Вопрос 2

19. Ионизирующее излучение и его характеристики

Виды ионизирующих излучений

Воздействие ионизирующего излучения на человека может происходить в результате внешнего и внутреннего облучения. Внешнее облучение вызывают источники рентгеновского и гамма-излучения, потоки протонов и нейтронов. Внутреннее облучение вызывают альфа- и бета-частицы, которые попадают в организм человека через органы дыхания и пищеварительный тракт.

Под термином «радиация» обычно понимают ионизирующее излучение, способное вызывать определенные изменения в живой и неживой материи.

Ионизирующим излучением (ИИ) считается любое излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков.

Ионизирующее излучение состоит из ионизирующих частиц. К ионизирующим частицам относят корпускулы и фотоны.

Корпускулы - частицы с массой покоя отличной от нуля.

Фотоны - кванты электромагнитного излучения с нулевой массой покоя.

Корпускулярное излучение – ионизирующее излучение, состоящее из частиц с массой покоя, отличной от нуля. К корпускулярному ионизирующему излучению относятся альфа-излучение, бета-излучение, протонное, нейтронное излучения.

Альфа-излучение – корпускулярное излучение, состоящее из ядер атомов гелия.

Бета-излучение – излучение, состоящее из электронов или позитронов.

р-излучение – излучение, состоящее из протонов.

n-излучение – излучение, состоящее из нейтронов.

Фотонное излучение – электромагнитное косвенно ионизирующее излучение. К фотонному ионизирующему излучению относят гамма-излучение, характеристическое, тормозное и рентгеновское излучения.

Гамма-излучение. Электромагнитное излучение, возникающее при изменении энергетического состояния атомных ядер, при ядерных превращениях или при аннигиляции частиц. Длина волны 1 Ǻ и короче (1 Ǻ = 10^-10 м). Энергия гамма-излучения природных радионуклидов – до 5 Мэв, при искусственных ядерных реакциях – до 20 Мэв.

Характеристическое излучение. Электромагнитное излучение, возникающее при изменении энергетического состояния электрона атома. Имеет дискретный энергетический спектр.

Тормозное излучение. Электромагнитное излучение, возникающее при уменьшении кинетической энергии заряженных частиц. Имеет непрерывный энергетический спектр.

Рентгеновское излучение. Электромагнитное излучение, состоящее из тормозного и характеристического излучений. Природа рентгеновских лучей относительно проста: это электромагнитные колебания с длиной волны от 10^-4 до 1000 Å (от 10^-14 до 10^-7 м)

Активность

Источниками ионизирующих излучений (ИИИ) называют вещества или установки, при использовании которых возникают ионизирующие излучения.

Мощность источника ионизирующих излучений характеризуется его активностью(А).

Под активностью (А) понимается среднее число атомов радиоактивного вещества распадающихся в единицу времени.

А = dN/dt

(1)

dN – число атомов РВ, распавшееся за интервал времени dt.

Удельная активность радионуклида – отношение активности радионуклида в образце к массе образца: А_m = А/m.

Объемная активность радионуклида – отношение активности радионуклида в образце к объему образца: А_V = А/V.

Поверхностная активность радионуклида – отношение активности радионуклида содержащегося на поверхности образца к площади поверхности этого образца: А_S = А/S.

Линейная активность радионуклида – отношение активности радионуклида содержащейся на длине образца к его длине: А_L = А/L

Изменение активности во времени описывается экспоненциальной зависимостью получившей название Закон радиоактивного распада:

Аt = A0×exp(-λ·t)

(2)

A₀ – активность радионуклида в источнике в начальный момент времени (t=0).

λ – постоянная распада (отношение доли ядер радионуклида, распадающихся за интервал времени dt, к этому интервалу).

На практике часто вместо экспоненциального закона изменение активности во времени определяется степенной зависимостью предложенной Вигнером и Веем:

(3)

A₀ – активность осколков деления в момент времени t₀;

A_t – активность осколков деления в момент времени t;

n - коэффициент зависящий от изотопного состава источника ионизирующего излучения и от времени прошедшего после аварийного выброса или ядерного взрыва.

Для практических расчетов в широком диапазоне времени принимают:

n = 0,4 (для радиационной аварии);

n = 1,2 (для ядерного взрыва).

Единица активности радионуклида – беккерель (Бк). 1Бк = 1распад/с.

Беккерель равен активности источника в котором за время 1 сек происходит одно спонтанное ядерное превращение. Внесистемная единица активности – кюри (Ки).

Кюри – это активность источника в котором за время 1 сек происходит 37 миллиардов спонтанных ядерных превращений

(1 Ки = 3,7·10¹⁰ Бк) (1 Ки/км² = 37000 Бк/м²).

Дозовые характеристики ионизирующих излучений

Объектом защиты от ИИ является человек. Мерой воздействия ИИ на человека является доза.

Различают следующие виды доз: экспозиционная, керма, поглощенная, эквивалентная, эффективная.

Экспозиционная доза. Для оценки поля фотонного излучения одним из первых было введено понятие экспозиционной дозы. Экспозиционная доза выражает энергию фотонного излучения, преобразованную в кинетическую энергию заряженных частиц в единице массы атмосферного воздуха, который вследствие близости эффективных атомных номеров воздуха и ткани является для фотонного излучения тканеэквивалентной средой.

Экспозиционная доза Х – это отношение суммарного заряда dQ всех ионов одного знака, созданных в сухом воздухе, когда все электроны и позитроны, освобожденные фотонами в элементарном объеме воздуха с массой dm, полностью остановились в воздухе, к массе воздуха в этом объеме:

Х = dQ/dm

(4)

Единицы измерения: Кл/кг; рентген. [1Р = 2,58×10^-4 Кл/кг], [1Кл/кг = 3876 Р].

Понятием экспозиционной дозы желательно пользоваться для фотонного излучения в воздухе, при энергии фотонов до 3 Мэв.

В настоящее время (с 1.01.1990г.) использование экспозиционной дозы не рекомендуется. Это связано с тем, что экспозиционная доза была введена только для фотонного излучения, поэтому она не может использоваться в полях смешанного излучения разных видов.

Керма. Для оценки воздействия на среду косвенно ионизирующих излучений всех видов используют понятие «керма» (kerma – аббревиатура от английских слов kinetic energy released in material).

Керма К – это отношение суммы первоначальных кинетических энергий dW_K всех заряженных ионизирующих частиц, образованных под действием косвенно ионизирующего излучения в элементарном объеме вещества к массе dm вещества в этом объеме:

К = dWK / dm

(5)

Керма удобна тем, что она применима как для фотонов, так и для нейтронов в любом диапазоне доз и энергий излучения.

Единицы измерения: грей. 1 Гр = 1 Дж/кг.

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

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

D = dŴ/dm

(6)

То есть поглощенная доза - это отношение энергии поглощенной веществом, к массе этого вещества. Единицы измерения: грей. 1 Гр = 1 Дж/кг = 100 рад.

Измерить поглощенную дозу можно по тем эффектам, которые производят излучения в процессе взаимодействия с веществом. Для заряженной частицы это легко сделать по радиационным эффектам.

В задачах радиационной безопасности для оценки биологического действия излучения любого состава используют понятие «эквивалентная доза».

Эквивалентная доза Н_Т,R поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, W_R.

НТ,R = WR.× DT,R

(7)

где D_T,R средняя поглощенная доза в органе или ткани Т,

а W_R – взвешивающий коэффициент для излучения R.

— для λ-квантов и β-частиц любых энергий W_R = 1;

— для нейтронов W_R от 5 до 10;

— для α-частиц W_R = 20.

В системе СИ эквивалентная доза измеряется в зивертах. Внесистемной единицей эквивалентной дозы является 1 бэр. 1 Зв = 100 бэр или 1бэр = 0,01 Зв.

При воздействии различных видов излучения эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для каждого из видов излучения:

(8)

Разные органы или ткани имеют разные чувствительности к излучению. Поэтому в последние годы для случаев неравномерного облучения разных органов или тканей тела человека введено понятие эффективной дозы.

Эффективная доза Е – сумма произведений эквивалентных доз в органах и тканях человека Н_Т на взвешивающие коэффициенты для этих органов и тканей W_T.

(9)

где Н_Т - эквивалентная доза в органе или ткани Т, а W_T – взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т.

W_T – представляет собой отношение стохастического риска смерти в результате облучения Т-го органа или ткани к риску смерти от равномерного облучения тела при одинаковых эквивалентных дозах. Таким образом, W_T определяет весомый вклад данного органа или ткани в риск неблагоприятных последствий для организма при равномерном облучении. Сумма всех коэффициентов W_T равна единице. При равномерном облучении всего организма эквивалентная доза в каждом органе или ткани одна и та же

Н_Т = Н, и, следовательно, Е = Н.

Wт - взвешивающий фактор, представляющий собой отношение стохастического риска смерти в результате облучения Т-того органа или ткани к риску смерти от равномерного облучения тела при одинаковых эквивалентных дозах. Т.о. W_Т определяет весовой вклад данного органа или ткани в риск неблагоприятных последствий для организма при равномерном облучении: ∑Wт = 1.

Коэффициент Wт имеет следующие значения: половые железы - 0,2; костный мозг - 0,12; кишечник - 0,12, желудок - 0,12, легкие - 0,12; мочевой пузырь - 0,05, молочные железы - 0,05, печень - 0,05, пищевод - 0,05, щитовидная железа - 0,05; кожа - 0,01; кости - 0,01; остальные органы - 0,05. Единицы измерения эффективной дозы – зиверт.

∑W_Т = 0,2 + 4×0,12 + 6×0,05 + 2×0,01=1.

Эффективная коллективная доза(S) это эффективная доза, полученная группой людей от какого-либо источника радиации. Эффективная коллективная доза является мерой коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения. Она равна сумме индивидуальных эффективных доз. Единица измерения эффективной коллективной дозы – человеко-зиверт (чел-Зв), внесистемная – человеко-бэр (чел-бэр):

(10)

n – число людей.

Дозовые характеристики ионизирующих излучений
1. Индивидуальные дозы
Экспозиционная доза Х	Х = dQ/dm	Кл/кг; рентген. 1Р = 2,58∙10-4 Кл/кг; 1Кл/кг = 3876 Р
Керма К	К = dWK/dm	Грей. 1 Гр = 1 Дж/кг
Поглощенная доза D	D = dŴ/dm	Грей; рад 1Гр = 1 Дж/кг = 100 рад
Эквивалентная доза НТ,R	НТ,R = WR×DT,R	Зиверт; бэр 1Зв = 100 бэр
Эффективная доза Е	Е = ∑ WT × НТ Т	Зиверт; бэр 1Зв = 100 бэр
2. Коллективные дозы
Эффективная коллективная доза (S)		человеко-зиверт (чел-Зв), человеко-бэр (чел-бэр).

Мощность дозы (уровень радиации) – это отношение приращения дозы (D, K, X, H, E, S) за интервал времени dt к величине этого интервала.

Мощность экспозиционной дозы: [Р/час ]

Мощность кермы: [Гр/час]

Мощность поглощенной дозы [Гр/час]

Мощность эквивалентной дозы [Зв/час]

Мощность эффективной дозы Ê = dE/dt [Зв/час]

При проведении практических расчетов обычно дозу, вне зависимости от ее вида обозначают буквой D, а мощность дозы обозначают буквой Р.

Применив степенную зависимость Вигнера – Вея, получим:

(11)

Р₀ – мощность дозы в момент времени t₀;

Р_t – мощность дозы в момент времени t.

Для ядерного взрыва (n = 1,2): D = 5,0×( tн Рн ∙– tк Рк)	(12)
Для радиационной аварии (n = 0,4): D = 1,7×( tк∙Рк – tн∙Рн)	(13)

Связь активности и мощности дозы

Связь активности с дозовыми величинами осуществляется через керма-постоянную радионуклида (Г_δ).

Мощность воздушной кермы Ќ, создаваемой фотонами от точечного изотропно излучающего источника с активностью А находящегося в вакууме на расстоянии R от источника равна: произведению керма-постоянной данного радионуклида и активности источника деленному на квадрат этого расстояния:

Ќ = Г_δ ×А / R² [Гр/с]. (19)

Керма-постоянная радионуклида Г_δ – это отношение мощности воздушной кермы Ќ, создаваемой фотонами с энергией больше заданного порогового значения δ от точечного изотропно излучающего источника данного радионуклида, находящегося в вакууме на расстоянии r от источника, умноженной на квадрат этого расстояния, к активности А источника:

Г_δ = Ќ× R²/А [Гр·м²/(с·Бк)] . (20)

Раньше использовалась гамма-постоянная (Г) – это отношение мощности экспозиционной дозы Р, создаваемой γ-излучением точечного изотропного источника данного радионуклида на расстоянии R, умноженной на квадрат этого расстояния, к активности А этого источника:

Р = Г×А/R² (21)

Г = Р× L²/А [Гр·м²/(с·Бк)] (22)

На практике, для того чтобы связать активность с мощностью дозы используют коэффициент k_γ.

k_γ – это коэффициент перехода от плотности заражения к уровню радиации.

Р = k_γ.× А_S (23)

k_γ. =Р/А_S [Р∙м²/(час∙Ки)] (24)

А_S - поверхностная активность (плотность загрязнения) А_S = А/S [Бк/м²].

В НРБ-99 используется понятие дозового коэффициента ε:

ε = Ĥ/А [Зв/Бк] (25)

БИЛЕТ 15------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------