частицы - нейтроны и фотоны, которые порождают вторичные заряженные частицы. Взаимодействие этих вторичных частиц с веществом и приводит к его ионизации.

Таким образом, различают два вида ионизирующего излучения:

– непосредственно ионизирующее – излучение, состоящее из заряженных частиц, способных ионизировать среду;

– косвенно ионизирующее – излучение, состоящее из незаряженных частиц, способных создавать непосредственно ионизирующее излучение и (или) вызывать ядерные превращения.

Различают первичное и вторичное ионизирующее излучение.

Под первичным понимается излучение, которое в рассматриваемом процессе взаимодействия со средой принимается за исходное.

Вторичное излучение возникает в результате взаимодействия первичного ионизирующего излучения с данной средой.

Характеристикой радионуклидного источника излучения является его активность – мера радиоактивности какоголибо количества радионуклида, которая определяется как ожидаемое число спонтанных превращений ядер в этом источнике в единицу времени:

d = d N A t , (2.1)

где dN – ожидаемое число спонтанных превращений ядер из данного энергетического состояния за промежуток времени dt. Единица активности носит специальное наименование беккерель (Бк). Бк соответствует одному спонтанному преобразованию ядра в источнике в секунду. Ранее в качестве единицы активности использовали активность 1 грамма природного радионуклида 226Ra. Эта единица получила название кюри (Kи). 1 Kи равняется 3.7⋅1010 Бк. В настоящее время использовать эту единицу активности не рекомендуется.

Ожидаемое число ядер радионуклида, претерпевших спонтанные ядерные превращения в единицу времени, пропорционально полному числу ядер N радионуклида, находящихся в источнике: A N  , (2.2) где N – количество радиоактивных ядер данного типа; λ – постоянная распада радионуклида.

Используя определение λ (2.2), можно записать закон радиоактивного распада в дифференциальной форме: d = d N N t     , (2.3) что позволяет интерпретировать λ как микроскопическую характеристику – вероятность распада одного ядра в единицу времени. Интегрируя (2.3), получим закон радиоактивного распада в интегральной форме: N N t = exp 0       . (2.4)

Постоянная распада λ связана с другой характеристикой радионуклида, удобной для экспериментального определения. Эта характеристика – период полураспада радионуклида T1/2 , время, в течение которого число ядер в результате радиоактивного распада уменьшается в 2 раза:   0 = exp 0 1/2 2 N N T     , (2.5) 1/2 ln 2 1 T = ln 2, , ln 2 0.693        (2.6) где τ – средняя продолжительность жизни радионуклида – время, в течение которого число ядер радионуклида в результате радиоактивного распада уменьшается в e раз. Число распадов, произошедших в образце за период времени t: Физические основы дозиметрии 9 1/2 - / 0 ( )= (1-2 ) t T N t N , (2.7) 0 A m N N   , (2.8) 1/2 - / 1/2 ln2 = 2 t T A m A N T  . (2.9) N0 – начальное количество ядер, NA – число Авогадро, N(t) – количество радиоактивных ядер данного типа, μ – молярная масса радиоактивных ядер, m – масса радиоактивной части образца.

3. Базовые дозиметрические величины

Прохождение ионизирующего излучения через вещество приводит к взаимодействию частиц и фотонов с атомами, в процессе которого происходит передача энергии излучения веществу. Результат передачи энергии рассматривается с двух сторон. С одной стороны, происходит изменение энергии излучения вследствие ее поглощения веществом. Применительно к веществу происходит абсорбция энергии и изменение его состояния вследствие передачи энергии излучением.

Таким образом, целесообразно рассматривать два аспекта передачи энергии излучения веществу:

– энергия излучения, поглощенная веществом, которая характеризует поле излучения по передаче энергии веществу;

– энергия излучения, переданная ограниченному объему вещества, которая характеризует изменение состояния вещества.

Поглощенная доза

Поглощенная доза, или доза излучения (D), применяется для определения количества энергии ионизирующего излучения, поглощенного облучаемым веществом. Это одна из фундаментальных физических величин в дозиметрии, поскольку все изменения в объекте облучения происходят под воздействием ионизирующего излучения.

Поглощенная доза – отношение средней энергии dE , переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме: d = d E D m . (3.1) Под переданной энергией в определении поглощенной дозы понимается: 1 2 E E E Q Q   вх вых - +  , (3.2) где E вх – суммарная кинетическая энергия всех непосредственно и косвенно ионизирующих частиц, входящих в данный объем, E вых – кинетическая энергия частиц, которые покидают указанный объем. Внутри данного объема возможны ядерные реакции и превращения элементарных частиц. В этих случаях возможны как выделение, так и затраты энергии.

Суммарная выделившаяся при этом энергия обозначена Q1 , а суммарная затраченная энергия Q2 . В Международной системе единиц (СИ) поглощенная доза измеряется в Дж/кг и имеет специальное название — грей (Гр). Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад равна 0.01 Гр. В биологическом отношении важно знать не просто дозу ионизирующего излучения, но и время, за которое она получена.

Доза, полученная в единицу времени, называется мощностью дозы. Чем больше мощность дозы, тем быстрее растет доза излучения. d d D D t   (Гр/с) . (3.3) Керма Величиной, отражающей взаимодействие поля косвенно ионизирующего излучения с веществом, является керма (русская транслитерация английской аббревиатуры термина kinetic energy released in material (kerma)). Она определяется как отношение среднего значения суммы начальных кинетических энергий всех заряженных ионизирующих частиц (электронов, позитронов, протонов альфачастиц и др.), образовавшихся под действием ионизирующего излучения в элементарном объеме вещества, к массе вещества в этом объеме: 10 d = d Ek K m . (3.4) Здесь dEk – полная кинетическая энергия заряженных частиц, высвобождаемых в элементарном объеме; dm – масса этого объема. Единица кермы (Дж/кг) называется грей (Гр), как и в случае поглощѐнной дозы.

Значение кермы излучения в некоторой точке облучаемого вещества зависит только от свойств излучения и свойств облучаемой среды непосредственно в рассматриваемой точке. Керма не зависит от свойств среды, в которой распространяется излучение. Она не зависит также и от направленности поля излучения. В условиях электронного равновесия, когда энергия всех электронов, вышедших из объема, равна энергии электронов, вошедших в него из окружающего вещества, K=D, если не учитывать потери энергии электронов на тормозное излучение.

Экспозиционная доза

Экспозиционная доза характеризует излучение, падающее на объект, и является величиной, отражающей взаимодействие поля фотонного излучения с воздухом. Она пропорциональна энергии фотонного излучения, затраченной на ионизацию молекул воздуха, и равна отношению средней величины суммарного заряда dQ всех ионов одного знака, созданных в сухом атмосферном воздухе (при нормальных условиях р = 101325 Па, Т = 273 К), к массе воздуха dm: d = d Q X m . (3.5) Единица экспозиционной дозы – Кл/кг. Внесистемная единица экспозиционной дозы – рентген (Р), 1 Р = 2.58⋅10–4 Кл/кг и соответствует образованию 2.08⋅109 пар ионов (единица заряда в системе единиц СГСЭ) в 1 см3 воздуха. Поскольку средняя энергия ионизации воздуха 33.85 эВ, энергетический эквивалент кулона на килограмм равен 1 Кл/кг = 33.85 Дж/кг воздуха.

Экспозиционная доза является аналогом кермы фотонов в воздухе. Используя значение энергетического эквивалента кулона на килограмм, можно установить соотношение между кермой в воздухе и экспозиционной дозой: в одной и той же точке поля фотонного излучения в воздухе при экспозиционной дозе 1 Р значение кермы в воздухе будет равно 8.8⋅10–3 Гр. Экспозиционная доза определяет дозовые характеристики поля излучения, не зависящие от свойств облучаемого вещества. Поэтому, в частности, удобно использовать ее в практических измерениях. Шкалы дозиметров фотонного излучения проградуированы в единицах экспозиционной дозы. Вместе с тем, невозможность применения экспозиционной дозы для характеристики смешанных излучений, ограничение по энергии гаммаквантов Е ≥ 3 МэВ и некоторые другие соображения привели к тому, что использование этой величины не рекомендуется с 1.01.1990г.

Мощность экспозиционной дозы - отношение приращения экспозиционной дозы dX за интервал времени dt к этому интервалу времени: d = d X X t  . Для экспозиционной дозы в СИ единица мощности дозы — ампер на килограмм (А/кг), внесистемная единица - рентген в секунду (Р/с).

Основываясь на активности точечного изотропного источника, можно сравнительно просто рассчитывать создаваемые им уровни мощности дозы. Кроме активности необходимо знать схему распада радионуклида, вероятность испускания каждой из частиц на один акт распада, а также потребуются величины, характеризующие взаимодействие частиц с веществом (сечения взаимодействий, линейный или массовый коэффициенты поглощения). Поскольку такой набор является явно избыточным, вводят некоторую усреднѐнную характеристику фотонного источника – гамма-постоянную. Гаммапостоянной Г, предназначенной для расчѐта экспозиционной дозы радионуклида, называется величина, численно равная мощности экспозиционной дозы X  , создаваемой фотонами точечного изотропного источника данного радионуклида с Физические основы дозиметрии 11 единичной активностью А, на единичном расстоянии r от источника. Определение следует из закона обратных квадратов расстояний: 2 =Г× A X r  . (3.6) Распространѐнная единица измерения гамма-постоянной для мощности экспозиционной дозы – P·см2 /(ч⋅мКи) (рентген на сантиметр в квадрате в час на миликюри. В зависимости от задач размерность гамма-постоянной может варьироваться, например, часы могут быть заменены на секунды, активность может быть выражена в Бк и т.д. Аналогичным образом вводится гамма-постоянная для расчѐта мощности поглощѐнной дозы в тканеэквивалентной среде.

4. Эквидозиметрические величины

Эквидозиметрические величины служат мерой воздействия излучения на человека – его облучения. Эквидозиметрические величины являются производными от базовых дозиметрических величин и определены для непосредственного использования в оценках радиогенного риска и служат характеристиками условий воздействия излучения на человека.

Радиобиологические исследования показали, что один и тот же радиобиологический эффект облучения какого-либо органа или ткани может наблюдаться при различных поглощенных дозах, если на орган или ткань действуют ионизирующие излучения различной природы. Для учета этих отличий и приведения к единому знаменателю эффектов излучений разного ―качества‖ было предложено понятие относительной биологической эффективности излучения (ОБЭ).

Численным выражением ОБЭ является коэффициент ОБЭ, равный отношению поглощенной дозы образцового излучения к поглощенной дозе данного вида излучения, вызывающей такой же уровень радиационной опасности. В качестве образцового излучения принято рентгеновское излучение со сплошным спектром с граничной энергией 180-250 кэВ.

Многочисленные исследования показали, что при облучении одних и тех же биологических объектов ОБЭ зависит:

– от рассматриваемого эффекта,

– от дозы и мощности дозы,

– от вида излучения, его энергии, и т.д.

Для учета качества излучения в условиях хронического облучения людей в малых дозах, когда единственным гипотетическим последствием облучения может быть развитие стохастических эффектов излучения, рекомендуется использовать два показателя качества излучения, значения которых зависят от свойств излучения, но одинаковы для всех стохастических эффектов излучения: – взвешивающий коэффициент качества излучения WR, – средний коэффициент качества излучения Q . Эквивалентная доза

Произведение поглощенной дозы (излучения вида R) облучения органа или ткани T – DT,R , и взвешивающего коэффициента качества излучения WR получило название ―эквивалентная доза облучения органа или ткани‖. T T,R R R H D = W   . (4.1) Единица эквивалентной дозы – Дж/кг, обозначается как зиверт, Зв.

Эффективная доза

Эффективная доза Е определена как функция, равная сумме произведений эквивалентных доз HT облучения отдельных органов и тканей тела человека T на соответствующие взвешивающие коэффициенты качества WT : T T T R T,R T T,R E H W W W D = × =    

Источники ионизирующих излучений подразделяют на естественные (космические лучи, естественно распределенные на Земле радиоактивные вещества и др.) и искусственные (ядерные реакторы, ядерные материалы, ядерное оружие и др.).

Все это является существенным экологическим фактором, воздействующим на все живые организмы. Воздействие ионизирующего излучения на организм с дозой, превышающей значение, обусловленное естественным фоном, представляет опасность (радиационное поражение). При этом нарушаются обменные процессы, замедляется и прекращается рост тканей, в организме возникают новые химические соединения, несвойственные ему прежде.

Количественную оценку воздействия ионизирующего излучения на организм человека проводят по значению экспозиционной дозы, поглощенной и эквивалентной.

В зависимости от характера радиационного воздействия развиваются соответствующие клинические формы заболевания:

- острая лучевая болезнь от внешнего облучения;

- острая лучевая болезнь от сочетанного облучения (сочетáнной травмой в медицине называется повреждение двух и более анатомических областей человека, одно из повреждений при этом является опасным для жизни);

- хроническая лучевая болезнь;

- местные радиационные поражения.

Под действием ионизирующего излучения в организме могут происходить следующие превращения: разложение воды на кислород и водород с образованием некоторого количества перекиси водорода; превращение молекул кислорода в молекулы озона; полимеризация соединений, содержащих двойные и тройные связи. Самая опасная ситуация возникает в случае осаждения в организме изотопов, излучающих альфачастицы.

Обеспечение радиационной безопасности определяется следующими основными принципами:

1. Принцип нормирования – непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения.

2. Принцип обоснования – запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного облучением.

3. Принцип оптимизации – поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учѐтом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения.

В настоящее время признают два возможных пути взаимодействия ионизирующих излучений с органическими молекулами:

- путь прямого, непосредственного воздействия на радиочувствительные органические вещества с индуцированием в них радиохимических реакций (первичное действие ионизирующих излучений);

- путь непрямого воздействия (вторичное действие), при котором органические молекулы изменяются под воздействием свободных радикалов, возникающих в результате ионизации, создаваемой излучением в жидких средах организма и клеток.

Свободные радикалы вызывают разрушения целостности цепочек макромолекул (белков и нуклеиновых кислот), что может привести как к массовой гибели клеток, так и канцерогенезу (развитию злокачественного процесса) и мутагенезу (нарушению деления клеток).

Характер радиохимических превращений во многом зависит от содержания кислорода в облучаемом субстрате. Это явление известно в радиобиологии под именем "кислородного эффекта". Так, вода (H2O), содержащая растворѐнный молекулярный кислород, при воздействии ионизирующего излучения образует не только атомарный водород (Н+ ) и гидроксильную группу (ОН– ), но и другие химически активные продукты расщепления (пероксид водорода – Н2О2, гидропероксид – HO2), в том числе и органического происхождения, способные участвовать в реакции окисления и восстановления, вызывая первичные биохимические превращения в наиболее радиочувствительных биохимических компонентах живой ткани (первичный радиобиологический эффект). Поэтому радиолиз воды, т.е. распад при действии радиации на водородный (Н) и гидроксильный (ОН) радикалы с последующим образованием молекулярного водорода и пероксида водорода, имеет первостепенное значение в радиобиологических процессах. Наличие в системе кислорода усиливает эти процессы. При повышении парциального давления кислорода радиационный эффект усиливается, так что радиоустойчивость субстрата повышается при понижении кислорода в среде. Физические основы дозиметрии В этом разделе приводятся выдержки из Нормативов Радиационной Безопасности 99/2009 (НРБ 99/2009) – основного действующего документа, устанавливающего санитарные нормы и правила в сфере радиационной безопасности населения.