§ 3. Проникающая радиация

Проникающая радиация (ПР) является основным поражающим факто­ром нейтронных боеприпасов. Для других боеприпасов мощностью 10 тыс. т и менее радиус поражения проникающей радиацией превышает радиус пора­жения ударной волной и световым излучением. Для личного состава, находящегося в бронеобъектах, указанные соотношения радиусов поражения со­храняются и для боеприпасов мощностью более 10 тыс. т. Источником ПР является зона реакции в момент взрыва.

Проникающая радиация включает в себя поток нейтронов и гамма-квантов, испускаемых мгновенно, а также поток гамма-квантов, испускаемых радиоактивными продуктами деления и другими радиоактивными вещества­ми, находящимися в поднимающемся облаке. При этом происходит также ис­пускание альфа- и бета-частиц, но вследствие небольшого пробега последних в воздухе и других веществах их не относят к проникающей радиации. Одна­ко альфа- и бета-излучения радиоактивных веществ могут играть существен­ную роль при контактном и внутреннем поражении личного состава, находя­щегося на радиоактивно зараженной местности (РЗМ). Таким образом, пора­жающее действие проникающей радиации и радиоактивных веществ обусловлено действием на окружающую среду ионизирующих излучений: альфа-, бета-, гамма- и нейтронов.

Терминология, физические величины и единицы их измерения

в области ионизирующих излучений

Основные понятия и определения

Понятие "ионизирующее излучение" подразумевает любой вид ионизи­рующего излучения, взаимодействие которого со средой приводит к образо­ванию электрических зарядов обоих знаков. Исключение из этого понятия со­ставляют видимое и ультрафиолетовое излучения. В литературе для кратко­сти вместо термина "ионизирующее излучение" употребляется термин "излучение". Ис­точ­ни­ками ионизирующих излучений могут быть технические устройства и радиоактивные вещества, т.е. вещества, содержащие радионуклиды. Напом­ним, что нуклид – это вид атомов одного элемента с данным числом прото­нов и нейтронов в ядре. Нуклид, обладающий радиоактивностью, т.е. спо­собностью самопроиз­воль­но­го превращения в другой нуклид, сопровождае­мого испусканием излучений, называется радионуклидом.

Различают непосредственно ионизирующее и косвенно ионизирующее, фотонное и корпускулярное излучения.

Излучение, состоящее из заряженных частиц, например, альфа-частиц, электронов, позитронов, имеющих кинетическую энергию, достаточную для ионизации при столкновении с атомами вещества, называется непосредст­венно ионизирующим излучением. Ионизирующее излучение, состоящее из фотонов (квантов) или незаряженных частиц, взаимодействие которых со средой приводит к образованию непосредственно ионизирующего излучения и вызывает яде­р­ные превращения, называется косвенно ионизирующим излучением.

Фотонным излучением называется электромагнитное косвенно иони­зирующее излучение. К фотонному излучению относятся: гам­ма-излучение, возникающее при изменении энергетического состояния атомных ядер, а также при аннигиляции частиц или ядерных превращениях; тормозное излу­чение с непрерывным энергетическим спектром, возникающее при уменьше­нии кинетической энергии заряженных частиц; характеристическое излуче­ние с дискретным энергетическим спектром, возникающее при изменении энергетического состояния атомов (переходах электронов с внешних на внут­ренние уровни); рентгеновское излучение, состоящее из тормозного и (или) характеристического излучений.

Корпускулярное излучение состоит из частиц с массой покоя, отличной от нуля. К нему относятся альфа-, бета-, протонное и нейтронное излучения.

Частицы корпускулярного излучения и фотоны принято называть иони­зирующими частицами. Если излучение состоит из разнотипных ионизирую­щих частиц, например, гамма-квантов и нейтронов, гамма-квантов и бета- частиц, то оно называется смешанным ионизирующим излучением.

Радиационные физические величины и единицы их измерения

Физические величины, применяемые в области ионизирующих излуче­ний, и единицы их измерения регламентируются ГОСТом 8.417-81 "ГСИ. Еди­ницы физических величин" и ГОСТом 15484-81 "Излучения ионизирующие и их измерения. Термины и определения". В Методических указаниях РД-50-454-84 (утверждены постановлением Госстандарта № 449 от 8 февраля 1984 г.), определяющих порядок внедрения и применения ГОСТа 8.417-81, все физиче­ские величины в области ионизирующих излучений подразделяются на сле­дующие четыре группы:

– величины, характеризующие радиоактивные образцы и источники ионизирующих излучений;

– величины, характеризующие собственно ионизирующие излучения и их поля;

– величины, характеризующие взаимодействие ионизирующих излу­чений с веществом;

– величины, служащие для характеристики воздействия излучений на различные объекты. В литературе эти величины принято назы­вать дозиметрическими.

Общий перечень рассматриваемых физических величин весьма обши­рен. Так, лишь основных величин и единиц, которые часто ис­пользуются в практике и могут служить примерами для образования, по мере надобности, других новых радиационных величин и единиц, насчитывается около 60. В связи с этим в настоящем учебном пособии рассматриваются только те из них, которые наиболее широко применяются в войсковой практике: величины, относящиеся к первой, второй и четвертой группам.

Физические величины, характеризующие радиоактивные образцы

и источни­ки излучений

Все виды ионизирующих излучений радиоактивных продуктов ядерных взрывов и аварий (разрушений) радиационно опасных объектов, представ­ляющих радиационную опасность для войск, возникают в процессе ядерных реакций, протекающих при взрывах и распадах радионуклидов.

В соответствии с законом радиоактивного распада число атомов, распа­дающихся за малый промежуток времени, пропорционально числу атомов, имеющихся в наличии на данный момент времени, т.е.

dN/dt = – λ · N. (1.30)

В интегральной форме закон выражается уравнением:

N = N_{0 ·} exp (–λ · t), (1.31)

где N и N₀ – число атомов радионуклида в начальный момент времени (t = 0) и спустя время t;

λ – постоянная, или константа, радиоактивного распада данного нуклида, с^–1.

Постоянная распада является мерой неустойчивости ядер данного ра­дионуклида. Она не зависит ни от химических, ни от физических условий. Количественно постоянная распада равна вероятности распада на одно ядро в единицу времени. Для каждого данного радионуклида постоянная распада имеет одно и то же строго определенное значение, не зависящее от общего числа его ядер. Например, из общего числа ядер цезия-137 распадается каж­дую секунду только 6,66 · 10^–1 часть. Если на каждый момент времени имеет­ся 10 ядер этого нуклида, то за последующую секунду распадается 666 ядер. Следовательно, 6,66 · 10^–10 с^–1 является постоянной распада цезия-137.

Другой характеристикой скорости радиоактивного распада служит пе­риод полураспада, т.е. время, в течение которого распадается половина пер­воначального количества ядер данного радионуклида. Приняв N = 0,5 · N₀, можно из выражения (1.31) несложными преобразованиями получить соот­ношение:

Т_1/2 = 0,693/λ. (1.32)

С учетом выражения (1.32) закон радиоактивного распада в интегральной форме можно представить в следующем виде:

N = N_{0 ·} exp(– 0,693t/T_1/2).

Количество радиоактивных веществ, содержащихся в радиоактивных образцах и источниках ионизирующих излучений, принято выражать в еди­ницах активности радионуклида.

Активность радионуклида в источнике является физической величиной, характеризующей число распадов в единицу времени. Количественно она оп­ределяется отношением числа dN спонтанных ядерных переходов из опреде­ленного ядерно-энергетического состояния радионуклида, происходящих в данном его количестве за интервал времени dt, к этому интервалу:

A = dN/dt. (1.33)

В качестве единицы активности радионуклида в СИ принимают беккерель (Бк).

Беккерель равен активности нуклида в радиоактивном источнике, в ко­тором за время 1 с происходит одно самопроизвольное ядер­ное превращение. Применяют также дольные и кратные единицы: мБк, кБк, МБк и др. Допуска­ется использование внесистемной единицы кюри (Ки), а также ее дольных и кратных единиц: микрокюри (мкКи), милликюри (мКи), килокюри (кКи).

Кюри – единица активности радионуклида в источнике, равная активно­сти нуклида, в котором происходит 3,7 · 10¹⁰ актов распада в 1 с.

Внесистемная единица активности кюри связана с беккерелем следую­щим образом:

1 Ки = 3,7 · 10¹⁰ расп./с = 3,7 · 10¹⁰ Бк;

1 Бк = 2,7 · 10^–11 Ки.

В практике широко применяются величины удельной A_m (Бк/кг), объ­емной A_v (Бк/м³) и поверхностной A_s (Бк/м²) активностей источника, опреде­ляемых отношением содержащейся в нем активности к массе, объему и по­верхности данного источника соответственно. При этом допускается выраже­ние этих величин во внесистемных единицах: мКи/кг, Ки/м³, мКи/л, Ки/км² и др.

Между активностью (А = 1 Бк) и массой (m = 1 г) радионуклида сущест­вует определенная взаимосвязь, выражаемая соотношениями:

m = 2,4 · 10^–24 А · Т_1/2 ; (1.34)

A = 4,17 · 10²³ (A · T_1/2)^–1 , (1.35)

где А – атомная масса радионуклида, г;

Т_1/2 – период полураспада этого ра­дионуклида, с.

Расчет по формулам (1.34) и (1.35) показывает, что активностью в 1 Бк обладает масса цезия-137, равная 3,11 · 10^–13 г, а один грамм радионуклида стронция-90 обладает активностью 5,22 · 10¹² Бк.

Из закона радиоактивного распада (1.31) следует, что количество ато­мов радионуклида со временем уменьшается по экспоненте. Соответственно по экспоненциальной зависимости будет уменьшаться и его активность:

A = A_{0 ·} e ^{– 0,693 · (t/T}_1/2⁾ (1.36)

В заключение необходимо отметить, что хотя распад ядер, как правило, сопровождается испусканием частиц или фотонов, лишь в частных случаях число испускаемых ионизирующих частиц совпадает с числом распадающих­ся ядер (например, для радионуклидов фосфора-32, стронция-89). Примером того, когда число испускаемых частиц не совпадает с числом распадающихся ядер, может служить распад нуклида медь-64, при котором 31% ядер претер­певает β^–-распад (с образованием стабильного нуклида цинк-64), 53,6% – К-захват, 15% – β⁺-распад и 0,4% – К-захват с последующим высвечиванием фотона (с образованием стабильного нуклида никель-64). В этом случае на 1 Ки приходится (0,31+0,15) · 3,7 · 10¹⁰ = 1,7 · 10¹⁰ бета-частиц в 1 с.

Таким образом, справедливо лишь выражение "активность столько-то беккерелей или кюри", а выражения "альфа- или бета-активность столько-то беккерелей или кюри" являются внесистемными, хотя они и широко распростра­нены на практике. Обычно, когда говорят: "альфа-активность или бета-активность нуклида равна 1 Бк или 1 Ки", имеют в виду истинную активность данного радионуклида в единицах беккерель или кюри, определенную по ре­зультатам измерения альфа- или бета-излучения с учетом схемы распада этого радионуклида, позволяющей связать число испускаемых частиц с числом распадающихся ядер.

Физические величины, характеризующие

собственно ионизирующие излуче­ния и их поля

Важнейшей характеристикой любого вида ионизирующего излучения является его энергия. Высокая значимость данной физической величины как параметра ионизирующих излучений обусловливается тем, что и характер взаимодействия излучения с веществом, и результат этого взаимодействия определяющим образом зависят от того, какой энергией обладает рассматри­ваемое излучение.

Энергией ионизирующего излучения называют суммарную энергию ио­низирующих частиц (без учета энергии покоя), испущенную, переданную или поглощенную.

Согласно Методическим указаниям РД-50-454-84 под ионизирующими частицами понимаются частицы корпускулярного излучения и фотоны.

Понятие энергии ионизирующего излучения используется в основном как промежуточная величина для расчета испущенной, переданной или по­глощенной энергии. В качестве единицы энергии ионизирующего излучения в СИ используется джоуль (Дж); допускается применение десятичных кратных и дольных единиц: мкДж, мДж и др. Для энергии отдельных ионизи­рующих частиц допускается применение внесистемной единицы электрон-вольт (эВ) и десятичные кратные ей единицы – килоэлектрон-вольт (кэВ), ме-гаэлектрон-вольт (МэВ) и др.

В связи с тем, что при ядерных реакциях испускаются ионизирующие частицы, имеющие энергетические спектры различного характера (например, альфа-частицы и гамма-кванты – дискретный, бета-частицы – сплошной), в практике измерений ионизирующих излучений используются также следую­щие понятия.

Эффективная энергия фотонного излучения (Е_эф), под которой понима­ется энергия фотонов такого моноэнергетического излучения, относительное ослабление которого в поглотителе определенного состава и определенной толщины такое же, как и у рассматриваемого немоноэнергетического фотон­ного излучения.

Граничная (максимальная) энергия спектра бета-излучения (Е_max) – наи­большая энергия бета-частиц в непрерывном энергетическом спектре бета- излучения данного радионуклида.

Для каждого бета-излучающего радионуклида граничная энергия спек­тра является строго определенной специфической характеристикой, позво­ляющей идентифицировать данный радионуклид в смеси с другими.

В дозиметрии и при определении защитных свойств различных мате­риалов и объектов в качестве характеристик поля ионизирующего излучения наиболее широко используют такие величины, как поток, плотность потока и флюенс (перенос) ионизирующих частиц и энергии ионизирующего излуче­ния.

Потоком ионизирующих частиц F называют отношение числа ионизи­рующих частиц dN, проходящих через данную поверхность за интервал вре­мени dt, к этому интервалу:

F = dN/dt. (1.37)

Эта величина в СИ имеет размерность секунда в минус первой степени (с^–1).

Плотностью потока ионизирующих частиц φ называют отношение потока ионизирующих частиц dF, проникающих в элементарную сферу, к площади центрального сечения dS этой сферы:

φ = dF/dS = dN/(dSdt). ( 1.38)

Единицей измерения данной величины в СИ является секунда в минус первой степени на метр в минус второй степени (с^–1 · м^–2). Секунда в минус первой степени на метр в минус второй степени – это такая плотность потока ионизи­рующих частиц, при которой в сферу с площадью центрального сечения 1 м за 1 с проникает одна частица. Внесистемными единицами плотности потока частиц являются с^–1 · см^–2, мин^–1 · см^–2 и др.

Флюенсом (переносом) ионизирующих частиц Ф называют отношение числа ионизирующих частиц dN, проникающих в элементарную сферу, к площади центрального сечения dS этой сферы:

Ф = dN/dS. (1.39)

Единицей измерения флюенса частиц в СИ является метр в минус вто­рой степени (м^–2). Один метр в минус второй степени – это такой флюенс ио­низирующих частиц, при котором в сферу с площадью центрального сечения 1 м² проникает 1 частица. Внесистемной единицей измерения флюенса частиц служит сантиметр в минус второй степени (см^–2).

Дозиметрические величины и единицы

Для данной группы величин характерным является то, что все они – энергетические величины, связанные с энергией, теряемой ионизирующим излучением при его взаимодействии с веществом. Часть этой потерянной энергии передается веществу и реализуется в виде кинетической энергии за­ряженных частиц, освобожденных в веществе. В свою очередь, освободив­шиеся в веществе заряженные частицы, в конце концов, передают всю свою энергию веществу, т.е., в конечном итоге, при взаимодействии излучения со средой происходит поглощение его энергии веществом среды.

Поглощенная энергия ионизирующего излучения – это энергия, пере­данная веществу в результате взаимодействия с ним частиц, входящих в со­став излучения, и реализованная в увеличении кинетической энергии молекул вещества и в необратимых химических реакциях.

Поглощение в веществе энергии ионизирующего излучения иницииру­ет физические, химические и биологические процессы, приводящие к различ­ным радиационно-индуцированным эффектам. Данное обстоятельство и определяет высокую практическую значимость рассматриваемой группы физи­ческих величин, их применение в качестве меры ожидаемых последствий об­лучения объектов живой и неживой природы.

В группу физических величин, характеризующих воздействие излуче­ния на облучаемые объекты, входят поглощенная и экспозиционная дозы из­лучения, керма и их мощности.

Основной физической величиной, определяющей степень радиационно­го воздействия, является поглощенная доза.

Поглощенная доза ионизирующего излучения D – это отношение сред­ней энергии dω, переданной ионизирующим излучением веществу в элемен­тарном объеме, к массе dm в этом объеме:

D = dω/dm. (1.40)

Единицей измерения поглощенной дозы в СИ является джоуль на кило­грамм – грей (Гр). Один грей равен поглощенной дозе ионизирующего излучения, при которой веществу массой 1 кг передает­ся энергия ионизирующего излучения 1 Дж.

Внесистемной единицей поглощенной дозы излучения является рад. Один рад равен поглощенной дозе излучения, соответствующей энергии 100 эрг ионизирующего излучения любого вида, переданной облучаемому веще­ству массой 1 г. Из определения внесистемной единицы поглощенной дозы рад следует:

1 рад = 100 эрг/г = 1 · 10^–2 Дж/кг = 1 · 10^–2 Гр.

В практике определения величины поглощенной дозы в зависимости от области науки и техники (радиационная технология, радио­биологические ис­следования, радиационная безопасность и т.д.) допускается использование различных десятичных дольных и кратных единиц грея и рада, например, наногрей (нГр), миллигрей (мГр), килорад и др.

Значение поглощенной дозы зависит от вида излучения, его энергети­ческого состава, состава облучаемого вещества и уровней облучения. Погло­щенная доза накапливается в поле ионизирующего излучения, ее значение может только возрастать. В качестве характеристики скорости накопления (приращения) поглощенной дозы служит мощность поглощенной дозы.

Мощность поглощенной дозы определяется как отношение приращения поглощенной дозы dD за интервал времени dt к этому интервалу времени:

D = dD/dt. (1.41)

Единицей измерения мощности поглощенной дозы в СИ является грей в секунду (Гр · с^–1). Один грей в секунду равен мощности поглощенной дозы излучения, при которой за 1 с в веществе создается доза излучения 1 Гр.

В практике и научной литературе широко распространены внесистемные единицы мощности поглощенной дозы излучения – рад в час и рад в се­кунду. Один рад в час (секунду) равен мощности поглощенной дозы излуче­ния, при которой за 1 ч (1с) в веществе создается доза излучения 1 рад.

Рассмотренная выше поглощенная доза излучения по своему физиче­скому смыслу является величиной, определяющей, какая часть из потерянной ионизирующим излучением энергии при его распространении в среде погло­щается веществом среды. В качестве таковой поглощенная доза применяется для любых видов излучений, как непосредственно, так и косвенно ионизи­рующих.

Экспозиционная доза является физической величиной, характеризующей воздействие фотонного излучения на стандартную среду. В качестве стандартной среды рассматривается атмосферный воздух при температуре 0ºС и давлении 760 мм рт. ст., а в качестве меры воздействия на него применяется при этом ионизационный эффект.

Экспозиционная доза фотонного излучения Х количественно определя­ется как отношение суммарного заряда dQ всех ионов одного знака, создан­ных в воздухе, когда все электроны и позитроны, освобожденные фотонами в элементарном объеме воздуха с массой dm, полностью остановились в возду­хе, к массе воздуха в указанном объеме:

X = dQ/dm. (1.42)

Единицей измерения экспозиционной дозы фотонного излучения в СИ служит кулон на килограмм (Кл/кг).

Один кулон на килограмм равен экспозиционной дозе, при которой все электроны и позитроны, освобожденные фотонами в воздухе массой 1 кг, производят ионы, несущие электрический заря­д 1 Кл каждого знака.

Внесистемной единицей экспозиционной дозы является рентген (Р), широко применяемый до настоящего времени в войсковой практике. Используются также десятичные дольные и кратные единицы: милли­рентген (мР), микрорентген (мкР).

Один рентген равен экспозиционной дозе фотонного излучения, при которой сопряженная корпускулярная эмиссия на 1 см атмосферного воздуха при температуре 0ºС и давлении 760 мм рт. ст. производит в воздухе ионы, заряд каждого знака которых равен 3,3 · 10^–10 кулона.

В приведенном определении рентгена "сопряженная корпускулярная эмиссия" – это заряженные частицы (электроны и позитроны), освобожден­ные в 1 см³ атмосферного воздуха при взаимодействии с ним фотонов иони­зирующего излучения. Исходя из определений рентгена и системной единицы экспозиционной дозы соотношение между ними численно равно:

где 1,293 · 10^–6 кг · см³ – плотность стандартного атмосферного воздуха.

Характе­ристикой скорости изменения экспозиционной дозы во времени служит мощ­ность экспозиционной дозы фотонного излучения.

Мощность экспозиционной дозы фотонного излучения Х определяется как отношение приращения экспозиционной дозы dx за интервал времени dt к этому интервалу времени:

X = dx/dt. (1.43)

Единицей измерения в СИ мощности экспозиционной дозы фотонного излучения является ампер на килограмм (А/кг). Один ампер на килограмм равен мощности экспозиционной дозы фо­тонного излучения, при которой за 1 с создается экспозиционная доза 1 Кл/кг.

В войсковой практике по-прежнему оста­ется широко распространенной внесистемная единица рентген в час (Р/ч) и ее десятичные дольные единицы: миллирентген в час (мР/ч), микрорентген в час (мкР/ч). Один рентген в час равен мощности экспозиционной дозы фотонного излучения, при которой за 1 ч создается экспозиционная доза 1 Р.

Соотношение между системной и внесистемной единицами мо­щ­ности экспозиционной дозы фотонного излучения определяется следующим образом:

Как видно из вышеизложенного, экспозиционная доза имеет отличную от поглощенной дозы размерность, это различные по своей природе физические величины. Неправомерно поэтому употребление выражения типа "экспозиционная доза равна (меньше, больше) поглощенной дозе". И только при определенных условиях в качестве энергетического эквивалента экспозиционной дозы можно принимать погло­щенную дозу излучения.

Нейтронное излучение проникающей радиации

Радиационные характеристики

Нейтронное излучение является корпускулярным излучением, возни­кающим в процессе деления или синтеза ядер. На одну килотонну мощности заряда нейтронного боеприпаса выделяется около 1,5 ·10²⁴ нейтронов, что примерно в пять раз больше, чем для других ядерных боеприпасов. Все ней­троны, испускаемые в процессе синтеза, и свыше 99% нейтронов, испускае­мых в процессе деления, освобождаются почти мгновенно в течение несколь­ких десятков долей микросекунды. Эти нейтроны называются мгновенными.

Менее 1% нейтронов деления, называемых запаздывающими, испуска­ются в течение первой минуты с момента взрыва.

В зависимости от энергии различают следующие группы нейтронов: тепловые (наиболее вероятная энергия Е_н = 0,025 эВ); медленные (0 ≤ Е_н ≤ 1 кэВ, к ним относят и тепловые); промежуточные (1 кэВ ≤ Е_н ≤ 100 кэВ) и быстрые (Е_н >100 кэВ). В суммарном потоке нейтронов проникающей радиации ядер­ных взрывов присутствуют нейтроны с энергиями от 10^–3 эВ до 15 МэВ, т.е. нейтроны всех этих групп.

Распределение числа нейтронов по энергиям внутри указанного выше диапазона, т.е. спектр нейтронов, зависит от вида взрыва и типа ядерного бо­еприпаса.

Возникающие в реакциях деления и синтеза нейтроны создают в окру­жающем боеприпас пространстве поле нейтронного излучения, в котором различают две зоны: зону взрыва и равновесную зону. Выделение в поле ней­тронного излучения ядерного взрыва двух указанных зон обусловлено суще­ственными различиями в характере спектров нейтронов для каждой из них. При этом спектры в обеих зонах существенно отличаются от начального. В литературе это явление называют трансформацией спектра и потоковых па­раметров поля нейтронного излучения.

Плотностью потока нейтронов φ_н называют отношение потока ней­тронов dF, проникающих в элементарную сферу, к площади центрального се­чения dS этой сферы:

φ_н = dF/dS = dN (dSdt), с^–1 · м^–2 , ( 1.44)

где dN/dt = F – поток нейтронов, с^–1 .

Флюенсом (переносом) нейтронов Ф_н называют отношение числа ней­тронов dN, проникающих в элементарную сферу, к площади центрального сечения dS этой сферы:

Ф_н = dN/dS, м^–2. (1.45)

По мере удаления от места взрыва происходит весьма значительное уменьшение и флюенса, и плотности потока нейтронов. На расстояниях от центра взрыва, которые представляют интерес при оценке биологического действия нейтронов, флюенс нейтронов может быть до 10¹⁵ – 10²⁰ м^–2, а плот­ность потока – до 10¹² – 10²² м^–2 · с^–1. Наиболее значительные изменения спектра нейтронов происходят в зо­не взрыва, которая представляет собой область пространства, радиусом 2 – 3 длины свободного пробега.

Длина свободного пробега (длина релаксации) R_н численно равна ли­нейной толщине слоя вещества, при прохождении которого плотность потока нейтронов уменьшается в е = 2,718 раза. При экспоненциальном законе ос­лабления потока нейтронов из выражения

φ_н = φ_{но ·} е^–μx, (1.46)

где φ_н и φ_но – плотности потока нейтронов: начальная и после прохож­дения слоя вещества толщиной х см;

μ – линейный коэффициент ослабления, см^–1, следует, что

R_н = 1/. (1.47)

Для воздуха длина релаксации нейтронов проникающей радиации со­ставляет около 200 м. С учетом последнего радиус зоны взрыва в инженер­ных расчетах принимают равным 400 – 600 м.

Вследствие протекающих процессов взаимодействия нейтронов с мате­риалом боеприпаса и воздухом их спектр на границе зоны взрыва становится более равномерным, чем начальный. Доля быстрых нейтронов в суммарном потоке проникающей радиации для разных типов боеприпасов и видов ядер­ных взрывов понижается до 25 – 40% (в начальном – 60 – 90% и более), доля промежуточных и тепловых нейтронов вырастает до 30 – 70% и 3 – 40% соот­ветственно.

В последующем в равновесной зоне спектр нейтронов претерпевает из­менения (в основном по группе быстрых нейтронов), величина которых незначительна. В связи с этим при инженерных расчетах принимают долю ней­тронов разных энергетических групп в суммарном потоке проникающей ра­диации в данной зоне на различных расстояниях от центра взрыва как вели­чину постоянную. Такой спектр нейтронов называют равновесным, а область пространства, где он имеет место, равновесной зоной.

Явление равновесного спектра объясняется сочетанием различных про­цессов взаимодействия, претерпеваемых нейтронами при прохождении ими слоя воздуха. Так, потеря медленных нейтронов за счет их захвата, например, ядрами азота, компенсируется в процессах упругого рассеяния, вызывающих замедление быстрых нейтронов. Вследствие этого относительное количество нейтронов, обладающих каким-либо определенным уровнем энергии, оказы­вается в основном постоянным на всех расстояниях от центра взрыва, пред­ставляющих практический интерес. Однако общее количество нейтронов, приходящихся на единицу площади в данной точке пространства тем меньше, чем дальше это точка от центра взрыва.

Поток нейтронов, имеющий равновесное энергетическое распределе­ние, воздействует на личный состав, расположенный на открытой местности. Практически такого же спектра нейтронный поток будет воздействовать при ядерных взрывах на людей, находящихся в автомашинах и бронетранспорте­рах, поскольку в этих видах военной техники трансформация спектра не су­щественна. При прохождении же нейтронного потока через защитные толщи полевых убежищ и укрытий, объекты бронетанковой техники с подбоем на­ряду с его сильным ослаблением могут существенно изменяться и соотноше­ния между потоками нейтронов различных энергетических групп, т.е. равно­весное энергетическое распределение нарушается.

Взаимодействие нейтронов с веществом

Образующиеся при реакциях деления и синтеза нейтроны взаимодейст­вуют в последующем с ядрами вещества окружающей среды: конструктив­ных элементов боеприпаса, атмосферы и подстилающей поверхности. В зави­симости от энергии нейтронов и вида ядер, с которыми они взаимодействуют, могут протекать процессы упругого и неупругого рассеяния, радиационного захвата и ядерных превращений. Обобщенная схема процессов взаимодейст­вия нейтронов с веществом показана на рис. 19.

В процессе упругого рассеяния (рис. 19) нейтрон меняет свое направление движения, а часть его кинетической энергии передается ядру отдачи. Средняя энергия Е_ср, передаваемая нейтроном ядру отдачи, имеет величину

(1.48)

где М – масса ядра мишени;

m и Е₀ – масса и начальная энергия нейтрона.

Рис. 19. Схема взаимодействия нейтронов с веществом: 1 – упругое рассеяние; 2 – неупругое рассеяние; 3 – радиационный захват

Упругое рассеяние могут претерпевать нейтроны с любой начальной энергией. При этом, как показывает выражение (1.48), чем легче ядра-мишени поглощающей среды (чем меньше величина М), тем большая доля начальной энергии нейтрона Е₀ передается им в единичных актах упругого рассеяния. Данное обстоятельство объясняет большую эффективность легких материа­лов по сравнению с тяжелыми в снижении энергии нейтронов до тепловой и соответственно ослаблении нейтронного излучения. В частности (таблица 8), длина свободного пробега (длина релаксации) R_н нейтронов с энергией 4 МэВ в полиэтилене примерно в 3 раза меньше, чем в свинце.

Таблица 8

Длина свободного пробега нейтронов (Е = 4МэВ)

в различных материалах, см

Полиэтилен	Вода	Железо	Свинец
5,5	6,3	7,6	15

Образующаяся при взаимодействии нейтрона с ядром составная систе­ма (вторая стадия на рис. 19) находится в возбужденном состоянии. Энергия составного ядра равна сумме кинетической энергии первичного нейтрона и вносимой при его поглощении исходным ядром вещества энергии связи (по­рядка 7 – 10 МэВ). Время жизни такой составной системы около 10^–17 с. В по­следующем данная система может претерпевать разнообразные ядерные ре­акции, по конечным результатам которых определяют вид взаимодействия в целом и его название.

Процесс взаимодействия, при котором составное ядро испускает ней­трон с меньшей, чем у первичного нейтрона, энергией, и при этом продолжает оставаться в возбужденном состоянии, называют неупругим рассеянием. При этом процессе остающееся возбужденное ядро переходит в основное состоя­ние с испусканием гамма-кванта. Из схемы процесса неупругого рассеяния следует, что данный вид взаимодействия могут претерпевать лишь нейтроны, начальная энергия которых больше энергии возбуждения ядра. В силу этого данный процесс имеет практическое значение только для быстрых нейтронов при распространении их в веществах с большой атомной массой.

Радиационный захват является специфическим видом взаимодействия тепловых нейтронов с тяжелыми ядрами. При поглощении теплового нейтро­на исходным ядром образуется ядро нового нуклида в возбужденном состоя­нии. Переход его в основное состояние сопровождается испусканием гамма-кванта, называемого захватным. Энергия захватных гамма-квантов может иметь величину порядка до 1 – 6 МэВ. Возникающий при радиационном за­хвате новый нуклид может быть как стабильным, так и радиоактивным, на­пример:

Ядерные превращения нестабильной составной системы могут проис­ходить с вылетом различных (α, р, d и др.) частиц. Такой процесс наиболее вероятен для быстрых нейтронов, взаимодействующих с легкими ядрами, на­пример, ¹⁶О(η,ρ)¹⁶N. Для медленных и тепловых нейтронов ядерные превра­щения с вылетом заряженных частиц маловероятны, за исключением четырех случаев, а именно: ⁶Li(η,α)³ H; ¹⁰B(η,α)⁷Li; ³Не(η,ρ)³Н и ¹⁴N(η,ρ)¹⁴C. При взаимодействии нейтронов с ядрами тяжелых трансурановых элементов воз­можно деление составной системы на два осколка. Такой исход наиболее вероятен для тепловых нейтронов при их взаимодействии с ядрами, имеющими нечетную атомную массу (уран-233, -235; плутоний-239, -241), а для быстрых – четную атомную массу.

Таким образом, из обобщенной схемы процессов взаимодействия ней­тронов с веществом следует, что теряемая нейтронами энергия Е_н преобразу­ется в конечном итоге в энергию вторичного фотонного Е_γ и (или) корпуску­лярного Е_ρ излучений, а также в кинетическую энергию ядер отдачи Е_я._о., т.е.

Е_н = Е + Е_ρ + Е_я._о. (1.49)

При этом распределение энергии Е_н нейтронов между различными ви­дами вторичного излучения и ядрами отдачи зависит от величины начальной энергии нейтронов и вида поглощающей среды. Например, при воздействии быстрых нейтронов на биологическую ткань примерно до 90% их энергии передается ядрам отдачи (80% – ядрам водорода и по 3,3% – углерода, азота и кислорода), а 5 – 10% – гамма-квантам.

Переданная заряженным частицам и ядрам отдачи энергия нейтрона расходуется в последующем на ионизацию и возбуждение атомов погло­щающей среды непосредственно вблизи места взаимодействия. Образующие­ся в процессах взаимодействия фотоны и нейтроны большую долю своей энергии расходуют вне рассматриваемого объема поглощающего вещества.

Гамма-излучение проникающей радиации

Радиационные характеристики гамма-излучения

По происхождению и времени высвечивания гамма-излучение прони­кающей радиации ЯВ можно разделить на несколько составляющих, из кото­рых основными являются:

мгновенное гамма-излучение, образующееся главным образом в цеп­ных реакциях деления и синтеза;

вторичное гамма-излучение, возникающее в процессах неупругого рас­сеяния и захвата нейтронов ядрами элементов окружающей среды (второе название – захватное гамма-излучение);

осколочное гамма-излучение, возникающее вследствие радиоактивного распада осколков деления.

Вторичное и осколочное гамма-излучения при решении ряда практиче­ских задач рассматривают совместно как запаздывающую составляющую гамма-излучения проникающей радиации.

Непосредственно при ядерном взрыве в течение 10^–7 – 10^–5 с (т.е. до раз­лета и испарения конструкции боеприпаса) происходит испускание мгновен­ных гамма-квантов. На один акт деления испускается около 7 гамма-квантов с общей энергией примерно 7,8 МэВ. Средняя энергия мгновенных гамма-квантов равна приблизительно 1 – 1,1 МэВ.

Поскольку мгновенные гамма-кванты испускаются почти полностью до момента полного разрушения боеприпаса, то они в значительной мере по­глощаются материалами его корпуса. Вследствие этого в течение первой ми­нуты после воздушного или наземного ЯВ число мгновенных гамма-квантов, наблюдаемых на одинаковом расстоянии от центра взрыва, оказывается при­мерно в 100 раз меньше, чем число запаздывающих. При этом спектр мгновенного гамма-излучения существенно трансформируется.

Если рассматривать процесс формирования импульса гамма-излучения ЯВ во времени, то мгновенные нерассеянные кванты в течение не­скольких наносекунд достигают максимальной мощности дозы, длительность импульса составляет обычно 10 нс, а затем рассеянные кванты совместно со вторичным и осколочным излучениями формируют спадающий в течение 10 – 20 с и более импульс с длинным "хвостом". Рассмотренный процесс формирования во времени импульса гамма-излучения наглядно объясняет тот факт, что с точки зрения формирования суммарных доз гамма-излучения на поверхности земли и оценки поражающе­го действия на личный состав вклад мгновенных гамма-квантов весьма мал и его не принимают во внимание. Однако при оценках поражающего действия гамма-излучения взрыва на различные объекты, и особенно на радиоэлек­тронные средства, важное значение имеет величина мощности дозы воздействующего излучения. В этом отношении мгновенное гамма-излучение имеет определяющее значение.

Эффективная длина релаксации для мгновенного гамма-излучения (λ_эф) (расстояние, при прохождении которого гамма-излучение ослабляется в е раз (е = 2,718 – основание натурального логарифма) в воздухе составляет 230 м.

Вторичное гамма-излучение, напомним, представляет собой совокуп­ность в основном гамма-квантов, образующихся при неупругом рассеянии и захвате (например, в реакции ¹⁴N(n,γ)¹⁵N) нейтронов ядрами атомов окру­жающей среды. Средние энергии "неупругого" и "захватного" гамма-излучения составляют примерно 1,2 и 6,5 МэВ. Вклад этих двух составляю­щих в общую дозу вторичного гамма-излучения сильно зависит от спектра нейтронов, условий и вида взрыва. Так, для нейтронов синтеза (Е_н = 14 МэВ), т.е. при термояде­рном взрыве и взрыве нейтронного боеприпаса, преобла­дающей (до 60 – 80%) является доза гамма-излучения, испускаемого при не­упругом рассеянии нейтронов в воздухе. Для нейтронов атомного взрыва ве­дущим (до 90%) будет захватное гамма-излу­чение, возникающее в воздухе и грунте. Зависимость соотношения рассматриваемых компонентов от различных факторов определяет многовариантность вида спектра вторичного гамма-излучения и его средней энергии.

Потоковые параметры вторичного гамма-излучения имеют гораздо меньшие количественные значения, чем мгновенного. Однако время его дей­ствия существенно больше. Так, "неупругое" гамма-излучение является ос­новным в интервале времени от 60 – 100 мкс до 1 мс, a "захватное" – от 1 мс до 0,3 – 0,5 с. Это соответственно определяет то, что величина вклада вторичного гамма-излучения в суммарную дозу всего гамма-излучения проникающей ра­диации значительно больше, чем мгновенного.

Из-за более высокой энергии вторичные гамма-кванты обладают повы­шенной, по сравнению с мгновенными, проникающей способностью. Вели­чина λ_эф для них равна 410 м. Тем не менее с учетом времени действия вто­ричное гамма-излучение (t ≤ 10^–1 с) имеет меньшую значимость по параметру мощности дозы, чем мгновенное, в воздействии на различные радиоэлектрон­ные средства.

Продукты деления, начиная с момента взрыва, создают при своем рас­паде поток "осколочного" гамма-излучения. Некоторые радионуклиды и их изомеры, обладающие временем жизни несколько нано- или микросекунд, дают гамма-кванты, входящие в состав мгновенного гамма-излучения. Час­тично осколочное гамма-излу­чение накладывается и на вторичное гамма-излучение. Начиная же со времени 0,3 – 0,5 с и далее осколочное гамма-излучение становится основным в потоке гамма-излучения проникающей ра­диации.

Изменение состава продуктов деления, происходящее с момента их возникновения, обусловливает изменение и спектра осколочного гамма-излучения и его средней энергии. На исходе первой секунды после взрыва ве­личина средней энергии осколочного гамма-излучения составляет около 2 – 2,4 МэВ, понижаясь в последующем до 1 – 1,3 МэВ к концу времени дейст­вия проникающей радиации.

Плотность потока энергии гамма-излучения осколков деления также довольно быстро уменьшается в первые секунды после взрыва за счет распа­да короткоживущих радионуклидов, а в дальнейшем изменение происходит более медленно.

Гамма-излучение проникающей радиации, образуемое рассмотренными выше составляющими (мгновенными, вторичными и осколочными гамма-квантами), имеет энергетический спектр, простирающийся до 12 МэВ. В про­цессе распространения гамма-излу­чения от места взрыва его спектр трансформируется, а плотность потока значительно уменьшается. Установлено, что наиболее вероятное значение энергии гамма-излучения проникающей ра­диации атомного взрыва на расстоянии 800 м составляет около 0,75 МэВ. При этом доля гамма-квантов с энергией менее 0,75 МэВ в суммарном потоке гамма-излучения составляет примерно 70%.

В заключение необходимо отметить, что характеристики ней­тронного и гамма-компонентов проникающей радиации и их составляющих весьма существенно зависят от типа ядерного боеприпаса, вида взрыва, его мощности и ряда других условий. В силу этого меняется и их роль в определении величины и характера радиационного воздействия на различные объекты.

Взаимодействие гамма-излучения с веществом

Образующиеся вследствие радиоактивных превращений новые ядра в большинстве случаев находятся в возбужденном состоянии. Переход этих ядер в основное состояние или состояние с меньшей энергией сопровождает­ся испусканием гамма-квантов, т.е. по своей природе гамма-излучение имеет внутриядерное происхождение.

Гамма-излучение представляет собой электромагнитные колебания с длиной волны менее 10^–10 м. При прохождении через вещество гамма-кванты взаимодействуют с электронами и ядрами атомов и электромагнитным полем этих заряженных частиц. Известно 12 различных типов взаимодействия гам­ма-квантов с веществом. Однако в области энергий гамма-квантов от 20 кэВ до 10 МэВ, к которой относятся фотоны большинства источников, представ­ляющих практический интерес для войсковой дозиметрии, основными про­цессами взаимодействия с веществом являются фотоэлектрический эффект, комптоновское рассеяние и образование электроно-позитронных пар. Схема­тично процессы взаимодействия гамма-квантов с веществом показаны на рис. 20.

Рис. 20. Схема процессов взаимодействия гамма-квантов с веществом: а – фотоэффекта; б – комптоновского рассеяния; в – эффекта образования пар.

Фотоэлектрический эффект является таким процессом взаимодействия гамма-излучения с веществом, когда налетающий гамма-квант полностью по­глощается атомом. Его энергия передается одному из орбитальных электронов, и в случае если полученная энергия превышает энергию связи электрона с ядром, электрон покидает атом. Вылетающий вследствие данного процесса из атома электрон называют фотоэлектроном.

Кинетическая энергия фотоэлектрона равна энергии поглощенного гамма-кванта за вычетом энергии связи электрона на данной орбитали. В большинстве случаев энергия связи существенно меньше энергии гамма-кванта, и поэтому в первом приближении кинетическую энергию фотоэлек­трона считают равной энергии поглощенного фотона. Эта энергия в дальней­шем расходуется фотоэлектронами в процессах взаимодействия, аналогичных процессам взаимодействия бета-частиц с веществом.

Появившийся после выбивания фотоэлектрона свободный уровень за­полняется электроном с более высокой орбитали, и акт фотопоглощения за­вершается испусканием вторичного низкоэнергетического характеристиче­ского излучения. Вероятность протекания процесса фотоэлектрического эффекта прямо пропорциональна четвертой степени атомного номера поглощающего веще­ства и обратно пропорциональна третьей степени энергии взаимодействую­щего гамма-кванта. Поэтому фотоэффект наиболее характерен для гамма-квантов малых энергий и тяжелых материалов.

Эффект Комптона (некогерентное рассеяние фотонов на свободном и покоящемся электроне) представляет собой такой процесс, при котором гам­ма-квант рассеивается атомным электроном с передачей ему части энергии, вследствие чего электрон вырывается из атома. Вылетающий в результате данного процесса из атома электрон называют комптоновским электроном, или электроном отдачи.

В соответствии со схемой комптоновского эффекта перво­начальная энергия гамма-кванта Е₀ распределяется в произвольном соотно­шении между рассеянным под некоторым углом гамма-квантом и электроном отдачи. Максимальная энергия теряется первичным гамма-квантом и соответ­ственно передается комптоновскому электрону при рассеянии фотона в об­ратном направлении. В этом случае энергия рассеянного назад гамма-кванта определяется выражением:

(1.50)

показывающим, что она не может превышать 0,255 МэВ независимо от на­чальной энергии первичного фотона. При рассеянии на дру­гие углы, меньшие 180º, максимальное значение энергии рассеянного гамма-излучения возраста­ет вплоть до значения Е₀ при угле 0º.

Взаимодействие с электронами других атомов приводит к дальнейшему уменьшению энергии рассеянного гамма-кванта. Конечной стадией его по­глощения является обычно фотоэффект.

Энергия комптоновских электронов расходуется в процессах, характер­ных для взаимодействия заряженных частиц с веществом, т.е. в основном на ионизацию и возбуждение нейтральных атомов поглощающей среды.

Эффект Комптона является наиболее вероятным процессом взаимодей­ствия при распространении гамма-квантов радиоактивных продуктов ядер­ных взрывов и аварий радиационно опасных объектов в воздухе и других легких и средних по атомной массе (z/A ≈ 0,5) материалах.

Эффект образования пар заключается в том, что гамма-квант в поле яд­ра (значительно реже в поле атомного электрона) может превратиться в электронно-позитронную пару, которой передается вся энергия Е₀ первичного гамма-кванта. Так как энергия покоя электрона или позитрона равна 0,51 МэВ, то данный процесс имеет энергетический порог, равный 2m_ес² = 1,022 МэВ. Избыток энергии первичного гамма-кванта

Е = Е₀ – 1,022, МэВ (1.51)

распределяется поровну между позитроном и электроном, испускаемыми преимущественно в том же направлении, в каком двигался падающий гамма-квант. Эту энергию позитрон и электрон расходуют на ионизацию среды. Свободный позитрон при уменьшении его энергии до тепловой в присутствии электронов среды нестабилен и быстро рекомбинирует с одним из них. Ис­чезновение позитрона в этом процессе аннигиляции сопровождается излучением эквивалентного количества энергии в виде гамма-излучения.

Вероятность эффекта образования пар монотонно возрастает от нуля при пороговой энергии Е = 1,022 МэВ, изменяется приблизительно линейно с ростом энергии фотонов и прямо пропорциональна квадрату атомного номера вещества поглощающей среды, т.е. данный процесс имеет место преиму­щественно для гамма-излу­че­ния больших энергий и тяжелых материалов.

Таким образом, из физической сущности рассмотренных процессов следует, что исходная энергия гамма-квантов в первичных актах их взаимо­действия с веществом преобразуется частично в кинетическую энергию заря­женных частиц, а частично – в энергию вторичного (рассеянного) фотонного излучения, распространяющегося во всех направлениях (рис. 21).

Рассеяние может быть многократным, в результате чего гамма-кванты меняют направление своего движения и способны поражать людей, находя­щихся в укрытиях открытого типа и за различными преградами.

Рис. 21. Изменение траектории гамма-квантов при взаимодействии со средой

В последующих процессах взаимодействия заряженных частиц с веще­ством имеют место ионизационные и радиационные потери их кинетической энергии. С точки зрения защиты от гамма-излучения имеют значение все ви­ды потерь и преобразований его первоначальной энергии. Для дозиметрии же фотонного излучения особенно существенна та часть энергии гамма-квантов, которая преобразуется в кинетическую энергию заряженных частиц.

Распределение первоначальной энергии гамма-излучения между раз­личными видами вторичного излучения и характер ослабления в связи с этим его плотности потока определяются соответствующими коэффициентами ос­лабления и передачи энергии.

Основы биологического действия ионизирующего излучения

Биологическое действие ионизирующего излучения основано на по­глощении энергии излучения в организме человека. При этом происходит це­лый ряд процессов на различных уровнях его организации (молекулярном, субклеточном, клеточном, тканевом, органном), которые в конечном счете приводят к радиационному поражению живого организма. Характер и тя­жесть такого поражения определяются характеристиками полей ионизирую­щих излучений, особенностями взаимодействия их с биологической тканью и реакцией организма на облучение.

Следует отметить, что механизм действия ионизирующего излуче­ния на живой организм очень сложный и пока еще до конца не выяснен. Хорошо известно, что поглощенная энергия излучения преобразуется в энергию цело­го ряда химических реакций. Однако что касается первичных биофизических процессов, происходящих в клет­ках, тканях и организме в целом, то в на­стоящее время единой научно обоснованной теории пока еще нет. Существу­ет ряд гипотез, объясняющих определенный круг явлений, сопровождающих поглощение энергии ионизирующего излучения в биологической ткани, но ни одна из них не может считаться общепризнанной.

Изучением общих закономерностей биологического действия ионизи­рующего излучения занимается радиобиология. В данном учебном пособии конспективно освещаются некоторые вопросы из этой области в той мере, в которой необходимо привлечение радиобиологических данных, чтобы дать адекват­ную количественную оценку облучения человека.

Основным структурным элементом организма, в котором происходят процессы, необходимые для поддержания жизни, является биологическая клетка, и от того, как она реагирует на ионизирующее излучение, зависит, в конечном счете, исход облучения человека. Изменения генетического аппара­та клетки, кинетики клеточного деления и взаимодействия клеток нарушают функции тканей и органов, а эти нарушения приводят к различным пораже­ниям организма.

Радиочувствительность клеток в значительной мере зависит от скоро­сти протекающих в них обменных процессов. Клетки, для которых характер­ны интенсивно протекающие биосинтетические процессы, высокий уровень окислительного фосфолирования и значительная скорость роста, обладают более высокой радиочувствительностью, чем клетки, пребывающие в стацио­нарной фазе. Таким образом, наиболее чувствительными к излучению явля­ются клетки красного костного мозга, гонады, а наименее – клетки нервной, костной ткани.

Особенность биологического действия излучения заключается в том, что наряду с деструктивными процессами в живой материи происходят и процессы восстановления. Поэтому конечный результат облучения является итогом совокупного действия этих двух конкурирующих процессов.

Относительная биологическая эффективность

ионизирующих излучений

Стремление учесть пространственно-временную неоднородность при облучении привело к выделению ряда факторов, модифицирующих биологи­ческий эффект при одной и той же дозе: вид ионизирующего излучения, мощность дозы излучения, фракционирование дозы и т. п. Исторически сло­жилось так, что сначала обнаружили влияние на биологический эффект вида ионизирующего излучения при одинаковой поглощенной дозе. Это свойство излучения стали называть его качеством. Оказалось, что даже иони­зи­ру­ющие частицы одного вида, но разных энергий имеют разное качество.

В 1935 г. было введено понятие относительной биологической эффек­тивности (ОБЭ), которая стала использоваться для количественной оценки качества ионизирующего излучения. Это была первая попытка количественно охарактеризовать влияние качества иони­зирующего излучения на результаты воздействия на облучаемый биообъект.

Под ОБЭ излучения понимают отношение поглощенной дозы образцо­вого излучения, вызывающего определенный биологический эффект, к по­глощенной дозе рассматриваемого вида излучения, вызывающего тот же биологический эффект. Значение ОБЭ (коэффициент ОБЭ – f_обэ) вычисля­ют по формуле:

f_обэ = D₀/D_x , (1.52)

где D₀ – доза образцового излучения, Гр;

D_x – доза рассматриваемого излучения, Гр.

В качестве образцового излучения обычно используют рентгеновское излучение с граничной энергией 180 – 250 кэВ.

В современном представлении величина коэффициента ОБЭ зависит не только от вида излучения и его энергии, но и от исследуемого биологическо­го эффекта, а также от множества других факторов: величины и мощности дозы, режима фракционирования, содержания в биологических тканях кисло­рода и т.п.

В качестве исследуемых биологических эффектов при определении ко­эффициентов ОБЭ используются в зависимости от ситуации облучения пора­жение наиболее радиочувствительных органов, сокращение продолжительно­сти жизни, развитие злокачественных новообразований, лучевые катаракты и др.

Так, в таблице 9 приведены значения коэффициентов ОБЭ различных видов излучений для смертельных эффектов.

Таблица 9

Значения коэффициентов ОБЭ различных видов

ионизирующих излучений для смертельных эффектов

Вид излучения	Коэффициент ОБЭ
Рентгеновское излучение	1,0
Гамма-излучение кобальта-60	0,7 – 1,0
Гамма-излучение энергией 4 МэВ	0,7
Бета-излучение с граничной энергией спектра 18,6 кэВ	1,7
Быстрые нейтроны	1,2 – 3,2
Нейтроны спектра деления	2,0 – 3,7
Тепловые нейтроны	2,3 – 2,4
Альфа-излучение	1,3 – 1,5

Радиационные эффекты облучения

Радиационные эффекты, которые проявляются при облучении организ­ма человека, делятся на две группы: соматические и наследуемые.

Соматическими (sōma по-гречески "тело") называются эффекты, от­носящиеся к телу и состоянию здоровья самого облучаемого. Эти эффекты охватывают широкий диапазон воздействий: от временного покраснения ко­жи при облучении поверхности тела до летального исхода.

Наследуемые эффекты затрагивают гены, передающие наследственные характеристики. Такие эффекты возникают в результате мутаций (от латин­ского mutatio – изменение, перемена) и других нарушений в половых кле­точных структурах, ведающих наследственностью. Наследуемые эффекты могут проявляться на протяжении многих поколений и чаще всего связаны с деградацией потомства.

На рис. 22 и 23 приведена классификация возможных последствий облучения в малых и больших дозах.

Рис. 22. Классификация радиационных эффектов облучения людей при D < 0,25 Гр

Соматические и наследуемые эффекты, относящиеся к малым дозам облучения, проявляются стохастически вследствие биологической вариабильности организмов и их функциональных систем. Эти эффекты очень трудно обнаружить из-за малой вероятности проявления и сложности опреде­ления на фоне аналогичных эффектов нерадиационной природы. В общем случае их вероятность мало зависит от мощности дозы и возрастает с увели­чением дозы, однако остается достаточно малой даже при сравнительно больших дозах.

Основными соматическими эффектами при облучении в малых дозах являются злокачественные новообразования, включая лейкозы (рак крови), и сокращение продолжительности жизни. В основе ракового перерождения клетки лежит изменение ее наследственного аппарата – молекул ДНК. Преж­девременное старение, приводящее к сокращению продолжительности жизни, как полагают, связано с накоплением дополнительного груза вредных мута­ций в клетках организма.

Рис. 23. Классификация радиационных эффектов облучения людей при D ≥ 0,25 Гр

К наследуемым эффектам относятся генные мутации и хромосомные аберрации. Известно около 1500 различных наследственных заболеваний, обусловленных этими эффектами, причем ведущая роль в них принадлежит генным мутациям.

При облучении в больших дозах (D ≥ 0,25 Гр) в различные сроки раз­виваются изменения в органах и тканях организма. Их причиной также явля­ются разнообразные изменения клеток, имеющие случайный (стохастиче­ский) характер. Однако в силу большого количества таких клеток возникаю­щие в этом случае радиационные эффекты обладают принципиальной осо­бенностью. Она состоит в том, что как вероятность их возникновения, так и степень тяжести возрастают с дозой выше некоторого клинического порога. Обусловленные подобными процессами, имеющие пороговый характер про­явления радиационные эффекты называются детерминированными.

Существующее многообразие таких изменений определяется многими факторами: видом облучения (общее или местное, внешнее или от инкорпо­рированных радионуклидов), временным фактором (однократное, повторное, пролонгированное, хроническое облучение), пространственным фактором (равномерное или неравномерное облучение, облучаемый объем и конфигурация облу­ченного участка).

Из всех радиационных эффектов облучения в больших дозах принято выделять реакции со стороны отдельных систем организма и острую лучевую болезнь при однократном относительно равномерном облучении, острые лу­чевые поражения при неравномерном облучении, хроническую лучевую бо­лезнь.

Реакции со стороны отдельных систем организма могут появиться при дозах 0,25 – 1 Гр. Их проявление характеризуется временным изменением со­става крови, а при дозах 0,5 – 1 Гр – появлением дополнительно чувства уста­лости, иногда рвоты. Последствия таких эффектов благополучные. Состав крови и состояние здоровья обычно нормализуются.

Острая лучевая болезнь развивается при общем облучении организма в дозе более 1 Гр. В диапазоне доз до 2 Гр преобладает легкая форма лучевой болезни – I степени тяжести, при 2 – 4 Гр – II (средней) степени, при 4 – 6 Гр – III (тяжелой) степени, а при дозах выше 6 Гр острую лучевую болезнь оцени­вают как крайне тяжелую, IV степени. Вероятность развития острой лучевой болезни той или иной степени тяжести при данной дозе определяется инди­видуальной радиочувствительностью организма.

В начальном течении острой лучевой болезни различают 4 фазы: пер­вичной острой реакции, кажущегося благополучия (скрытая, или латентная), выраженных последствий (разгара болезни) и раннего восстановления. Если человек выздоровел после лучевой болезни, то ему еще угрожают отдельные последствия облучения в виде постепенного перерождения сильно облучен­ных тканей, а также рассмотренных ранее стохастических эффектов, но с большей вероятностью.

Первичная реакция организма человека возникает в зависимости от до­зы в первые минуты (часы) и проявляется в таких симптомах, как покраснение кожи и склеры глаз, повышенная утомляемость, общая слабость, головная боль, бессонница, потеря аппетита, тошнота, рвота, спутанность сознания. Иногда ощущается сухость и горечь во рту. При равномерном облучении ор­ганизма в дозе 0,5 Гр перечисленные симптомы не наблюдаются, они нарас­тают последовательно и постепенно с увеличением дозы. Тошнота появляется при облучении в дозе 1 Гр, сильная рвота – свыше 2 Гр. Продолжительность этой первой фазы лучевой болезни 1 – 4 дня.

По первичной реакции можно прогнозировать острую лучевую болезнь. Так, у лиц, наиболее тяжело пострадавших при взрыве атомных бомб в Япо­нии, первичная реакция (с тошнотой и рвотой) возникала через 0,5 – 3 ч и продолжалась в течение 3 – 4 дней.

Неблагоприятными в прогностическом отношении признаками, предо­пределяющими крайне тяжелую степень острой лучевой болезни, являются: развитие шокоподобного состояния с падением артериального давления, кратковременная потеря сознания, повышенная температура, понос.

Наступление фазы кажущегося благополучия характеризуется улучше­нием и даже нормализацией самочувствия. Кажущееся или, как говорят, мнимое благополучие может быть легко выявлено при исследовании крови, в которой в это время происходят интенсивные изменения. Продолжительность этой фазы зависит от тяжести поражения и колеблется у человека от 14 до 32 суток. При очень тяжелых формах поражения (>10 Гр) она вообще отсутствует.

К концу латентного периода самочувствие больных вновь резко ухуд­шается, нарастает слабость, повышается температура. Развивается тяжелая картина заболевания (разгар болезни). В этот период основную угрозу жизни облученных составляют опасности кровотечений в жизненно важных органах и возникновения инфекционных осложнений. У больных, подвергшихся ле­чению, третья фаза острой лучевой болезни продолжается от одной до трех недель, а затем в случаях с благоприятным исходом переходит в четвертую фазу – восстановление. Начало фазы раннего восстановления характеризуется нормализацией температуры, улучшением самочувствия. Прекращается кро­воточивость и происходит постепенное восстановление показателей крови. Продолжительность фазы восстановления 2 – 2,5 месяца.

Рассмотренный вариант типичной острой лучевой болезни при общем относительно равномерном внешнем облучении, очевидно, будет встречаться не так часто. В большинстве случаев воздействия ионизирующих излучений на личный состав войск, вероятнее всего, будут возникать те или иные типы неравномерного облучения. Так, особенности радиационной обстановки, воз­никшей в результате аварии на Чернобыльской АЭС, обусловили развитие своеобразной формы острой лучевой болезни, возникшей в основном от соче­тания общего относительно равномерного гамма-облучения всего тела с бета-облучением обширных участков кожного покрова и частично с ингаляцион­ным поступлением смеси радионуклидов внутрь организма.

Различают два крайних случая неравномерного облучения. Первый свя­зан с неравномерностью распределения поглощенной дозы в результате ос­лабления ионизирующего излучения телом человека, а второй – с экраниро­ванием (случайным или специальным) отдельных частей организма. Между этими крайними примерами могут встречаться самые разнообразные вариан­ты. Во всех случаях появление разнообразных форм острого лучевого пора­жения при неравномерном облучении будет обусловлено поглощенной дозой в критическом органе.

Под критическим органом понимают орган, ткань или систему, ответ­ственные за исход заболевания, возникшего при данной форме лучевого по­ражения. Если при равномерном облучении гамма-излучением таким крити­ческим органом является система кроветворения, то при внешнем воздейст­вии в достаточно больших дозах бета-излучения критическим органом оказы­вается кожа, площадь и степень ожогов которой в первую очередь определя­ют исход поражения организма.

В настоящее время известно немало примеров поражения человека при сильном неравномерном, преимущественно локальном облучении в различ­ных дозах, когда критическими оказываются самые различные органы и тка­ни.

Самостоятельной формой лучевого поражения является хроническая лучевая болезнь. Она, как и острая лучевая болезнь, характеризуется фазностью течения, особенностями проявления, связанными с неравномерностью облучения, и также имеет отдаленные последствия. Этот радиационный эф­фект развивается при дозах 0,7 – 1 Гр и длительном облучении с мощностью дозы 0,001 – 005 Гр/сут.

Оценка поражения при внешнем облучении в больших дозах

Внешнее облучение является наиболее типичным случаем воздействия ионизирующего излучения в больших дозах при применении ядерного ору­жия. В момент ядерного взрыва личный состав может оказаться в полях гам­ма- и нейтронного излучения, а при действии на радиоактивно зараженной местности опасность внешнего облучения будет обусловлена в основном гамма-излучением.

Из рассмотренных радиационных эффектов видно, что определяемые величины, которые необходимо использовать в качестве критериев для оцен­ки уровня облучения в больших дозах, должны адекватно отражать тяжесть поражения, вероятность выживания, тяжесть первичной реакции, сроки ее проявления, сроки разгара острой лучевой болезни и выздоровления. Для оценки острого лучевого поражения выбранный критерий должен отражать тяжесть локального поражения и сроки его проявления.

Вместе с тем встречаются такие трудности, которые связаны с необхо­димостью знания распределения дозовой нагрузки по телу человека, характе­ризующего особенности поражения. Не установлено количественной зависи­мости между дозовой нагрузкой на отдельные части организма и проявлени­ем первичной реакции. Практически невозможно учесть относительную био­логическую эффективность нейтронного излучения проникающей радиации.

Специальное совещание экспертов МАГАТЭ (Международного агент­ства по атомной энергетике) в 1969 г. пришло к выводу, что еще не найдены дозиметрические критерии для оценки облучения людей в больших дозах, и рекомендовало характеризовать условия такого облучения максимальным по телу значением поглощенной дозы, компонентным составом дозы и ее рас­пределением по телу человека.

Действительно, поглощенная доза достаточно адекватно характеризует степень воздействия ионизирующих излучений на широкий класс объектов, в том числе биологических, и в частности человека. Это та универсальная энергетическая величина, которая является, по современным представлениям, мерой воздействия на ткани человека всех видов ионизирующего излучения, встречающихся при применении ядерного оружия.

Анализ возможных условий облучения показывает, что для целей оценки боеспособности по радиационному фактору, ранней диагностики сте­пени тяжести лучевых поражений личного состава и медицинской сортиров­ки пораженных на этапах медицинской эвакуации поглощенную дозу доста­точно измерять в одной точке в области расположения наиболее радиочувст­вительных органов и систем организма человека, где она может принимать максимальные значения.

Компонентный состав дозы, учитывающий только гамма- и нейтронное излучение проникающей радиации, определяется с помощью установленных коэффициентов, характеризующих относительную биологическую эффектив­ность излучений ядерного взрыва наиболее вероятного спектрального соста­ва. В этом случае используется понятие биологически взвешенной дозы, ко­торая представляет собой среднее значение поглощенной дозы гамма-излучения и нейтронного излучения в фантоме человеческого торса с учетом повышенного биологического воздействия нейтронного излучения. При этом повышенное биологическое воздействие учитывается с помощью коэффици­ента относительной биологической эффективности f_обэ , равного для гамма-излучения единице, а для нейтронного излучения принимающего значения 1 < f_oбэ < 4 в зависимости от энергии нейтронов.

Для равновесного спектра проникающей радиации средний коэффици­ент относительной биологической эффективности для соматических пораже­ний составляет 1,8. Для определения биологической взвешенной дозы значе­ние поглощенной дозы необходимо умножить на установленный коэффици­ент f_обэ:

D_б = f_{oбэ ·} D, (1.53)

где D_б – биологически взвешенная доза, Гр;

D – поглощенная доза, Гр;

f_обэ – коэффициент относительной биологической эффективности.

Так как D_б получается из поглощенной дозы, измеренной в греях и ум­ноженной на безразмерный коэффициент, она измеряется также в греях.

Концепция биологически взвешенной дозы используется при определении выхода из строя личного состава от воздействия проникающей радиации при разме­щении на открытой местности, в неукрытых подвижных объектах военной техники и транспортных средствах. Поглощенная доза и биологически взве­шенная доза отражают случай острого облучения, т.е. об­лучения, заканчивающегося за время, в течение которого восстановительные процессы на биологических этапах действия излучения еще не успевают про­явиться в заметной степени.

Если облучение продолжается длительное время, процессы восстанов­ления могут существенно снизить его вредное воздействие на организм. Та­кой режим облучения будет типичным в случае пребывания личного состава на радиоактивно зараженной местности. Поэтому для определения степени тяжести лучевых поражений личного состава и проведения соответствующих оперативно-тактических и медицинских мероприятий необходимо оценивать биологическую эффективность поглощенной дозы с учетом восстановитель­ных функций организма.

Изучение чувствительности организма к повторному облучению, про­изводимому в разные сроки после первоначального радиационного воздейст­вия, показало, что в лучевом поражении можно выделить две части: невос­станавливаемую, сохраняющуюся неопре­­деленное время, и восстанавливае­мую, уменьшающуюся со временем по экспоненциальному закону, неизмен­ному в широком диапазоне доз.

Для характеристики протяженного облучения человека в больших до­зах используется эффективная (остаточная) доза, которая определяется по формуле:

D_эф = D · [λ + (l – λ) · e^–bt], (1.54)

где D_эф – эффективная доза, Гр;

D – поглощенная доза, Гр;

λ – доля по­глощенной дозы, характеризующая необратимую часть лучевого поражения;

b – коэффициент, характеризующий скорость восстановления от поражения, сут^–1;

t – время, прошедшее после облучения, сут.

В формуле (1.54) D_эф – дозиметрический критерий части лучевого по­ражения, сохранившейся через время t после кратковре­менного облучения в дозе D. Вместо поглощенной дозы D в данной формуле может быть и биоло­гически взвешенная доза D_б.

Коэффициенты λ и b зависят от состава излучения. Для гамма- и ней­тронного излучения они могут принимать значения λ = 0,1 – 0,4 и b = 0,015 – 0,025 сут^–1. Обычно используют значения λ = 0,1 и b = 0,024 сут^–1.

Однако имеющиеся знания о точном виде функции эффективной дозы и значениях ее параметров для человека пока недостаточны. Не хватает надеж­ных сведений о параметрах восстановления разных критических органов для разных эффектов облучения.

Оценка поражения при контактном облучении

В боевой обстановке возможно радиоактивное заражение тела человека в момент выпадения осадков из облака ядерного взрыва, при пылеобразовании, а также в результате непосредственного контакта с зараженными объек­тами. Наиболее опасным является заражение при выпадении радиоактивных осадков в период формирования радиоактивного следа. В некоторых таких случаях внешнее гамма-излучение не будет приводить к снижению боеспо­собности, а ведущую роль в формировании поражения будет играть бета-излучение.

Так, имеются расчетные оценки, основанные на анализе натурных ис­пытаний, согласно которым доза облучения кожи порядка 10 Гр может быть получена людьми, находящимися на следе радиоактивного облака, где доза гамма-излучения составит всего 0,2 Гр.

Таким образом, при внешнем воздействии слабопроникающего бета-излучения критическим органом становится кожа, площадь и степень ожогов которой в первую очередь определяют исход поражения организма. Нагляд­ным примером могут служить лучевые поражения кожи, наблюдавшиеся у жителей Маршалловых островов, японских рыбаков и американских военно­служащих, которые подверглись облучению от радиоактивных осадков после взрыва термоядерного устройства на атолле Бикини в марте 1954 г. Преобла­дающая роль облучения кожного покрова бета-излучением в исходе пораже­ния проявилась и при аварии на Чернобыльской АЭС у пострадавших, под­вергшихся воздействию газовой фазы выброса из поврежденного реактора.

В настоящее время уровни облучения кожи принято характеризовать значениями поглощенной дозы на глубине 70 мкм под ее поверхностью. Вблизи этой глубины, а точнее в слое между 50 и 100 мкм от поверхности, по существующим представлениям, находится наиболее радиочувствительная структура кожи.

Вместе с тем на практике используются величины, которые функцио­нально связаны с поглощенной дозой – плотность потока бета-частиц или поверхностная активность. Целесообразность использования этих величин обу­словлена тем, что измерять поглощенную дозу в коже, особенно при массо­вом дозиметрическом контроле, значительно труднее, чем измерять плот­ность потока частиц вблизи поверхности тела. Установленная единая дозовая функция позволяет корректно и физически обоснованно, учитывая все эф­фекты, сопровождающие прохождение излучения через тканеэквивалентное вещество, определять уровни бета-излучения кожи.

Так, для граничной энергии бета-излучения Е₀ ≥ 0,4 МэВ мощность до­зы в критическом слое связана с поверхностным загрязнением кожи соотношением 1,6 (мкГр/ч)/(Бк/см²) или 5,9 (рад/ч)/(мкКи/см²). При плотностях за­ражения кожи от 1,9 · 10⁴ Бк/см² (0,5 мкКи/см² ) до 5,6 · 10⁵ Бк/см² (15мкКи/см² ) продуктами ядерного взрыва возрастом 9 – 14 ч (при тканевой дозе до 8 Гр) клинически выраженных кожных поражений у человека, веро­ятно, наблюдаться не будет.

Если степень загрязненности поверхностей радионуклидами оценивает­ся плотностью потока бета-частиц, то для перехода от единиц активности к счетным единицам необходимо учитывать, что на три радиоактивных распада приходится одна бета-частица. Например, радиоактивному загрязнению, ха­рактеризующемуся поверхностной активностью 0,1 мкКи/см², соответствует плотность потока бета-частиц 7,4 · 10⁴ мин^–1 см². Отступление в некоторых случаях от единиц СИ оправдывается прежде всего легкостью запоминания, а также реальными размерами измеряемых полей бета- и альфа-излучений.

Так, например, в практике радиационной безопасности допустимые уровни загрязнения кожных покровов лиц, работающих с источниками иони­зирующего излучения, составляют для альфа-актив­ных радионуклидов 1 см^–2 мин^–1, а для бета-активных – 100 см^–2 мин^–1.

Оценка поражения инкорпорированными радионуклидами

Инкорпорированными называются такие радионуклиды, которые попа­ли внутрь живого организма.

Можно выделить три главных пути попадания радионуклидов в орга­низм человека: с пищей и водой в желудочно-кишечный тракт, через легкие и кожу.

Установлено, что в ближайший период после наземного, подземного, подводного, низкого воздушного и надводного ядерных взрывов наибольшее значение в качестве источников внутреннего облучения человека могут иметь изотопы йода, сепарированные молодые продукты деления и остеотропные (отлагаю­щиеся преимущественно в скелете) радионуклиды с относительно небольшим периодом полураспада (стронций-89, барий-140).

В позднем периоде после ядерного взрыва в результате радиоактивного распада короткоживущих радионуклидов относительно возрастает роль долгоживущих осколков деления, таких как стронций-90, цезий-137.

Одним из биологически важных компонентов смеси продуктов деления в ближайший период после ядерного взрыва является радиойод. Его особое значение в формировании внутреннего облучения объясняется сравнительно высоким выходом радиоактивных изотопов йода при реакциях деления тяже­лых ядер, особенностями миграции по звеньям биологической цепи и их ин­тенсивным накоплением в щитовидной железе человека. В некоторых случа­ях дозовые нагрузки на щитовидную железу за счет йода-131 могут достигать нескольких десятков и сотен грей, что может привести к острому радиацион­ному поражению данного органа. При этом доза сопутствующего гамма-излучения на радиоактивно зараженной местности не будет достигать пора­жающих величин.

В ближайший период после ядерного взрыва возможно поступление молодых продуктов ядерного взрыва с продуктами питания и водой. Вместе с тем следует учитывать, что более 50% от общего количества радиоактивных веществ, попавших в органы дыхания в течение первого часа, перемещаются в полость рта и затем заглатываются.

В реальных условиях радиационной обстановки, возникающих в ре­зультате ядерного взрыва, поступление радиоактивных веществ внутрь орга­низма в количествах, способных вызывать развитие лучевой болезни, практи­чески исключено.

Опасность поступления остеотропных радионуклидов и цезия-137 с пищей и водой определяется возможностью развития только отдаленных по­следствий. Фактически уровни поступления этих продуктов ядерного взрыва в организм человека всегда будут меньше, чем радиоактивного йода. Потребление местных пищевых продуктов растительного и животного происхождения, и тем более питьевой воды, за­грязненных указанными радионуклидами, не будет создавать опасных уров­ней облучения критических органов. Однако неукрытые запасы продовольствия и готовой пищи, загрязненные снаружи, могут быть источниками поступ­ления радиоактивных веществ внутрь организма в больших количествах.

Будучи инкорпорированными в течение некоторого времени в органах и тканях, радионуклиды создают внутреннее облучение. Поглощенная доза при внутреннем облучении может быть сопоставима с биологическими по­следствиями, и в этом смысле она выступает в качестве меры радиационной опасности тех радиоактивных веществ, которые, находясь во внешней среде, могут попасть внутрь организма.

Существует ряд эмпирических зависимостей для расчета дозы в органе, ткани и организме в целом. Для этого необходимо знать изменение удельной активности радионуклида, энергию испускаемого излучения в процессе ра­диоактивного распада и закономерность накопления (выведения) радионук­лида в организме или органе.

Для ограничения поступления радиоактивных веществ внутрь организ­ма следует отдавать предпочтение различным методам и способам, использо­вание которых, в конечном счете, направлено на снижение радиоактивного загрязнения пищевого рациона. Для этого устанавливаются безопасные для состояния здоровья значения удельной активности продуктов ядерного взры­ва в продуктах питания и воде, исходя из суммарного веса суточного рацио­на. Так, для продуктов питания такое значение удельной активности продук­тов ядерного взрыва возрастом от 12 ч до 30 сут при сроке потребления 1 сут составляет 1,48 · 10⁴ Бк/г.

Оценка поражения при облучении в малых дозах

Ранее отмечалось, что эффекты облучения в малых дозах проявляются не сразу, а через довольно длительный промежуток времени и имеют стохас­тический характер. Для таких эффектов не удается установить связи между величиной воздействия ионизирующего излучения и реакцией организма об­лучаемого. Дело в том, что обнаружение стохастических биологических эф­фектов затруднительно из-за малой вероятности их проявления. И для их об­наружения требуется получить данные, основанные на очень большой стати­стике.

Особенность последствий воздействия малых доз излучения состоит в том, что они наблюдаются и без облучения, от других, как правило, неидентифицированных причин.

Принципы защиты от проникающей радиации

Как отмечено выше, при воздействии ядерного взрыва на открыто рас­положенный личный состав радиационные поражения могут быть сущест­венными. Проникающая радиация ослабляется при проникновении через раз­личные среды. Защитные свойства различных укрытий, используемых вой­сками, зависят от способности строительных материалов к поглощению или ослаблению гамма-излучения и потока нейтронов.

Рис. 24. Ослабление гамма-излучения толщей материала

Для того чтобы оценить защитные свойства различных преград, представим, что поток гамма-излучения падает на поверхность преграды толщиной L. Допустим, что некоторый слой d_γ уменьшает дозу гамма-излучения D_0γ в 2 раза. Тогда на границе А – А доза радиации окажется равной D_0γ/2. Если преграда достаточно толстая и в ней умещается несколько слоев толщиной dγ, то на границе Б – Б доза радиации будет вдвое меньше, чем на границе А – А, или вчетверо меньше D_0γ. В общем виде ослабление дозы гамма-излучения пре­градой толщиной L пропорционально 2^L/dγ. Отсюда доза за преградой выра­жается зависимостью:

(1.55)

где 2^L/dγ – коэффициент ослабления гамма-излучения (К_осл);

d_γ – коэффи­циент половинного ослабления.

Несмотря на то, что процессы взаимодействия нейтронов и гамма-излучения со средой принципиально различаются, ослабление дозы нейтро­нов может быть выражено аналогичной зависимостью:

(1.56)

Слоем половинного ослабления называется такой слой вещества, кото­рый уменьшает дозу облучения в 2 раза. Величина слоя половинного ослаб­ления для составляющих проникающей радиации приведена в таблице 10.

Из таблицы 10 видно, что укрытия, изготовленные из наиболее распро­страненных строительных материалов (бетон, грунт), обеспечивают защиту как от гамма-излучения, так и от нейтронного потока. Исключение составляет стальная броня, в которой поток нейтронов ослабляется незначительно. Поэтому современные танки оборудуются дополнительной защитой от нейтронов в виде защитных экранов из материалов, содержащих легкие хи­мические элементы (полиэтилен и др.).

Таблица 10

Средние величины слоев половинного ослабления

для некоторых защитных материалов, см

Материал	Гамма-излучение, d	Нейтроны, dн
Железобетон	9	8
Грунт	13	9
Сталь	3	11
Дерево	30	10
Вода	20	3
Полиэтилен	22	3

Для определения коэффициента ослабления излучений многослойным перекрытием из различных материалов необходимо найти коэффициенты ос­лабления для каждого слоя и перемножить их:

К_общ = К₁ · К₂ · К₃ ... · К_i (1.57)

Защита от поражающего действия проникающей радиации основывает­ся на умелом использовании оборонительных сооружений, естественных ук­рытий и боевой техники, ослабляющих дозы радиации до безопасных значе­ний. Находясь в сооружениях, танках, самоходно-артиллерийских установках и некоторых других видах техники, личный состав получает меньшие дозы облучения, чем на открытой местности. Коэффициенты ослабления доз радиации приведены в таблице 11.

Таблица 11

_{Средние значения коэффициента ослабления доз радиации, К}осл

Наименование объектов	Косл
Танки	10
Бронетранспортеры	4
Автомобили	2
Заращенные открытые траншеи, щели, окопы	3
Дезактивированные (или открытые на зараженной местности) траншеи, щели и окопы	20
Перекрытые щели	50
Блиндажи	500

Контрольные вопросы

I. Что представляет собой проникающая радиация и сколько времени продолжается ее действие?

2. Назовите источники проникающей радиации.

3. В результате каких процессов происходит ослабление гамма-

излучения и нейтронного потока ядерного взрыва при распространении их в воздухе?

4. Какие материалы лучше ослабляют гамма-излучение, а ка­кие – нейтронный поток? Приведите значения слоев половинного ослабления для грунта, дере­ва, бетона, брони.

5. При каких дозах радиации может наступить лучевая болезнь?

6. Какие меры необходимо принять для защиты от проникающей ра­диации ядерного взрыва?