Основы дозиметрии

ЛАБОРАТОРНАЯ РАБОТА №26

Дозиметрия радиоактивного излучения есть один из разделов прикладной физики ядра и элементарных частиц. Дозиметрия первоначально возникла в связи с открытием рентгеновских лучей и их вредным воздействием на живой организм.

Основная задача дозиметрии — определение дозы излучения радиоактивных препаратов и измерение их активности, что позволяет разрабатывать методы защиты от радиоактивного излучения.

Радиоактивные источники излучения.

В зависимости от вида излучения источники подразделяются на α-, β-, γ- источники, а также источники нейтронов.

Радиоактивное излучение возникает вследствие спонтанного распада нестабильных ядер. При этом в данном количестве вещества число радиоактивных ядер уменьшается со временем по закону:

(1)

где N₀ - начальное число не распавшихся ядер; λ – постоянная распада, характерная для каждого радиоактивного источника.

Если в процессе распада образуются стабильные ядра, то их накопление будет происходить по закону:

(2)

Заметим, что постоянная распада связана со средним временем жизни радиоактивного ядра следующим соотношением:

(3)

В практических случаях длительность жизни ядер характеризуют периодом полураспада, т.е. интервалом времени Т, по истечении которого распадается половина радиоактивных ядер.

Величины λ, τ и Т связаны соотношением

(4)

Если продукты распада также оказываются радиоактивными, то цепь последовательных превращений радиоактивных ядер можно представить схемой

При этом ядро А является исходным, при распаде которого образуется ядро В, распад ядра В приводит к образованию ядра С и т.д. Этот процесс последовательных превращений заканчивается образованием стабильного ядра того или иного изотопа. В этом случае изменение количества ядер атомов промежуточных нестабильных изотопов описывается законом

(5)

где коэффициенты С₁, С₂,...,С_n определяются комбинациями постоянных распадов λ₁, λ₂,…, λ_n.

Источники α - излучения.

Распад некоторых нестабильных ядер сопровождается излучением α -частиц (ядер ₂Не⁴), при этом распад происходит по схеме

(6)

В настоящее время известно около 170 α – активных изотопов. Практически все ядра, для которых Z>82, являются α – радиоактивными.

Среднее время жизни α – активных ядер изменяется в очень широких пределах – от 3*10⁷с для ₈₄Ро²¹² до 5*10¹⁵ лет для ₆₀Nd¹⁴⁴.

Исходя из (6), можно определить энергию, выделяющуюся при α – распаде:

(7)

Как видно из (6), (7), энергетический спектр а-частиц дискретный; при этом энергия α – частиц – практически для всех радиоактивных ядер - ' заключена в узком интервале значений, лежащих в области 6 МэВ.

Спектр α – частиц обычно состоит из нескольких линий, при этом интенсивность α – частиц с максимальной энергией наибольшая.

Бета - излучение радиоактивных ядер.

В настоящее время известно около 1300 неустойчивых ядер, распад которых сопровождается излучением β – частиц, нейтрино ν, либо антинейтрино . К β – превращениям относят также процесс захвата электронов тяжелыми ядрами с одной из оболочек атома (чаще с К – оболочки). Такое превращение ядер получило название К – захвата. При β –распаде ядер исходное ядро превращается в ядро – изобару, при этом зарядовое число изменяется на ∆Z = ±1.

Бета – процессы протекают по одной из следующих схем:

K – захват

Энергия, выделяющаяся при β – распадах, определяется из соотношения

(8)

Энергия β – распада случайно распределяется между ядром – продуктом, β – частицей и нейтрино. Энергетический спектр β – частиц сплошной. Энергия β – частиц заключена в интервале от нуля до некоторого максимального значения, характерного для данного β – активного элемента. Средняя энергия излучаемых электронов для естественных радиоактивных элементов заключена в пределах (0,25 - 0,45) МэВ.

Гамма-излучение ядер.

Большинство атомных ядер, возникающих при α – и β – распадах, образуются в возбужденных состояниях. Переход ядра из возбужденного состояния в основное или промежуточное энергетическое состояние может происходить путем излучения γ – квантов, либо путем излучения других каких-либо частиц. Энергетический спектр γ – лучей всегда дискретный, что является следствием дискретности энергетических уровней ядра.

После α – распада обычно излучаются j -лучи с энергией не выше 0,5 МэВ. Бета - распад сопровождается излучением /-квантов с энергией примерно от 0,01 до 10 МэВ.

Нейтронное излучение.

Нейтроны в настоящее время получают путем осуществления ядерных реакций, в процессе протекания которых излучаются названные частицы. Можно выделить три способа получения нейтронов.

Первый способ связан с применением α – либо γ – активных изотопов. В этом случае при облучении некоторых легких ядер протекают реакции с излучением нейтронов.

При использовании α – частиц осуществляют реакции типа Ве⁹(α,n)С¹²; B¹⁰(α,n)N¹³. При использовании γ – лучей осуществляют реакции типа Х(γ,n)Х; Ве⁹(γ,n)Ве⁸.

Второй способ получения нейтронов заключается в осуществлении ядерных реакций под действием ускоренных протонов или дейтронов: Li⁷(p,n)Be⁷; H³(d,n)He⁴; H²(d,n)He³

Третий способ получения нейтронов связан с использованием ядерного реактора. Заметим, что в этом случае получают очень высокие значения потока частиц ~ 10¹⁸ нейтрон/см² сек.

Наиболее широкое применение в настоящее время находят нейтронные источники, в которых используется механическая смесь Be и одного из следующих α – активных изотопов: Ро, Pu, Ra. В таких источниках α – частицы поглощаются ядрами Be, в результате протекает ядерная реакция с образованием нейтронов:

Основные дозиметрические единицы

Поглощенная доза излучения D определяется отношением энергии dW излучения, поглощенной веществом, к массе поглощающего вещества [2]:

(9)

Единицей поглощенной дозы является грэй (Гр); 1 Гр=1 Дж/кг. Специальная единица поглощенной дозы – рад; 1 рад=0,01 Гр. При расчете поглощенной дозы принимают следующий массовый состав мягкой биологической ткани: 76,2 % кислорода, 11,1% углерода, 10,1% водорода, 2,6% азота.

Для сравнения биологических эффектов различных видов излучения служит единица бэр: 1 бэр — единица дозы любого вида ионизирующего излучения в биологической ткани, которая создает тот же биологический эффект, что и доза 1 рад рентгеновского или гамма-излучения. Доза в бэрах связана с дозой в радах коэффициентом качества К, который учитывает неблагоприятность биологических последствий облучения человека в малых дозах следующим равенством:

D_eq=DK

(10)

Экспозиционная доза X - отношение полного заряда dQ ионов одного знака, возникающих в воздухе при полном торможении всех вторичных электронов, к массе dm ионизированного воздуха:

(11)

Единица экспозиционной дозы 1Кл*кг^-1. Специальной единицей
экспозиционной дозы является рентген (Р): 1Р=2,58*10^-4 Кл/кг. Рентген – единица экспозиционной дозы рентгеновского или гамма-излучения, при прохождении которого через 0,001293г воздуха (масса 1 см³ атмосферного воздуха при нормальных условиях) в результате завершения всех ионизационных процессов в воздухе создаются ионы, обусловливающие одну электростатическую единицу количества электричества каждого знака (1Кл=3*10⁹ электростатических единиц электричества).

Мощность экспозиционной дозы определяется скоростью возрастания экспозиционной дозы:

(12)

Для оценки радиационной опасности используют эквивалентную дозу D_eq. Эта величина введена для оценки радиационной опасности хронического облучения излучением произвольного состава и равна

(13)

где индексы i = 1,2,... относятся к компонентам излучения разного качества.

Предельно допустимая доза (ПДД) - наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которое при равномерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала (категории А) неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

Мощность экспозиционной дозы и экспозиционная доза X гамма – излучения точечного источника без защиты определяются выражениями

(14)

(15)

(16)

(17)

где А - активность источника, выражаемая в микрокюри (кюри –специальная единица активности, 1 Ки – 3,7*10¹⁰ ядерных превращений в секунду); k_γ – ионизационная гамма – постоянная изотопа, Р*см²/(ч*мкКи); R – расстояние от источника до детектора, см; m_Ra – гамма – эквивалент источника – условная масса точечного источника ²²⁶Ra, создающего на данном расстоянии такую же мощность экспозиционной дозы, как и данный источник. Специальной единицей гамма – эквивалента является килограмм – эквивалент радия; 1 кг-экв радия на расстоянии 1 см в воздухе создает мощность экспозиционной дозы 2,33 кР/с или 8,4*10⁶ Р/ч; соответственно 1 мг-экв радия – 2,33-10^-3 Р/с или 8,4 Р/ч.

Допустимые условия работы с источниками излучения требуют, чтобы экспозиционная доза была меньше или равна предельно допустимой:

(18)

Нормами радиационной безопасности для персонала установлена предельно допустимая мощность экспозиционной дозы 100 мР в неделю или для 36 – часовой недели 2,8 мР/ч. Допустимые условия работы персонала с источником определяются соотношением:

(19)

m_Ra выражен в мг-экв радия [2].