М.И. Афанасов и др. - Основы радиохимии и радиоэкологии (Практикум) (2012) (1133850), страница 10

Просмтор этого файла доступен только зарегистрированным пользователям. Но у нас супер быстрая регистрация: достаточно только электронной почты!

Текст из файла (страница 10)

В случае -частиц реализуются два механизма потерь энергии: 1) неупругое взаимодействие (ионизационные потери), 2) преобразование частикинетической энергии в электромагнитное тормозное излучение (радиационные потери). Средняя энергия спектров -частиц подавляющего числа радионуклидов меньше1 МэВ. Для таких частиц радиационные потери не превышают 10% в любых средах, апри поглощении в легких материалах (воздух, биологическая ткань и т.п.) - пренебрежимо малы (например, в воде - менее 0,5 %).Механизмы передачи энергии рентгеновского или –излучения веществу достаточно подробно рассмотрены выше (см.

раздел 3.1). Число атомов, ионизированных непосредственно в результате трех первичных процессов, относительно невелико. Ионизирующее действие фотонного излучения обусловлено, главным образом, неупругими взаимодействиями фото-, комптоновских и электронов (позитронов) пар с атомами облучаемого материала.

Поэтому оно называется косвенно ионизирующим.Биологическое действие излучения определяется передачей энергии частиц (фотонов) молекулам клеток ткани и крови, разрушением части ионизированных иливозбужденных молекул и появлением химически активных радикалов. Процессы сучастием последних приводят к функциональным изменениям в клетках и определяют, таким образом, неблагоприятные биологические последствия облучения.Любой человек постоянно подвергается воздействию космического излучения, излучения естественных радиоактивных изотопов, находящихся в тканях организма и вокружающей среде. Поглощенная при этом энергия (доза) мала и составляет фоновыйуровень, к которому организм адаптировался за время эволюции.

Поэтому любая работа с источниками ионизирующих излучений, в том числе с радионуклидами, должна быть организована так, чтобы снизить облучение до возможно низкого уровня, желательно близкого к фоновому. В общем случае допустимый (безопасный) уровеньвоздействия на человека ионизирующего излучения, искусственного или природногопроисхождения, жестко устанавливается «Нормами радиационной безопасности». Внастоящее время действует документ, утвержденный в 2009 г. - НРБ-99/2009 [6].Основным понятием радиационной безопасности является "доза излучения" (доза).Поглощенная доза (Dп) – отношение энергии dE ионизирующего излучения, переданной веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме.Dп dEdm(4.1)Поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на 1 кг; единица системы СИ грей (Гр).

Внесистемная единица - рад (от англ. radiation absorbed dose). Соотношение между единицами:1 рад = 100 эрг/г = 0,01 Дж/кг = 0,01 Гр.34Понятие «поглощенная доза» применимо к любым видам излучения и к любым облучаемым материалам. Для оценки воздействия на среду косвенно ионизирующих излучений используется также понятие керма (от англ.

kinetic energy released in material). Керма (K) – отношение суммы первоначальных кинетических энергий dEk всехзаряженных ионизирующих частиц, образующихся под действием косвенно ионизирующего излучения в элементарном объеме, к массе вещества dm в этом объеме.KdEkdm(4.2)Единица кермы – грей - совпадает с единицей поглощенной дозы.В случае фотонного излучения керма определяется кинетической энергией вторичных электронов и позитронов, в том числе той ее частью g, которая преобразуется втормозное излучение. В общем случае значение кермы в условиях электронного равновесия() совпадает с поглощенной дозой с погрешностью, определяемой значениемg.

Для фотонного излучения с энергией E  3 МэВ (т.е. для -излучения практическивсех радионуклидов) и сред с небольшой электронной плотностью доля энергии gвесьма незначительна (1% для воздуха, 2% для биологической ткани). В качествевещества, в котором определяется керма фотонного излучения, часто используетсявоздух. Значения поглощенной дозы и кермы в воздухе практически совпадают.Для оценки действия рентгеновского и –излучения одним из первых было введенопонятие экспозиционной дозы (Dэ) – энергии излучения, преобразованной вкинетическую энергию заряженных частиц в единице массы сухого воздуха.

Единицаэкспозиционной дозы в системе СИ – кулон на килограмм (Кл/кг). На практике использовали внесистемную единицу Dэ – рентген(**). Рентген (Р)- доза излучения, прикоторой в 0,001293 г воздуха (масса 1 см3 воздуха при 0°С и давлении 101,3 кПа) образуются ионы, несущие 3,33610-10 Кл заряда каждого знака. 1 Р = 2,58·10–4 Кл/кг.Заряд электрона равен 1,602·10–19 Кл. Следовательно, при дозе в 1Р в 1 см3 воздухаобразуется 2,08·109 пар ионов. Принимая среднюю энергию образования пары ионовв воздухе равной 33,85 эВ (1 эВ = 1,602·10–19 Дж =1,602·10–12 эрг), можно определитьэнергетические эквиваленты рентгена (для воздуха): 1Р = 0,113 эрг/см3 = 8,73·10–6Дж/г = 87,3 эрг/г = 0,873 рад = 0,00873 Гр.

Для биологической ткани выполняетсясоотношение: 1Р  0,95 рад = 0,0095 Гр.Последствия воздействия разных видов излучения на человека могут различатьсядаже при одной и той же поглощенной дозе. Например, -излучение гораздо опаснее- или фотонного излучения. Для сопоставления биологического действия излучений различного состава введено понятие эквивалентная доза (HR)Электронное равновесие - состояние взаимодействия излучения с веществом, при котором энергияизлучения, поглощенная в некотором объеме вещества, равна суммарной кинетической энергии ионизирующих частиц, образованных в том же объеме. Электронное равновесие возможно при облучении фотонами однородной по атомному составу и плотности среды, например, воздуха.Экспозиционная доза, учитывающее ионизирующее действие фотонного излучения в воздухе,служит условной мерой эффекта облучения других веществ (биологической ткани): связь между Dп иDэ можно установить лишь приближенно.

Поэтому эта физическая величина в официальных документах, регламентирующих правила работы с источниками радиации, с 1990 г. не упоминается. Вместе с тем, ионизацию воздуха легко измерить и по результатам таких измерений можно судить обэнергии, поглощенной биологической тканью. Выпускаемые ранее приборы, откалиброванные в единицах мощности экспозиционной дозы, до сих пор используются для дозиметрического контроля.(**)35HR = DП,RWR(4.3),где взвешивающий коэффициент WR (ранее использовавшееся название «коэффициент качества излучения») зависит от плотности ионизации среды излучением “R” и отражает степеньего «биологической вредности».В системе СИ единицей HR является зиверт (Зв); 1 Зв = (1 Гр)· WR.

Для фотонов,электронов и -частиц WR =1 Зв/Гр; для нейтронов (в зависимости от энергии) WR от 5до 20 Зв/Гр; для -частиц WR = 20 Зв/Гр. Внесистемной единицей является бэр (биологический эквивалент рада), 1 Зв = 100 бэр.При воздействии излучения сложного состава значение эквивалентной дозы равносумме HR для всех видов излучений.H   H R   DП ,R WRR(4.4)RПоток излучения со временем может изменяться. Поэтому действие излучения навещество оценивается также величиной мощности дозы (P) – доза излучения заединицу времени (с, мин, ч и т.п.).Пределы доз; допустимый уровень загрязнения поверхностейВ НРБ-99/2009 [6]выделяются три категории облучаемых лиц. Персонал группы Аработает с источниками излучения непосредственно. Персонал группы Б в рабочеевремя может находиться в сфере воздействия источников излучения.

Остальные люди относятся к категории «население».Для персонала группы А установлены следующие пределы доз (ПД): 20 мЗв вгод, но не более 100 мЗв за любые последовательные 5 лет; при 1700 рабочих часах вгоду допустимо 12 мкЗв в час; при шестичасовом рабочем дне – 72 мкЗв в день. Длякистей рук предел дозы увеличен до 300 мкЗв.Для персонала группы Б, в том числе для учащихся старше 16 лет, ПД меньше в 4раза. Для населения пределы доз меньше в 10 раз. Для сравнения, естественное (фоновое) облучение человека составляет в среднем 2,4 мЗв в год.При работе с радиоактивными веществами в открытом виде нельзя исключать возможность загрязнения незащищенных участков тела, перчаток, спецодежды лабораторного оборудования и т.п.

Если уровень загрязнения (плотность потока частиц)превышает предельно допустимый (см. работу 5, табл. 5.1), проводят дезактивациюповерхностей.Доза от внешнего источника -излученияПри работе с внешними источниками –излучения как правило рассчитывают интегральную дозу в слое полного поглощения. Бета–излучение имеет непрерывныйспектр и при расчете используют значение средней энергии E (обычно принимаютE =0,4 E,max; более точные значения E для радионуклидов приведены, например, в [8,9]).

Необходимо также отметить, что для биологической ткани потери энергии, обусловленные отражением -частиц или преобразованием их энергии в тормозное излучение, пренебрежимо малы.Если на поверхность площадью s (в см2) падает поток –частиц, имеющих максимальную энергию E,max (в МэВ) и максимальный пробег Rmax (в г/см2), то энергияэтих частиц практически полностью поглощается в слое биологической ткани массой36m=s·Rmax. При плотности потока F (частиц/см2·с) мощность поглощенной дозы РП,равна:Рп, F  E  ss  RmaxF  0, 4E ,max МэВF  0, 4 E ,max Гр() или Рп,  1,602 1010  ()Rmaxг сRmaxс(4.5)Плотность потока F, создающего дозу мощностью в 1 Гр/с, согласно (4.5), равна:F  6, 25 109Rmax0, 4 E ,max(4.6)Выражение (4.6) может быть использовано для оценки мощности дозы -излучения (в Гр/с)известного спектрального состава при регистрации его приборами, откалиброванными вединицах скорости счета (I, имп/с).

Характеристики

Список файлов книги