- •Введение в теорию переноса и физику защиты от ионизирующих излучений
- •Содержание
- •Предисловие
- •Введение
- •Глава 1. Виды ионизирующих излучений
- •2.1.2. Токовые характеристики полей излучений.
- •3.1.2. Ионизация и возбуждение.
- •Глава 3. Взаимодействие излучений с веществом
- •§ 3.1. Типы взаимодействий излучений с веществом.
- •3.1.1. Поглощение.
- •3.1.3. Рассеяние.
- •3.1.4. Ядерные реакции.
- •§ 3.2. Эффективные поперечные сечения взаимодействия.
- •3.2.1.Микроскопические и макроскопические эффективные поперечные сечения взаимодействия.
- •3.2.2. Дифференциальные и интегральные эффективные поперечные сечения взаимодействия
- •§ 3.3. Взаимодействия фотонов с веществом.
- •5. Образование фотонейтронов.
- •3.3.1. Фотоэлектрическое поглощение.
- •3.3.2. Комптоновское рассеяние.
- •3.3.3.Процесс образования электрон-позитронных пар.
- •3.3.4. Характеристическое излучение.
- •3.3.5. Когерентное рассеяние.
- •3.3.6.Аннигиляционное излучение.
- •3.3.7. Тормозное излучение.
- •3.3.8. Образование фотонейтронов.
- •3.3.9. Макроскопичекие эффективные поперечные сечения взаимодействия фотонов с веществом.
- •§ 3.4. Взаимодействие нейтронов с веществом
- •3.4.1. Качественная картина взаимодействия нейтронов.
- •3.4.2. Формула Брейта-Вигнера
- •3.4.3. Радиационный захват.
- •3.4.4. Упругое рассеяние.
- •3.4.5. Неупругое рассеяние.
- •3.4.6. Кинематика рассеяния нейтронов
- •3.4.7. Специфика рассеяния тепловых нейтронов
- •3.4.8. Дифференциальные микроскопические поперечные сечения рассеяния
- •3.4.9. Ядерные реакции.
- •3.4.10. Полные эффективные микроскопические поперечные сечения взаимодействия нейтронов с веществом.
- •§ 3.5. Взаимодействия заряженных частиц с веществом.
- •3.5.1.Взаимодействия тяжелых заряженных частиц с веществом.
- •3.5.2. Взаимодействия электронов с веществом.
- •Глава 4. Дозовые характеристики полей излучений.
- •§ 4.1. Основные базисные дозовые характеристики полей излучений
- •4.1.1 Поглощенная доза
- •4.1.2.Керма.
- •4.1.3. Эквивалентная доза.
- •4.1.4. Эффективная доза.
- •4.1.5. Ожидаемая эффективная (эквивалентная) доза.
- •4.1.6. Доза эффективная (эквивалентная) годовая
- •4.1.7. Коллективная эффективная доза
- •4.1.8.Предотвращаемая эффективная доза
- •§ 4.2. Фантомные дозовые характеристики полей излучений
- •4.2.1. Показатель эквивалентной дозы.
- •4.2.2. Амбиентная эквивалентная доза.
- •§ 4.3. Связь между дифференциальными и дозовыми характеристиками полей излучений при внешнем облучении.
- •4.3.1. Фотонное излучение.
- •4.3.2.Заряженные частицы.
- •4.3.3.Нейтроны.
- •§ 4.4. Удельные дозиметрические характеристики полей излучений при внешнем облучении.
- •§ 4.5. Связь между концентрациями радионуклидов в окружающей среде и дозовыми характеристиками полей излучений при внутреннем облучении.
- •4.5.1. Однокамерная модель оценки дозы.
- •4.5.2. Многокамерные модели оценки дозы.
- •4.5.3. Модель «удельной активности».
- •§ 4.6. Связь между концентрациями радионуклидов в окружающей среде и дозовыми характеристиками полей фотонов при внешнем облучении.
- •Глава 5. Характеристики источников ионизирующих излучений
- •§ 5.1. Радионуклиды, как источники излучений
- •5.1.1. Активность и постоянная распада радионуклида
- •5.1.2. Схемы радиоактивных превращений
- •§ 5.2. Радионуклиды, как источники отдельных видов излучений.
- •5.2.1. Источники α-частиц.
- •5.2.2. Источники β-частиц и электронов.
- •Электронный (β-- распад):
- •5.2.3. Источники γ-излучения.
- •5.2.4. Источники нейтронов.
- •Основные характеристики (α,n)-источников нейтронов.
- •239Pu - α –Be (справа) источниками нейтронов.
- •Характеристики (γ,n)-источников нейтронов.
- •§ 5.3. Дозовые характеристики радионуклидов, как источников γ- излучения.
- •5.3.1. Керма – постоянные радионуклидов.
- •5.3.2. Керма – эквивалент радионуклидов.
- •§ 5.4. Установки для получения излучений.
- •5.4.1.Источники заряженных частиц.
- •5.4.2. Источники фотонного излучения.
- •5.4.3. Источники нейтронного излучения.
- •Значения констант формулы 5.28.
- •Доля запаздывающих нейтронов деления на 1 деление
- •Глава 6. Основные принципы нормирования и нормы радиационной безопасности.
- •§ 6.1. Биологические эффекты радиационного воздействия.
- •6.1.1. Детерминированные соматические поражения.
- •6.1.2. Стохастические соматические и генетические поражения.
- •6.1.3. Действие радиации на окружающую среду.
- •§ 6.2. Уровни фонового облучения человека.
- •6.2.1. Уровни естественного радиационного фона.
- •Концентрация естественных радионуклидов в почвах и создаваемые ими мощности поглощенной дозы на поверхности .
- •Среднемировые данные по рациону питания и скорости дыхания
- •Среднегодовые эффективные дозы радиации от различных источников естественного фона, мкЗв/год
- •6.2.2. Технологически повышенный естественный радиационный фон.
- •Концентрации естественных радионуклидов в различных строительных материалах, Бк/г и мощность поглощенной дозы в воздухе, нГр/ч х10
- •6.2.3. Искусственный радиационный фон.
- •Типичные значения эффективных доз пациентов при различных процедурах, мЗв
- •6.2.3. Дозовые нагрузки от всех источников радиационного фона.
- •§ 6.3. Принципы нормирования дозовых пределов.
- •6.3.1.Основные принципы нормирования радиационного фактора воздействия.
- •6.3.2.Концепция приемлемого риска.
- •1) Концепция нулевого риска;
- •2) Беспороговая концепция;
- •3) Концепция приемлемого риска.
- •Классификация источников риска
- •6.3.3. Экономические подходы к нормированию
- •§ 6.4 . Нормы радиационной безопасности. Основные дозовые пределы.
- •6.4.1. Пределы доз.
- •Коэффициенты риска для разных категорий облучаемых лиц, х10-5 (чел-мЗв)
- •6.4.2.Требования по ограничению облучения в условиях радиационной аварии
- •Критерии для принятия неотложных решений в начальном периоде радиационной аварии
- •6.4.3. Принципы расчетов предельно допустимых уровней и потоков ионизирующих излучений.
- •Параметры, используемые в нрб-99/2009 для оценки доз излучения.
- •Среднегодовые допустимые плотности потоков излучений для лиц из персонала при облучении, см-2 с-1
- •Значенияудельных дозовых коэффициентов, предела годового поступления с воздухом и допустимой среднегодовой объемной активности в воздухе отдельных радионуклидов для персонала.
- •6.4.4. Комбинированное воздействие излучений.
- •Рекомендуемая литература
- •Используемые константы и обозначения.
§ 5.1. Радионуклиды, как источники излучений
Источники первой группы представляют собой нуклиды, обладающие радиоактивностью. Нуклидом называют атом с определенным числом протонов и нейтронов в ядре. Каждое ядро X характеризуется определенной атомной массой, зарядом и энергией и обычно представляется в виде АZX, где Z — атомный номер, равный числу протонов в ядре и соответственно числу электронов в оболочках; А — массовое число, равное сумме чисел протонов и нейтронов, т. е. числу нуклонов в ядре. Причина различия атомов химических элементов состоит в разнице числа протонов в ядре, при этом разница в числе нейтронов не сказывается на химических свойствах атомов. Атомы, различающиеся только числом нейтронов в ядре, называются изотопами химического элемента. Следовательно, каждый нуклид является изотопом соответствующего элемента. Атомы, ядра которых содержат одинаковое число нейтронов, но разное число протонов называются изотонами. Атомы с одинаковыми массовыми числами, но различающиеся протон-нейтронным составом, называются изобарами. Радиоактивные нуклиды – это нуклиды, имеющие радиоактивные или нестабильные ядра. Радиоактивные ядра являются неустойчивыми нуклонными системами и, как принято говорить, испытывают радиоактивный распад. К радиоактивному распаду ведет самопроизвольное, спонтанное изменение хотя бы одной из характеристик нуклида.
Степень стабильности или радиоактивности нуклидов и характер распада радиоактивных ядер зависит от соотношения в их ядрах числа нейтронов и протонов. Так, к категории наиболее устойчивых относятся нуклиды с четным числом протонов и четным числом нейтронов, напротив, наименее устойчивыми являются нуклиды с нечетным числом нейтронов и протонов. Отсюда переход при β-распаде от нечетно-нечетных нуклидов к четно-четным является предпочтительным, как переход от нестабильного состояния к более стабильному, что свидетельствует о частоте таких переходов в природе. Кстати, четность числа нейтронов в составе тяжелых ядер определяет их способность делиться под действием нейтронов.
П
риведенная
на рис.5.1 диаграмма стабильности нуклидов
показывает, что при А<40
к категории стабильных относятся
нуклиды, имеющие одинаковое число
нейтронов и протонов в ядре, что
объясняется действием ядерных сил. Для
ядер с большими А
это
правило нарушается за счет кулоновского
отталкивания многих протонов в ядре.
Причем для тяжелых ядер влияние
кулоновского отталкивания становится
настолько значительным, что энергия
связи двух протонов и двух нейтронов в
ядре
Рис.5.1
Диаграмма нейтрон-протонного состава
стабильных
и долгоживущих нуклидов
Обозначено:
- стабильный,
- неустойчивый в отношении α- и β-распада
становится меньше энергии связи этих частиц в ядре 4Не, что приводит к тому, что все более тяжелые ядра становятся неустойчивыми к α-распаду. Если ядро имеет протон-нейтронный состав, не совпадающий с составом какого-либо стабильного ядра, то оно претерпевает β-распад, при этом ядра, имеющие избыток нейтронов по сравнению со стабильным, являются β—активными, а имеющие избыток протонов – β+-активными. Из известных к настоящему времени более 1700 видов ядер только около 270 являются стабильными, остальные нестабильны и подвержены радиоактивному распаду, т.е. являются радиоактивными.
При радиоактивном распаде происходит испускание различных видов ионизирующих излучений: альфа-, бета-, гамма-излучение, излучение позитронов, нейтронов, нейтрино. Ядро, испытывающее радиоактивный распад, называют материнским, а ядро-продукт – дочерним. Если дочерний продукт является нестабильным, то он может выступать в качестве материнского при своем распаде; так формируется цепочка дочерних продуктов.
Радиоактивные превращения ядра характеризуются временем протекания распада, видом и энергией испускаемых частиц. Радиоактивность ядер, существующих в природных условиях, называют естественной. Радиоактивные ядра, синтезированные в лабораторных условиях искусственными способами посредством ядерных реакций, называются искусственными.
По физической природе искусственные радиоактивные ядра ничем не отличаются от естественных и такое разделение условно, так как свойства ядер данного радиоактивного нуклида не зависят от способа его образования. Основным критерием здесь является характерное время жизни ядер. Естественные радиоактивные ядра образовались в процессе эволюции Вселенной и существуют в заметных количествах в настоящее время потому, что имеют время жизни, превышающее возраст Земли, или же сравнимое с ним. Остальные естественные радиоактивные ядра распались в процессе эволюции Земли.
Впервые радиоактивность природных солей урана была обнаружена А. Беккерелем в 1896 г. Искусственная радиоактивность синтезируемых ядер была открыта Ф. и И. Кюри в 1934 г.
Одними из основных характеристик радионуклидов, независимых от вида испускаемого излучения, являются: активность и временные параметры радиоактивных превращений. В большинстве практических случаев такие радионуклидные источники излучают частицы или γ-кванты равновероятно во всех направлениях, т.е. относятся к изотропным в каждой точке пространства.
