- •Предисловие
- •Дозиметрия ионизирующих излучений
- •1. Радиометрические величины
- •1.1. Характеристики источников ионизирующего излучения
- •1.2. Характеристики поля излучения
- •2. Базовые дозиметрические величины
- •2.1. Характеристики взаимодействия ионизирующего излучения с веществом. Передача энергии и поглощение энергии ионизирующего излучения веществом
- •2.2. Дозовые характеристики излучения
- •2.3. Фотонное излучение источников со сложным спектральным составом и источников с материнскими и дочерними радионуклидами
- •2.4. Бета-излучение изотропных источников
- •3. Эквидозиметрические величины. Нормирование облучения
- •3.1. Величины для оценки рисков развития эффектов излучения
- •3.2. Величины для определения требований к состоянию радиационной безопасности
- •3.3. Величины для демонстрации соответствия требованиям обеспечения радиационной безопасности
- •Защита от ионизирующих излучений
- •4. Поле излучения точечных и протяженных источников без защиты (без учета самопоглощения и многократного рассеяния)
- •5. Защита от гамма-излучения
- •З адачи
- •6. Защита от нейтронов
- •Приложение Физические постоянные:
- •Связь между единицами измерения некоторых величин:
- •Множители и приставки для образования десятичных кратных и дольных единиц и их наименования
- •Плотность чистых элементов
- •Плотность некоторых веществ и газов
- •Свойства некоторых радионуклидов
- •Состав естественного урана
- •Соотношения между единицами си и внесистемными единицами в области радиационной безопасности
- •Характеристики некоторых радионуклидов как -излучателей
- •Линейный коэффициент ослабления -квантов для различных материалов в зависимости от энергии фотонного излучения, см-1 (коэффициенты приводятся без учета когерентного рассеяния)
- •Массовый и линейный коэффициенты поглощения энергии для воздуха и биологической ткани (воды) в зависимости от энергии фотонного излучения
- •Основные пределы доз
- •Взвешивающие коэффициенты излучения wR
- •Значения эквивалентной дозы н и среднегодовые допустимые плотности потока дпПперс моноэнергетических фотонов для лиц из персонала при облучении кожи
- •Значения эквивалентной дозы н и среднегодовые допустимые плотности потока дпПперс моноэнергетических фотонов для лиц из персонала при облучении хрусталиков глаз
- •Значения эквивалентной дозы н и среднегодовые допустимые плотности потока дпПперс бета-частиц для лиц из персонала при контактном облучении кожи
- •Значения эффективной дозы е и среднегодовые допустимые плотности потока дпПперс моноэнергетических нейтронов для лиц из персонала при внешнем облучении всего тела
- •Распределение соединений элементов по типам при ингаляции
- •Значения дозовых коэффициентов , пределов годового поступления с воздухом и допустимой среднегодовой объемной активности в воздухе доАперс отдельных радионуклидов для персонала
- •Значения дозовых коэффициентов , пределов годового поступления с воздухом и допустимой среднегодовой объемной активности в воздухе доАнас отдельных радионуклидов для населения
- •Значения стандартных параметров при определении допустимых уровней радиационного воздействия:
- •Коэффициенты а1, 1 и 2 для аналитического представления дозовых факторов накопления точечных изотропных источников в бесконечных средах
- •Дозовые факторы накопления в(0, d) для точечного изотропного источника в бесконечной среде
- •Длина релаксации l нейтронов реактора или нейтронов деления для различных материалов в бесконечной геометрии, г/см2
- •Длина релаксации l нейтронов точечных изотропных моноэнергетических источников и (,n)-источников для различных материалов, г/см2
- •Значение коэффициентов f, характеризующих отклонение от экспоненциальной формы кривой ослабления на начальных расстояниях (2 3) l от источника, для потоков нейтронов с
- •Средние энергии и долевые вклады ni в флюенс нейтронов спектра деления 252Cf
- •Микроскопические сечения выведения для гетерогенных сред
- •Микроскопические сечения выведения для гомогенных сред
- •Ответы и решения
- •Литература
- •Содержание
Дозиметрия ионизирующих излучений
Радиационная защита и безопасность включают в себя систему критериев, методов и средств, направленных на обеспечение безопасности человека при использовании источников ионизирующего излучения. Важной задачей радиационной защиты является оценивание последствий облучения человека как возможности возникновения и развития тяжелых радиогенных заболеваний – эффектов излучения. В решении этой задачи существенную роль играет дозиметрия ионизирующих излучений, предназначенная для того, чтобы характеризовать условия облучения с использованием физических величин, необходимых для оценки радиогенного риска. Для достижения своих целей радиационная защита и безопасность опираются на систему величин, которые условно можно разделить на две части:
- радиометрические величины, служащие для характеристики источников и полей ионизирующего излучения;
- дозиметрические величины, используемые для целей радиационной защиты и безопасности и служащие для характеристики воздействия излучения на человека.
Физические процессы, лежащие в основе явления радиоактивности и взаимодействия излучения с веществом, имеют вероятностную природу. Их характеристиками являются дискретные значения случайных величин – число ядерных превращений в единицу времени, число взаимодействий частиц в среде и т.д. При математическом описании этих явлений используют непрерывные функции, характеризующие зависимости, связывающие математические ожидания (ожидаемые значения) соответствующих случайных величин. Этот подход позволяет использовать операторы дифференцирования и интегрирования при определении радиометрических и дозиметрических величин.
1. Радиометрические величины
1.1. Характеристики источников ионизирующего излучения
1. Радиоактивность – способность нестабильных атомных ядер спонтанно (самопроизвольно) превращаться в другие ядра с испусканием излучения (корпускулярных частиц или фотонов).
Радиоактивный распад – ядерное превращение с изменением состава ядра (-распад, -распад, спонтанное деление и др.).
Электромагнитный переход – ядерное превращение с изменением только энергетического состояния ядра.
2. Возможные
превращения ядра представляют в виде
схемы переходов, которую именуют
(исторически) схемой распада. Для примера
на рис. 1.1 представлена схема -распада.
Бета-распад может осуществляться тремя
способами: -распад
изображен стрелками направо, е-захват
– стрелкой налево, +-распад
– вертикальной стрелкой посередине и
дальше стрелками налево. Процессы
-распада
можно наглядно объяснить, если предположить
(условно), что в ядре нейтрон превращается
в протон или наоборот. Если нейтрон
«превратится» в протон (по схеме n
p
+ e
+
,
где
–
антинейтрино), то возникший электрон
не может оставаться в ядре и вылетает
из него. Таким образом, заряд ядра
увеличивается на единицу и элемент
превращается в элемент
– это и есть процесс -распада.
Одновременно с электроном из ядра
вылетает антинейтрино. Если в ядре
протон «превращается» в нейтрон (p
n
+ e+
+ ),
то заряд ядра уменьшается на единицу,
т.е. элемент
превращается в элемент
– это +-
распад, который сопровождается вылетом
из ядра позитрона и нейтрино. Поскольку
масса протона меньше массы нейтрона,
для осуществления +-
распада протон заимствует из энергии
связи других нуклонов ядра энергию
2mec2
– это энергетическое условие +-
распада.
Рис. 1.1. Принятые
обозначения для схемы -распада
3. Число q
испускаемых при ядерных превращениях
в единицу времени корпускулярных частиц
(-,
+-,
-частиц)
или -квантов
можно определить из схемы распада
нуклида, используя понятие выхода
частиц. Выход
частиц
– вероятность испускания частиц на
одно ядерное превращение (для -квантов
данного перехода между уровнями энергии
называется квантовым выходом перехода,
а если при переходе происходит конверсия
на атомной оболочке, то выходом
конверсионного электрона), тогда
q = A, (1.1)
где A – активность радионуклида, Бк.
4. Активность радионуклида в источнике А – отношение числа спонтанных ядерных переходов dN из определенного энергетического состояния ядра радионуклида в источнике за интервал времени dt к этому интервалу:
А
=
.
(1.2)
Единица активности радионуклида – беккерель (Бк), физическая размерность [1/с].
Беккерель равен активности радионуклида в источнике, в котором за 1 с происходит одно спонтанное ядерное превращение.
Внесистемная единица активности – кюри (Ки), 1 Ки = 3,71010 Бк.
Соотношение между активностью А и числом радиоактивных атомов N(t), имеющихся в источнике в данный момент времени t,
А(t) = N(t), (1.3)
где – постоянная распада, характеризующая вероятность ядерного превращения одного атома в единицу времени, с-1.
Период полураспада Т1/2 – время, в течение которого распадается (испытывает ядерные превращения) половина атомов радионуклида, с. Период полураспада Т1/2 связан с постоянной распада соотношением
.
(1.4)
5. Закон радиоактивного распада радионуклида в источнике (уменьшение активности со временем)
,
(1.5)
где A0 – активность радионуклида в источнике в начальный момент времени t = 0.
6. Закон накопления числа радиоактивных ядер N(t) при постоянной скорости их образования 0 и начальном значении N(0) = 0
N(t)
.
(1.6)
7. При распаде ядра может образоваться ядро нового нуклида в нестабильном состоянии, при распаде нового нуклида также может образоваться нестабильное ядро и т.д., пока цепочка распадов не закончится устойчивым (стабильным) нуклидом. Принято называть первичное ядро материнским, вторичные – дочерними.
Если в начальный момент времени t = 0 в источнике имелись атомы только материнского радионуклида и его активность составляла А1(0), то для неветвящейся (простой) цепочки распада из n последовательно распадающихся радионуклидов с постоянными распада 1, . . . , n изменение активности может быть рассчитано по формуле
Aj(t) = A1(t)j, j = 2,..,n, (1.7)
где
A1(t)
= A1(0)
,
(1.8)
j
=
|
.
(1.9)
В частности, для двух радионуклидов, материнского А1 и дочернего А2, формула (1.7) выражается следующим образом:
А2(t)
=
. (1.10)
Используя
значения
,
можно рассчитать суммарную активность
всех n
радионуклидов, находящихся в источнике:
|
|
где
A1(t)
– активность материнского радионуклида
(формула (1.8));
определяется по формуле (1.9).
8. Соотношение между массой m радионуклида в граммах и его активностью А в беккерелях1
m
= 2,410-24
М
А
, (1.12)
где М – атомная масса радионуклида, период полураспада в секундах.
9
.
Активность А
[Бк] радионуклида, имеющего массу m
[г], период полураспада
[с]
и атомную массу М2,
А
=
.
(1.13)

,
(1.11)