42. Закрытые и открытые источники ионизирующего излучения. Организация работ с источниками ионизирующего излучения. Методы защиты от внешнего и внутреннего облучения. Контрольные источники ионизирующего излучения

Источники ионизирующих излучений - общие сведения

Проф. Давыдов А.В.

1. Общие сведения и терминология.

Ионизирующее излучение (ionizing radiation) – это поток элементарных частиц или квантов электромагнитного излучения, который создается при радиоактивном распаде, ядерных превращениях, торможении заряженных частиц в веществе, и прохождение которого через вещество приводит к ионизации и возбуждению атомов или молекул среды.

Ионизацию среды могут производить только заряженные частицы - электроны, протоны и другие элементарные частицы и ядра химических элементов. Процесс ионизации заключается в том, что заряженная частица, кинетическая энергия которых достаточна для ионизации атомов, при своем движении в среде взаимодействует с электрическим полем атомов и теряет часть своей энергии на выбивание электронов с электронных оболочек атомов. Нейтральные частицы и электромагнитное излучение не производят ионизацию, но ионизируют среду косвенно, через различные процессы передачи своей энергии среде с порождением вторичного излучения в виде заряженных частиц (электронов, протонов), которые и производят ионизацию среды.

Ионизирующие излучения разделяют на фотонные и корпускулярные.

Фотонное ионизирующее излучение - это все виды электромагнитного излучения, возникающее при изменении энергетического состояния атомных ядер, электронов атомов или аннигиляции частиц - ультрафиолетовое и характеристическое рентгеновское излучение, излучения, возникающие при радиоактивном распаде и других ядерных реакциях и при торможении заряженных частиц в электрическом или магнитном поле.

Корпускулярное ионизирующее излучение - потоки альфa- и бета-частиц, протонов, ускоренных ионов и электронов, нейтронов и др. Корпускулярное излучение потока заряженных частиц относится к классу непосредственно ионизирующего излучения. Корпускулярное излучение потока незаряженных частиц называют косвенно ионизирующим излучением.

Источник ионизирующего излучения (ionizing radiation source) - объект, содержащий радиоактивный материал (радионуклид), или техническое устройство, испускающее или способное в определенных условиях испускать ионизирующее излучение. Предназначен для получения (генерации, индуцирования) потока ионизирующих частиц с определенными свойствами.

Источники излучений применяются в таких приборах, как медицинские гамма- терапевтические аппараты, гамма-дефектоскопы, плотномеры, толщиномеры, нейтрализаторы статического электричества, радиоизотопные релейные приборы, измерители зольности угля, сигнализаторы обледенения, дозиметрическая аппаратура со встроенными источниками и т.п.

По физической основе генерации излучения разделяют радионуклидные источники на основе естественных и искусственных радиоактивных изотопов, и физико-технические источники (нейтронные и рентгеновские трубки, ускорители заряженных частиц и пр.).

Для радионуклидных источников различают открытые и закрытые источники излучения.

Открытый источник ионизирующего излучения (unsealed source) - при использовании которого возможно поступление содержащихся в нём радиоактивных веществ в окружающую среду.

Закрытый источник ионизирующего излучения (sealed source) - в котором радиоактивный материал заключён в оболочку (ампула или защитное покрытие), предотвращающую контакт персонала с радиоактивным материалом и его поступление в окружающую среду свыше допустимых уровней в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.

По видам излучения выделяют источники гамма-излучения, источники заряженных частиц и источники нейтронов. Для радионуклидных источников такое разделение не является абсолютным, т.к. при ядерных реакциях, индуцирующих излучение, основной вид излучения источника может сопровождаться существенным вкладом сопутствующих видов излучения.

По назначению выделяют калибровочные (образцовые), контрольные (рабочие) и промышленные (технологические) источники.

Промышленные источники излучения применяют в различных производственных процессах и установках производственного назначения (ядерные методы каротажа, бесконтактные методы контроля технологических процессов, методы анализа вещества, дефектоскопия и т.п.).

Контрольные источники используются для проверки и настройки ядерно-физических приборов и установок (спектрометров, радиометров, дозиметров и пр.) путем контроля за стабильностью и повторяемостью показаний приборов в определенной геометрии положения источника относительно детектора излучения.

Калибровочные источники используются при калибровке и метрологической поверке ядерно-физической аппаратуры.

Технические характеристики источников излучения:

1. Вид излучения (для радионуклидных – основной по назначению).

2. Геометрия источника (форма и размеры). Геометрически источники могут быть точечными и протяженными. Протяженные источники могут быть линейными, поверхностными или объемными.

3. Активность (количество распадов в единицу времени) и ее распределение по источнику для радионуклидных источников. Мощность или плотность потока излучения для физико-технических источников.

4. Энергетический состав. Энергетический спектр источников может быть моноэнергетическим (испускаются частицы одной фиксированной энергии), дискретным (испускаются моноэнергетические частицы нескольких энергий) или непрерывным (испускаются частицы разных энергий в пределах некоторого энергетического диапазона).

5. Угловое распределение излучения. Среди многообразия угловых распределений излучений источников для решения большинства практических задач обычно задаются изотропное, косинусоидальное или мононаправленное.

ГОСТ Р 51873-2002 – Источники ионизирующего излучения радионуклидные закрытые. Общие технические требования. Введен в действие в 2003 г. Стандарт распространяется на закрытые радионуклидные источники альфа-, бета-, гамма-, рентгеновского и нейтронного излучений. Не распространяется на образцовые и контрольные источники, а также на источники, активность радионуклидов в которых не превышает минимально значимой, установленной «Нормами радиационной безопасности».

Согласно стандарту источники должны быть герметичными, с установленными классами прочности, допустимых климатических и механических воздействий по ГОСТ 25926 (но не ниже диапазона от -50 до +50оС и влажности не менее 98% при +40оС). Срок службы источника должен быть не менее:

— двух периодов полураспада - для источников с периодом полураспада менее 0,5 года;

— одного периода полураспада (но не менее 1 года) - с периодом полураспада от 0,5 до 5 лет;

— 5 лет - для источников гамма- и нейтронного излучений с периодом полураспада 5 и более лет. Для источников альфа-, бета- и рентгеновского излучений с периодом полураспада 5 и более лет срок службы устанавливают в нормативном документе на конкретный тип источника.

Источники относятся к невосстанавливаемым промышленным изделиям и не подлежат ремонту. При сохранении радиационных параметров в пределах, удовлетворяющих пользователя, сохранении герметичности и отсутствии дефектов допускается продление срока эксплуатации источника. Порядок продления устанавливают органы государственного управления использованием атомной энергией.

Единицы измерения радиоактивности и доз облучения.

Мерой радиоактивности радионуклида является его активность, которая измеряется в Беккерелях (Бк). Один Бк равен 1 ядерному превращению в секунду. Несистемная единица - Кюри (Ки), активность 1 г радия (Ra). 1 Кюри = 3.7*1010 Бк.

Доза ионизирующего излучения (radiation dose) - количество энергии ионизирующего излучения, которое воспринимается некоторой средой за определенный промежуток времени.

Поглощённая доза - энергия, поглощённая единицей массы облучаемого вещества. За единицу поглощённой дозы облучения принимается грей (Гр) = 1 джоуль на килограмм (Дж/кг).

Поглощённая доза различных видов излучения вызывает в единице массы биологической ткани различное биологическое действие. Эквивалентная доза равна произведению поглощённой дозы на средний коэффициент качества излучения по сравнению с гамма-излучением. Значения коэффициента: рентгеновское излучение, электроны, позитроны, бета-излучение -1, нейтроны тепловые – 3, протоны, нейтроны быстрые – 10, альфа-частицы и ядра отдачи – 20. В качестве единицы измерения эквивалентной дозы принят зиверт (Зв) - доза любого излучения, поглощённая 1 кг биологической ткани и приносящая такой же биологический вред, как и поглощённая доза фотонного излучения в 1 Гр. Внесистемная единица - бэр. 1 Зв = 100 бэр.

Экспозиционная доза (Дэксп) служит для характеристики фотонного излучения и определяет меру ионизации воздуха под действием этих лучей. Она равна дозе излучения, при которой в 1 кг атмосферного воздуха возникают ионы, несущие заряд электричества в 1 кулон (Кл). Дэксп = Кл/кг. Внесистемная единица - рентген (Р). 1 Р = 2,58 · 10-4 Кл/кг.

Основные радионуклиды мониторинга среды. Ниже в таблице приведены краткие данные по ядерно-физическим характеристикам радионуклидов, содержание которых в окружающей среде, в строительных материалах, в рабочих и бытовых помещениях и, особенно, в пищевых продуктах сельского хозяйства может быть значимым по радиационной опасности для здоровья человека.

Особого внимания заслуживает Радон-222, продукт распада Ra-226. Он является инертным газом, и выделяется из любых сред и объектов (почвы, строительные материалы и пр.), которые практически всегда содержат уран и продукты его распада. Средняя концентрация радона на уровне земли вне помещений составляет 8 Бк/м3 . Период полураспада радона составляет 3.824 суток, и он может накапливаться в закрытых и плохо вентилируемых помещениях.

Основную часть облучения население Земли получает от естественных источников радиации. Это природные радионуклиды и космические лучи. Полная доза, обусловленная естественными источниками радиации, составляет в среднем около 2,4 мЗв в год.

2. Источники заряженных частиц.

Известны десятки элементарных заряженных частиц, но время жизни большинства из них не превышает микросекунд. К элементарным заряженным частицам, участвующим в ядерных реакциях, относят бета-частицы (электроны и позитроны), протоны и альфа-частицы (ядра гелия 4Не, заряд +2, масса 4).

Взаимодействие заряженных частиц с веществом. Заряженные частицы относятся к малопроникающим видам ионизирующего излучения. При своем движении в веществе они взаимодействуют с элект­рическими полями атомов среды. В результате взаимодей­ствия электроны атомов среды получает до­полнительную энергию и переходит на более удаленные от ядра энергетические уровни (процесс возбуждения) или совсем покидает атомы (процесс ионизации). При прохождении вблизи атомного ядра частицы испытывает торможение в его электрическом поле, которое сопровождается испусканием тормоз­ного гамма-излучения.

Длина пробега частицы в веществе зависит от ее заряда, массы, началь­ной кинетической энергии, и от свойств среды. Пробег увеличивается с возрастанием энер­гии частицы и уменьшением плотности среды. Массивные частицы обладают меньшими ско­ростями, чем легкие, взаимо­действуют с атомами более эффективно и быстрее теряют свою энергию.

Пробег бета-частиц в воздухе – до нескольких метров в зависимости от энергии. От потока бета-частиц с максималь­ной энергией 2 МэВ полностью защищает слой алюминия толщиной 3,5 мм, железа – 1,2 мм, свинца – 0,8 мм. Одежда поглощает до 50 % бета-частиц. При внешнем облучении организма на глубину более 1 мм проникает 20—25 % бета-частиц.

Альфа-частицы, имеющие большую массу, при столкновениях с электронами атомных обо­лочек испытывают очень небольшие отклонения от своего перво­начального направления и движутся почти прямолинейно. Про­беги альфа-частиц в веществе очень малы. Например, у альфа-частицы с энергией 4 МэВ длина пробега в воздухе примерно 2,5 см, в воде или в мягких тканях животных и человека - сотые доли миллиметра.

Источники бета-излучения.

Бета-излучение (beta radiation) – корпускулярное ионизирующее излучение, поток электронов или позитронов, возникающий при бета-распаде атомных ядер с выбросом из ядра электрона или позитрона со скоростью, близкой к скорости света.

Бета-распад радионуклидов сопровождается излучением нейтрино, при этом разделение энергия распада между электроном и нейтрино имеет случайный характер. Это приводит к тому, что энергетическое распределение излучаемых бета-частиц является непрерывным от 0 до определенной для каждого изотопа максимальной энергии Емах, мода распределения сдвинута в область низких энергий, а среднее значение энергии частиц порядка (0,25-0,45)Емах. Пример энергетического распределения бета-излучения приведен на рис. 1.

Рис 1. Пример распределения бета-излучения по энергии

Чем меньше период полураспада радионуклида, тем больше максимальная энергия излучаемых бета-частиц. Интервал значений Емах для различных радионуклидов простирается от десятка кэВ до десятка МэВ, но периоды полураспада нуклидов в последнем случае очень малы, что затрудняет их использование для технологических целей.

Характеристика проникающей способности излучения обычно дается по средней величине поглощения энергии излучения при прохождении излучения через слой вещества с поверхностной плотностью 1 г/см2. Поглощение энергии бета-частиц при прохождении через вещество составляет порядка 2 МэВ на 1 г/см2, и защита от излучения радионуклидных источников не представляет проблем. Слой свинца толщиной 1 мм практически полностью поглощает излучение с энергией до 2,5 МэВ.

Источники бета-излучения (дисковые и точечные) изготавливаются в тонкослойном варианте на специальных подложках, от материала которых существенно зависит коэффициент отражения бета-частиц от подложки (увеличивается с увеличением атомного номера материала, и может достигать десятков процентов для тяжелых металлов). Толщина активного слоя и наличие на активном слое защитного покрытия зависит от назначения источника и энергии излучения. При спектрометрических измерениях поглощение энергии частиц в активном слое и защитном покрытии не должно превышать 2-3%. Диапазон активности источников от 0,3 до 20 ГБк.

Мощные источники изготавливаются в виде герметических капсул из титана или нержавеющей стали, имеющих специальное выходное окно для бета-излучения. Так, изотопная установка «СИРИУС–3200» на смеси изотопов Sr-Y с активностью 3200 Ки обеспечивает выходную плотность потока электронов до 108 электр·см–2 ·с–1.

В таблице 1 приведены наиболее распространенные радионуклидные источники бета-частиц.

Таблица 1. Радионуклидные источники бета-частиц.

Бета-распад для большинства радионуклидов сопровождается сильным гамма-излучением. Это объясняется тем, что конечное ядро распада образуется в возбужденном состоянии, энергия которого снимается испусканием гамма-квантов. Кроме того, при торможении бета-частиц в плотной среде возникает тормозное гамма-излучение, а перестройка электронной оболочки нового атома сопровождается появлением характеристического рентгеновского излучения.

Промышленные физико-технические источники заряженных частиц - ускорители электронов (микротроны, бетатроны линейные волновые ускорители) используются для получения высокоэнергетических потоков электронов (более 3-5 МэВ).

В отличие от изотопных источников с непрерывным спектром электронов, ускорители дают пучок электронов фиксированной энергии, причём поток и энергия электронов могут варьироваться в широких интервалах.

Рис 2. Ускоритель ЭЛВ-8 (Новосибирск)

В России используются промышленные ускорители серии ЭЛВ с энергией (0.2-2.5) МэВ, мощностью до 400 кВт, и серии ИЛУ с энергией (0.7-5) МэВ, мощностью до 50 кВт. Машины рассчитаны на непрерывную работу в промышленных условиях, снабжены разнообразными системами развертки пучка электронов для облучения различных продуктов. Они применяются для радиационно-химических технологий, используемых при производстве кабельной продукции с термостойкой изоляцией, полимерных труб горячего водоснабжения, термоусаживаемых труб, хладостойких полимеров, полимерных рулонных композитных материалов и т.п. Импульсный ускоритель РИУС-5 создает ток электронов в импульсах (0.02-2) мкс до 100 кА при энергии электронов до 14 МэВ. Малогабаритные импульсные бетатроны типа МИБ используются для радиографического контроля качества материалов и изделий в нестационарных условиях.

Источники альфа-излучения.

Альфа-излучение – это корпускулярное ионизирующее излучение, представляет собой поток альфа-частиц (ядер атомов гелия) с энергией до 10 МэВ, начальная скорость около 20 тыс. км/с. Эти частицы испускаются при распаде радионуклидов с большим атомным номером, в основном это трансурановые элементы с атомными номерами более 92. Их ионизирующая способность огромна, а проникающая способность незначительна. Длина пробега в воздухе составляет 3—11 см (примерно равна энергии частиц в МэВ), в жидких и твердых средах — сотые доли миллиметра. Слой вещества с поверхностной плотностью 0,01 г/см2 полностью поглощает излучение с энергией до 10 МэВ. Внешнее альфа-излучение поглощается в роговом слое кожи человека.

В радионуклидных источниках альфа-излучения используется альфа-распад нестабильных ядер как естественных изотопов, так и тяжелых искусственных изотопов. Основной диапазон энергий альфа-частиц при распаде от 4 до 8 МэВ. Энергетическое распределение излучения дискретно и представлено альфа-частицами нескольких групп энергий. Выход альфа-частиц с максимальной энергией обычно максимален, ширина энергетических линий излучения очень мала. Для изготовления радионуклидных альфа-источников используются изотопы с максимальным выходом альфа-частиц и с минимальным сопутствующим гамма-излучением. Изготавливаются источники в тонкослойном варианте на металлических подложках.

Таблица 2. Радионуклидные источники альфа-частиц.

Практически чистые альфа-излучатели (например, полоний-210) являются великолепными источниками энергии. Удельная мощность излучателя на базе Ро-210 составляет более 1200 Ватт на кубический сантиметр. Полоний-210 послужил в качестве обогревателя «Лунохода-2», поддерживая температурные условия, необходимые для работы аппаратуры. В качестве источников энергии полоний-210 широко задействован в качестве источников питания удалённых маяков. Применяется он также для удаления статического электричества на текстильных фабриках, ионизации воздуха для лучшего горения топлива в мартеновских печах, и даже для удаления пыли с фотоплёнок.

Выпускаются и низкоактивные источники, используемые в качестве эталонов излучения для калибровки радиометров, дозиметров и прочей измерительной аппаратуры. Образцовые источники альфа-излучения изготавливаются на базе изотопов уран-234 и 238, плутоний-239.

К физико-техническим источникам пучков ионов гелия, протонов или тяжелых ионов относится циклотрон. Это ускоритель протонов (или ионов), в котором частота ускоряющего электрического поля и магнитное поле постоянны во времени. Частицы движутся в циклотроне по плоской развертывающейся спирали. Максимальная энергия ускоренных протонов 20 МэВ.

3. Источники электромагнитного (фотонного) излучения.

Источники гамма-излучения.

Гамма-излучение (gamma radiation) - коротковолновое электромагнитное излучение с длиной волны менее 0,1 нм, которое возникает при распаде радиоактивных ядер, переходе ядер из возбужденного состояния в основное, при взаимодействии быстрых заряженных частиц с веществом, аннигиляции электронно-позитронных пар и при других превращениях элементарных частиц. В виду того, что ядра имеют только определенные разрешенные уровни энергетического состояния, спектр гамма-излучения дискретен и состоит, как правило, из нескольких групп энергий в диапазоне от нескольких кэВ до десятка МэВ. Для радионуклидов с большими атомными номерами количество энергетических групп гамма-квантов может достигать нескольких десятков, но они резко различаются по вероятности выхода и количество квантовых линий с наибольшим выходом обычно невелико.

Поток гамма-квантов обладает волновыми и корпускулярными свойствами и распространяется со скоростью света. Высокая проникающая способность гамма-излучения объясняется отсутствием электрического заряда и значительным запасом энергии. Интенсивность облучения гамма-лучами снижается обратно пропорционально квадрату расстояния от точечного источника.

Гамма-кванты взаимодействуют в основном с электронными оболочками атомов, передавая часть своей энергии электронам в процессе фотоэффекта и эффекта Комптона. При фотоэффекте фотон поглощается атомом среды с испусканием электрона, причем энергия фотона за вычетом энергии связи электрона в атоме передается освобожденному электрону. Вероятность фотоэффекта максимальна в области энергий квантов менее 200 кэВ, и быстро убывает с ростом энергии фотона. В случае эффекта Комптона на выбивание электрона с атомной оболочки расходуется только часть энергии фотона, а сам фотон изменяет направление движения. Комптоновское рассеяние преобладает в области энергий (0.2-5) МэВ и пропорционально атомному номеру среды. При энергии фотона выше 1,022 МэВ вблизи атомного ядра становится возможным образование пар электрон - позитрон, вероятность этого процесса увеличивается с ростом энергии фотона.

Пути пробега гамма-квантов в воздухе измеря­ются сотнями метров, в твердом веществе — десятками сантимет­ров. Проникающая способность гамма-излуче­ния увеличивается с ростом энергии гамма-квантов и умень­шается с увеличением плотности среды. Ослабление фотонного ионизирующего излучения слоем вещества происходит по экспоненциальному закону. Для энергии излучения 1 МэВ толщина слоя десятикратного ослабления составляет порядка 30 г/см2 (2,5 см свинца, 4 см железа или 12-15 см бетона).

Радионуклидные источники гамма-квантов - естественные и искусственные бета-активные изотопы (таблица 3), дешевые и удобные в эксплуатации. При бета-распаде нуклидов ядро - продукт распада, образуется в возбужденном состоянии. Переход возбужденного ядра в основное состояние происходит с испусканием одного или нескольких следующих друг за другом гамма-квантов, снимающих энергию возбуждения. Радионуклидные источники представляют собой герметичные ампулы из нержавеющей стали или алюминия, заполненные активным изотопом. Энергия гамма-квантов радионуклидных источников не превышает 3 МэВ.

Таблица 3. Радионуклидные источники гамма-излучения.

В настоящее время мощные источники гамма-излучения нашли применение в медицине (радиотерапия, стерилизация инструментов и материалов), в геологии и горной промышленности (плотнометрия, рудосортировка), в радиационной химии (радиационно-химическая модификация материалов, синтез полимеров), и во многих других отраслях промышленного производства и строительства (дефектоскопия, массометрия, толщинометрия материалов и многое другое).

В радиологических отделениях онкологических диспансеров эксплуатируются закрытые радионуклидные источники с суммарной активностью до 5*1014 Бк. Переносные гамма-дефектоскопы типа "Гаммарид" и "Стапель-5М" на основе иридия-192 имеют источники с активностью от 85 до 120 Бк.

Физико-технические источники излучения представляют собой ускорители электронов, которые используются для генерации гамма-излучения. В этих ускорителях электронный поток разгоняется до энергий в несколько МэВ и направляется на мишень (цирконий, барий, висмут и др.), в которой возникает мощный поток гамма-квантов тормозного излучения с непрерывным спектром от нуля до максимальной энергии электронов.

Для создания мощных импульсных потоков тормозного гамма-излучения используются установки ЛИУ–10, ЛИУ–15, УИН–10, РИУС–5. Импульсный ускоритель РИУС-5 создает ток электронов в импульсах (0.02-2) мкс до 100 кА при энергии электронов до 14 МэВ, что позволяет создавать мощность дозы тормозного излучения до 1013 Р/с со средней энергией гамма-квантов порядка 2 МэВ.

Малогабаритные импульсные бетатроны типа МИБ используются для радиографического контроля качества материалов и изделий в нестационарных условиях: на монтажных и строительных площадках, при контроле сварных соединений и запорной арматуры нефте- и газопроводов, контроле опор мостов и других ответственных строительных конструкций, а также контроле литья и сварных соединений больших толщин. Максимальная энергия тормозного излучения установок до 7.5 МэВ, максимальная толщина просвечивания материалов до 300 мм.

Источники рентгеновского излучения.

Рентгеновское излучение по своим физическим свойствам аналогично гамма-излучению, но природа его совсем другая. Это низкоэнергетическое (не более 100 кэВ) электромагнитное излучение. Оно возникает при возбуждении атомов элементов потоком электронов, альфа-частиц или гамма-квантов, при котором происходит выброс электронов с электронных оболочек атома. Восстановление электронных оболочек атома сопровождается излучением рентгеновских квантов и имеет линейчатый спектр энергий связи электронов с ядром на электронных оболочках.

Рентгеновское излучение сопровождает также бета-распад радионуклидов, при котором ядро элемента увеличивает свой заряд на +1, и происходит перестройка его электронной оболочки. Этот процесс позволяет создавать достаточно мощные и дешевые радионуклидные источники рентгеновского излучения (таблица 4). Естественно, что такие источники одновременно являются источниками определенного бета- и гамма-излучения. Для изготовления источников используются радионуклиды с минимальной энергией излучаемых бета-частиц и гамма-квантов.

Таблица 4. Радионуклидные источники квантов низких энергий.

Защита от рентгеновского излучения существенно проще защиты от гамма-излучения. Слой свинца 1 мм обеспечивает десятикратное ослабление излучения с энергией 100 кэВ.

Физико-технические источники рентгеновского излучения - рентгеновские трубки, в которых под воздействием потока электронов, разогнанных до нескольких десятков кэВ, в мишени (аноде трубки) возбуждается излучение.

Рентгеновская трубка состоит из стеклянного вакуумного баллона с впаянными электродами – катодом, нагреваемым до высокой температуры, и анодом. Электроны, испускаемые катодом, ускоряются в пространстве между электродами сильным электрическим полем (до 500 кВ для мощных трубок) и бомбардируют анод. При ударе электронов об анод их кинетическая энергия частично преобразуется в энергию характеристического и тормозного излучения. КПД рентгеновских трубок обычно не превышает 3%. Поскольку большая часть кинетической энергии электронов превращается в тепло, анод выполняется из металла с высокой теплопроводностью, а на его поверхность (под 45о к потоку электронов) в зоне фокусировки потока наносится мишень из материала с большим атомным номером, например вольфрама. Для мощных рентгеновских трубок применяется принудительное охлаждение анода (водой или специальным раствором). Удельная мощность, рассеиваемая анодом в современных трубках, от 10 до 104 Вт/мм2 .

Рис 3. Спектр излучения рентгеновской трубки

Типовой спектр излучения рентгеновской трубки приведен на рис. 3. Он состоит из непрерывного спектра тормозного излучения электронного пучка и характеристических линий рентгеновского излучения (острые пики) при возбуждении внутренних электронных оболочек атомов мишени.

4. Источники нейтронов.

Нейтронное излучение - это поток нейтральных частиц, имеющих массу, примерно равную массе протона. Эти частицы вылетают из ядер атомов при некоторых ядерных реакциях, в частности, при реакциях деления ядер урана и плутония. Вследствие того, что нейтроны не имеют электрического заряда, нейтронное излучение взаимодействует только с атомными ядрами среды и обладает достаточно большой проникающей способностью. В зависимости от кинетической энергии (в сравнении со средней энергией теплового движения Et ≈ 0.025 эВ) нейтроны условно подразделяют на тепловые (Е ~ Et), медленные (Et < E < 1 кэВ), промежуточные (1 < E < 500 кэВ) и быстрые (E > 500 кэВ).

Процесс ослабления нейтронного излучения при прохождении через вещество складывается из процессов замедления быстрых и промежуточных нейтронов, диффузии тепловых нейтронов и их захвата ядрами среды.

В процессах замедления быстрых и промежуточных нейтронов основную роль играет передача нейтронами энергии ядрам среды при прямых столкновениях с ними (неупругое и упругое рассеяние). При неупругом рассеянии часть энергии нейтронов расходуется на возбуждение ядра, которое снимается гамма-излучением. При упругом рассеянии чем меньше масса ядра и больше угол рассеяния, тем большую часть своей энергии передает нейтрон ядру. Вероятность упругого рассеяния практически постоянна до энергий 200 кэВ, и уменьшается в 3-5 раз по мере роста энергии нейтронов.

Радиационный захват нейтронов возможен на любых ядрах, за исключением ядер гелия. При захвате образуется возбужденное ядро, которое переходит в основное состояние с испусканием гамма-излучения, характерного для каждого нуклида, что широко используется для нейтронно-активационного анализа химического состава сред с высочайшей степенью точности (до 10-8%). На легких ядрах наблюдаются ядерные реакции с вылетом протонов и альфа-частиц. Тяжелые ядра при захвате нейтронов делятся на два более легких ядра с освобождением энергии до 200 МэВ, из которых порядка 160 МэВ передается осколкам деления. Вероятность захвата имеет индивидуальную для нуклидов зависимость от энергии нейтронов, с резонансными пиками и спадом к области высоких энергий. Захват нейтронов преобладает для медленных и тепловых нейтронов.

Защита от нейтронов выполняется из смеси (слоев) тяжелых элементов (железо, свинец для неупругого рассеяния), легких водородо- и углеродосодержащих веществ (вода, парафин, графит – упругое рассеяние), и элементов захвата тепловых нейтронов (водород, бор). При среднем соотношении 1:4 тяжелых и легких элементов ослабление потока нейтронов в 10:100:1000 раз достигается в слоях примерно 20:32:40 см.

Из всех видов внешних воздействий на человека нейтронное излучение наиболее опасно, т.к. интенсивно замедляется и поглощается водородосодержащей средой организма и вызывает ядерные реакции в его внутренних органах.

Радионуклидные источники нейтронов (таблица 5) выполняются на основе возбуждения в определенных химических элементах ядерных реакций типа (a,n) - поглощение альфа-частицы Þ испускание нейтрона, или (g,n) - поглощение гамма-кванта Þ испускание нейтрона. Они представляют собой, как правило, однородную спрессованную смесь элемента-излучателя альфа-частиц или гамма-квантов и элемента-мишени, в котором возбуждается ядерная реакция. В качестве альфа-излучателей используются полоний, радий, плутоний, америций, кюрий, в качестве гамма-излучателей - сурьма, иттрий, радий, мезоторий. Элементы - мишени для альфа-излучателей - бериллий, бор, для гамма-излучателей - бериллий, дейтерий. Смесь элементов запаивается в ампулы из нержавеющей стали.

Наиболее известными ампульными источниками являются радиево-бериллиевый и полониево-бериллиевый. Полоний-210 - практически чистый альфа-излучатель. Распад полония сопровождается гамма-излучением слабой интенсивности. Основной недостаток - небольшой срок службы, определяемый периодом полураспада полония.

В калифорниевом нейтронном источнике используется спонтанная ядерная реакция с выбросом нейтрона из ядра, которая сопровождается сильным гамма-излучением. При каждом делении ядра выделяется четыре нейтрона. 1 г источника в секунду выделяет 2,4*1012 нейтронов, что соответствует нейтронному потоку среднего ядерного реактора. Источники имеют постоянный поток нейтронов (не требуется мониторинг), “точечность” излучения, длительный ресурс (более трех лет), сравнительно низкую стоимость.

Источники тепловых нейтронов выполняются аналогично и дополнительно содержат графитовый чехол-замедлитель.

Таблица 5. Радионуклидные источники нейтронов.

Энергетические спектры альфа-нейтронных источников непрерывны, от тепловых до 6-8 МэВ, гамма-нейтронных - приблизительно моноэнергетические, десятки или сотни кэВ. Выход гамма-нейтронных источников на 1-2 порядка меньше, чем альфа-нейтронных, и сопровождается сильным гамма-излучением. У альфа-нейтронных источников сопровождающее гамма-излучение, как правило, низкоэнергетическое и достаточно слабое, за исключением источников с радием (излучение радия и продуктов его распада) и америцием (низкоэнергетическое излучение америция).

Альфа-нейтронные источники обычно ограничены по применению интервалом 5-10 лет, что вызвано возможностью разгерметизации ампулы при накоплении в ней гелия и повышении внутреннего давления.

Физико-техническим источником нейтронов является нейтронная трубка. Она представляет собой малогабаритный электростатический ускоритель заряженных частиц - дейтонов (ядер атомов дейтерия 2НºD), которые разгоняются до энергии более 100 кэВ, и направляются на тонкие мишени из дейтерия или трития (3НºT), в которых индуцируются ядерные реакции:

d + D Þ 3He + n + 3.3 МэВ, d + T Þ 4He + n + 14.6 МэВ.

Большую часть выделяющейся энергии уносит нейтрон. Распределение энергии нейтронов достаточно узкое и практически моноэнергетическое по углам вылета. Выход нейтронов порядка 108 на 1 микрокулон дейтонов. Работают нейтронные трубки, как правило, в импульсном режиме, при этом мощность выхода может превышать 1012 n/с.

Портативные нейтронные генераторы практически не обладают радиационной опасностью в выключенном состоянии, имеют возможность регулирования режима излучения нейтронов. К недостаткам генераторов относятся ограниченный ресурс работы (100-300 часов) и нестабильность выхода нейтронов от импульса к импульсу (до 50 %).

5. Инвентаризация и утилизация источников

Радионуклидные источники ионизирующего излучения представляют собой потенциальную опасность для населения по следующим причинам:

1. Они распространены по многим организациям, и не везде осуществляется штатный жизненный цикл источников (приобретение – учёт – контроль - использование – захоронение).

2. Источники ионизирующего излучения не могут быть обеспечены надёжной охраной.

3. Конструкция источников ионизирующего излучения такова, что при небрежном или неумелом обращении они могут нанести вред здоровью человека.

В России на базе ФГУП Всероссийского научно-исследовательского института химической технологии (ВНИИХТ) Росатома создан Центр государственного учета и контроля радиоактивных веществ и отходов. В 2000-2001 гг., согласно решению Правительства РФ, проведена Государственная инвентаризация радиоактивных материалов, радиоактивных отходов и источников ионизирующих излучений. Созданы и функционируют региональные ведомственные информационно аналитические центры. Они производят сбор, обработку и анализ информации об образовании, перемещении, переработке и хранению РВ.

Масштабы и сфера использования радионуклидных источников имеют тенденцию к увеличению, и проблема безопасности обращения с источниками на всех этапах их жизнедеятельного цикла была и будет оставаться одной из важных. В России действует уголовная ответственность за незаконное приобретение, хранение, использование, передачу или разрушение радиоактивных материалов.

Высокоактивные источники утилизируются на "ПО "Маяк". Низкоактивные источники захораниваются на региональных предприятиях НПО "Радон".

Радиофобия. Паническую боязнь любого ионизирующего из­лучения в любом количестве называют радиофобией. Неразумно выбегать из комнаты, в которой ра­ботает счетчик Гейгера и регистрирует естественный радиоак­тивный фон. Нужно понимать, что через каждый см2 вашей кожи внутрь человека ежесекундно проходит порядка 10 ионизирующих частиц, а в теле человека происходит примерно 105 распадов в минуту.

Радиофобия в настоящее время распространилась на телеви­зор, как источник рентгеновского излучения, и на самолет, выносящий человека в верхние слои ат­мосферы, где более высок уровень космического излучения. Те­левизор действительно является источником рентгеновского излу­чения, но при ежедневном просмотре телевизионных программ по три-четыре часа в день за год будет получена доза в 100—200 раз меньше естественного фона. Полет в современном самолете на расстояние 2000 км обусловливает получение примерно одной сотой долю среднего значения естествен­ного облучения в год. На Земле имеются области, где уровень радиации в сотни раз превосходит средний (до 250 мЗв), однако неблагоприятных влияний на здоровье живущих там людей не отмечено.

Уменьшение дозы излучения при необходимости работы с источником ионизирующего излучения может быть осуществлено тремя путями: увеличением расстояния от источника, уменьше­нием времени пребывания около источника, установкой экрана, поглощающего излучение. При удалении от точечного источника доза излучения убывает обратно пропорционально квадрату расстояния.

А.В.Давыдов

16.11.09.

URL: http://www.prodav.narod.ru/other/radiators.htm

http://prodav.exponenta.ru/other/radiators.htm

stecgroup.ru

4. Источники ионизирующих излучений

Источники ионизирующих излучений подразделяются на природные и искусственные.

К природным источникам относятся космическое излучение и природные радионуклиды, содержащиеся в окружающей среде и поступающие в организм человека с воздухом, водой и пищей. Искусственные источники излучения разделяются на медицинские (диагностические и радиотерапевтические процедуры) и техногенные (искусственные и специально сконцентрированные человеком природные радионуклиды, генераторы ионизирующего излучения и др.).

В отличие от электромагнитного излучения радиочастотного диапазона и диапазона промышленных частот, ионизирующее излучение присуще окружающей нас естественной (природной) среде и человек всегда подвергался и подвергается облучению естественного радиационного фона, состоящим из

а) космического излучения;

б) излучения естественно распределенных природных радиоактивных веществ (на поверхности земли, в приземной атмосфере, продуктах питания, воде и др.). Естественный фон внешнего излучения на территории нашей страны создает мощность эквивалентной дозы 0,36-1,8 мЗв/год или 0,036-018 бэр/год .

Примерно половина радиационного природного фона доходит до организма через воздух при облучении легких за счет радиоактивных газов радона (222Rn), торона (220Rn) и их продуктов распада. Радон, в свою очередь, происходит от радия, повсеместно присутствующего в почве, стенах зданий и других объектах среды. Если полы в доме со щелями, а вентиляция помещений слабая, то в некоторых местах и домах индивидуальные дозы на легкие могут доходить до устрашающих уровней (иногда даже до 100 бэр в год).

Кроме естественного фона облучения человек облучается и другими источниками, например при медицинском обследовании.

Источники ИИ на производстве. В условиях производства человек может облучаться при работе с радиационными дефектоскопами, толщиномерами, плотномерами и др. измерительной техникой, использующей рентгеновское излучение и радиоактивные изотопы, с термоэлектрическими генераторами, установками рентгеноструктурного анализа, высоковольтными электровакуумными приборами, а так же при работе с радиоактивными веществами.

5. Нормирование ионизирующих излучений.

В Федеральном законе  «О радиационной безопасности населения» сказано следующее:  «Радиационная безопасность населения - состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения» (статья 1).

«Граждане Российской Федерации, иностранные граждане и лица без гражданства, проживающие на территории Российской Федерации, имеют право на радиационную безопасность. Это право обеспечивается за счет проведения комплекса мероприятий по предотвращению радиационного воздействия на организм человека ионизирующего излучения выше установленных норм, правил и нормативов, выполнения гражданами и организациями, осуществляющими деятельность с использованием источников ионизирующего излучения, требований к обеспечению радиационной безопасности» (статья 22).

В настоящее время предельно допустимые уровни ионизирующего облучения определяются “Нормами радиационной безопасности НРБ-2000, пришедшими на смену НРБ-96”, и “Основными правилами работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87”. НРБ-96, в частности, определяет цель радиационной безопасности как  охрану здоровья  людей  от вредного воздействия ионизирующего излучения путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности без необоснованных ограничений полезной деятельности при использовании  излучения  в различных областях хозяйства , в науке  и медицине. 

Обеспечение радиационной безопасности определяется следующими основными принципами:

• принципом нормирования - т.е. непревышением допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения;

• принципом обоснования - запрещением всех видов деятельности по использованию источников ИИ, при котором полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону;

• принципом оптимизации - поддержании на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ИИ.

В соответствии с НРБ установлены следующие категории лиц.

Персонал  - лица, работающие с техногенными источниками ИИ (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б). Представители группы Б не работают непосредственно с ИИ, но по условиям размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию радиоактивных веществ и других источников излучения, применяемых в учреждениях и удаляемых во внешнюю среду с отходами.

В – все население, включая лиц из персонала, вне сферы их производственной деятельности.

Основные дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения от техногенных источников в контролируемых, т.е. в неаварийных условиях, приведены в таблице.

Таблица - Основные дозовые пределы

Дозы облучения персонала группы Б не должны превышать 1/4 значений для персонала группы А.

Для оперативного контроля, а также учитывая, что при работе с радиоактивными веществами возможно загрязнение ими рабочих поверхностей, попадание их в воздух и организм человека, используется также нормирование по другим параметрам, являющимся производными от основных дозовых пределов:

• пределы годового поступления (ПГП),

• допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА),

• удельные активности (ДУА) и т.д., а также контрольные уровни.

Контрольные уровни устанавливаются администрацией учреждения по согласованию с органами Госсанэпиднадзора. Их численные значения должны учитывать достигнутый в учреждении уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

Документ НРБ-2000 формулирует и требования к ограничению облучения населения. Дело в том, что, несмотря на то, что пороговые эффекты облучения возникают лишь при дозах > 10 бэр в год, МКРЗ придерживается предельно возможной в интересах защиты индивидуума концепции о вредности радиации в самых малых дозах, начиная с нуля и объявляет вредным даже природный вековой фон. Считается, что каждый 1 бэр (10 мЗв) у человека, полученный в течение жизни на все тело, может привести к потере 5 суток жизни.

Радиационная безопасность населения обеспечивается путем ограничения облучения от всех основных источников.

Свойства основных источников и возможности регулирования облучения населения их излучением существенно различны. В связи с этим облучение населения излучением природных, техногенных и медицинских источников регламентируется раздельно с применением разных методологических подходов и технических способов. При этом следует принимать меры как по снижению дозы излучения у отдельных лиц, так и по уменьшению числа лиц, подвергающихся облучению.

Работа с радиоактивными изотопами. Работы с радионуклидами Правила (ОСП) подразделяют на два вида:

Закрытыми источниками ИИ называются любые источники, устройство которых исключает попадание радиоактивных веществ в воздух рабочей зоны. Открытые источники ИИ могут загрязнять воздух рабочей зоны. В связи с этим существуют отдельные требования к работе с закрытыми и открытыми источниками ионизирующих излучений на производстве.

Работы с радионуклидами нормируются в зависимости от класса опасности радионуклида (А, Б, В, Т) и класса опасности работ (I, II, III) (см. рисунок 6).

При работе с установками , использующими рентгеновское излучение (пульты, флюоресцирующие экраны, электронные лампы, видеоконтрольные устройства), нормируется мощность экспозиционной дозы

.

При работе с установками, где рентгеновское излучение является побочным фактором (высоковольтные электронные лампы, микроскопы, осциллографы, электронно-лучевые трубки, установки для плавления, сварки и т. п.) также нормируется Рэксп в любой точке пространства (на расстоянии 5 см от корпуса установки) в зависимости от продолжительности рабочей недели. При 41-часовой недели – Рэкспдоп £ 0,288 мР/час.

На случай чрезвычайной ситуации, вызванной радиационной аварией существует так называемое планируемое повышенное облучение.

Планируемое повышенное облучение персонала при ликвидации аварии выше установленных дозовых пределов (таблица 2) разрешается только в тех случаях, когда нет возможности принять меры, исключающие их превышение, и может быть оправдано лишь спасением жизни людей, предотвращением дальнейшего развития аварии и облучения большого числа людей.

Планируемое повышенное облучение допускается только для мужчин старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения при ликвидации аварии и риске для здоровья.

studfiles.net

42. Закрытые и открытые источники ионизирующего излучения. Организация работ с источниками ионизирующего излучения. Методы защиты от внешнего и внутреннего облучения.

Источники ионизирующего излучения:

а) закрытые источники - радионуклидные источники излучения, устройство которых исключает поступление содержащихся в них радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан, а также устройства, генерирующие ионизирующее излучение (рентгеновские аппараты и т.д.). При работе с закрытыми источниками ионизирующего излучения человек подвергается только внешнему облучению.

б) открытые источники - радионуклидные источники излучения, при использовании которых возможно поступление содержащихся в них радиоактивных веществ в окружающую среду. При работе с открытыми источниками ионизирующего излучения возможно загрязнение окружающей среды и попадание радионуклидов внутрь организма, поэтому человек подвергается не только внешнему, но и внутреннему облучению.

Организация работы с источниками ионизирующего излучения.

Все работы с открытыми радиоактивными веществами подразделяются на три класса, которые устанавливаются в зависимости от:

- степени радиационной опасности нуклида как потенциального источника внутреннего облучения: четыре группы (А, Б, В, Г) в зависимости от минимально значимой активности и радиотоксичности

- фактической активности источника на рабочем месте

Класс работ определяет требования к размещению, набору и оборудованию помещений, в которых проводятся работы с открытыми источниками. Наиболее жесткие требования по радиационной безопасности предъявляются для помещений с первым классом работ. Все объекты, использующие источники ионизирующего излучения, находятся на учете в органах Государственного санитарного надзора и МВД.

Радиационный дозиметрический контроль (контроль за соблюдением допустимых уровней облучения и индивидуальный дозиметрический контроль) проводится службой радиационной безопасности или специально выделенным лицом. Если годовая эффективная эквивалентная доза на персонал предприятия не превышает 1/3 ПДД, то индивидуальный дозиметрический контроль можно не проводить.

Радиационному контролю подлежат:

- радиационные характеристики источников излучения, выбросов в атмосферу, жидких и твердых радиоактивных отходов

- радиационные факторы, создаваемые технологическим процессом на рабочих местах и в окружающей среде

- радиационные факторы на загрязненных территориях и в зданиях с повышенным уровнем природного облучения

- уровни облучения персонала и населения от всех источников излучения, на которые распространяется действие настоящих Норм.

Основными контролируемыми параметрами являются:

- годовая эффективная и эквивалентная дозы

- поступление радионуклидов в организм и их содержание в организме для оценки годового поступления

- объемная или удельная активность радионуклидов в воздухе, воде, продуктах питания, строительных материалах и других

- радиоактивное загрязнение кожных покровов, одежды, обуви, рабочих поверхностей

- доза и мощность дозы внешнего излучения

- плотность потока частиц и фотонов.

При возникновении опасности повышенного по сравнению с естественным фоном облучения отдельных контингентов населения в результате радиационной аварии МЗ устанавливает временные дозовые пределы и допустимые уровни облучения населения для данного региона и участвует в выработке необходимых организационных мероприятий по обеспечению радиационной безопасности на данных территориях.

Основные методы защиты от внешнего облучения:

а) защита количеством - снижение мощности или активности источника ионизирующего излучения

б) защита временен - снижение времени работы с источниками ионизирующего излучения: чем меньше время воздействия ионизирующего излучения на организм, тем меньше доза облучения.

в) защита расстоянием - увеличение расстояния до объекта ионизирующего излучения при работе с ним: излучение от точечного источника уменьшается пропорционально увеличению квадрата расстояния до него

г) защита экранированием:

1) против рентгеновского и гамма-излучения - свинец и уран, может быть использовано просвинцованное стекло, железо, бетон и другие материалы с эквивалентным увеличением толщины экрана

2) против нейтронного излучения:

а. быстрое нейтронное - материалы, содержащие много ионов водорода (вода, парафин, бетон и т.д.)

б. тепловые нейтроны - материалы, содержащие кадмий, бор

+ Дополнительная защита от гамма излучений - свинец.

3) против бета-потока: материалы с малым атомным номером (органическое стекло, пластмасса, аллюминий)

Основные методы защиты от внутреннего облучения (подробнее - вопрос 50):

а) предотвращение поступления радионуклидов в организм

б) снижение всасывания радионуклидов, поступающих в ЖКТ

в) увеличение выведения радионуклидов из организма

studfiles.net

43. Пути обеспечения радиационной безопасности персонала и населения. Радиационный контроль при работе с источниками ионизирующих излучений, используемыми в медицине. Индивидуальная дозиметрия.

Пути обеспечения радиационной безопасности персонала и населения.

В соответствии с принципом оптимизации необходимо:

а) снижение дозы облучения отдельных лиц

б) снижение числа лиц, подвергающихся облучению.

Ограничение облучения населения:

1. Ограничение техногенного облучения в нормальных условиях эксплуатирования источников ионизирующего излучения

- радиационный контроль при работе с техногенными источниками излучения должен осуществляться за всеми основными радиационными показателями, определяющими уровни облучения персонала и населения

- в каждой организации система радиационного контроля должна предусматривать конкретный перечень видов контроля, типов радиометрической и дозиметрической аппаратуры, точек измерения и периодичности контроля

- вклад природных источников излучения в облучение персонала в производственных условиях должен контролироваться и учитываться при оценке доз в тех случаях, когда он превышает 1 мЗв/год

- индивидуальный контроль доз облучения является обязательным для персонала и в зависимости от характера работ включает:

1) радиометрический контроль загрязненности кожных покровов и средств индивидуальной защиты

2) контроль характера, динамики и уровней поступления радиоактивных веществ в организм с использованием методов прямой и/или косвенной радиометрии

3) контроль доз внешнего бета-излучения, гамма-излучения и рентгеновского излучения, а также нейтронов с использованием индивидуальных дозиметров или расчетным путем

По результатам радиационного контроля должны быть рассчитаны значения эффективных доз у персонала, а при необходимости определены значения эквивалентных доз облучения отдельных органов.

- контроль за радиационной обстановкой в зависимости от характера проводимых работ включает:

1) измерение мощности дозы рентгеновского, гамма- и нейтронного излучений, плотности потоков частиц ионизирующего излучения на рабочих местах, в смежных помещениях, на территории организации, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения

2) измерение уровней загрязнения радиоактивными веществами рабочих поверхностей, оборудования, транспортных средств, средств индивидуальной защиты, кожных покровов и одежды персонала

3) определение объемной активности газов и аэрозолей в воздухе рабочих помещений

4) измерение или оценку выбросов и сбросов радиоактивных веществ

5) определение уровней радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения

- индивидуальная доза облучения должна регистрироваться в журнале с последующим внесением в индивидуальную карточку.

- в организациях, проводящих работы с техногенными источниками излучения, администрацией должны устанавливаться контрольные уровни

- результаты радиационного контроля сопоставляются со значениями пределов доз и контрольными уровнями. Превышения контрольных уровней должны анализироваться администрацией организации. О случаях превышения пределов доз для персонала, установленных в приложении 1 к НРБ-2000, или квот облучения населения администрация организации обязана информировать органы и учреждения, осуществляющие государственный санитарный надзор.

studfiles.net

Источники ионизирующих излучений. Общие сведения и терминология. Ионизирующее излучение

Источники ионизирующих излучений.

1. Общие сведения и терминология.

Ионизирующее излучение (ionizing radiation) – это поток элементарных частиц или квантов электромагнитного излучения, который создается при радиоактивном распаде, ядерных превращениях, торможении заряженных частиц в веществе, и прохождение которого через вещество приводит к ионизации и возбуждению атомов или молекул среды.

Ионизацию среды могут производить только заряженные частицы - электроны, протоны и другие элементарные частицы и ядра химических элементов. Процесс ионизации заключается в том, что заряженная частица, кинетическая энергия которых достаточна для ионизации атомов, при своем движении в среде взаимодействует с электрическим полем атомов и теряет часть своей энергии на выбивание электронов с электронных оболочек атомов. Нейтральные частицы и электромагнитное излучение не производят ионизацию, но ионизируют среду косвенно, через различные процессы передачи своей энергии среде с порождением вторичного излучения в виде заряженных частиц (электронов, протонов), которые и производят ионизацию среды.

Ионизирующие излучения разделяют на фотонные и корпускулярные.

Фотонное ионизирующее излучение - это все виды электромагнитного излучения, возникающее при изменении энергетического состояния атомных ядер, электронов атомов или аннигиляции частиц - ультрафиолетовое и характеристическое рентгеновское излучение, излучения, возникающие при радиоактивном распаде и других ядерных реакциях и при торможении заряженных частиц в электрическом или магнитном поле.

Корпускулярное ионизирующее излучение - потоки альфa- и бета-частиц, протонов, ускоренных ионов и электронов, нейтронов и др. Корпускулярное излучение потока заряженных частиц относится к классу непосредственно ионизирующего излучения. Корпускулярное излучение потока незаряженных частиц называют косвенно ионизирующим излучением.

Источник ионизирующего излучения (ionizing radiation source) - объект, содержащий радиоактивный материал (радионуклид), или техническое устройство, испускающее или способное в определенных условиях испускать ионизирующее излучение. Предназначен для получения (генерации, индуцирования) потока ионизирующих частиц с определенными свойствами.

Источники излучений применяются в таких приборах, как медицинские гамма- терапевтические аппараты, гамма-дефектоскопы, плотномеры, толщиномеры, нейтрализаторы статического электричества, радиоизотопные релейные приборы, измерители зольности угля, сигнализаторы обледенения, дозиметрическая аппаратура со встроенными источниками и т.п.

По физической основе генерации излучения разделяют радионуклидные источники на основе естественных и искусственных радиоактивных изотопов, и физико-технические источники (нейтронные и рентгеновские трубки, ускорители заряженных частиц и пр.).

Для радионуклидных источников различают открытые и закрытые источники излучения.

Открытый источник ионизирующего излучения (unsealed source) - при использовании которого возможно поступление содержащихся в нём радиоактивных веществ в окружающую среду.

Закрытый источник ионизирующего излучения (sealed source) - в котором радиоактивный материал заключён в оболочку (ампула или защитное покрытие), предотвращающую контакт персонала с радиоактивным материалом и его поступление в окружающую среду свыше допустимых уровней в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.

По видам излучения выделяют источники гамма-излучения, источники заряженных частиц и источники нейтронов. Для радионуклидных источников такое разделение не является абсолютным, т.к. при ядерных реакциях, индуцирующих излучение, основной вид излучения источника может сопровождаться существенным вкладом сопутствующих видов излучения.

По назначению выделяют калибровочные (образцовые), контрольные (рабочие) и промышленные (технологические) источники.

Промышленные источники излучения применяют в различных производственных процессах и установках производственного назначения (ядерные методы каротажа, бесконтактные методы контроля технологических процессов, методы анализа вещества, дефектоскопия и т.п.).

Контрольные источники используются для проверки и настройки ядерно-физических приборов и установок (спектрометров, радиометров, дозиметров и пр.) путем контроля за стабильностью и повторяемостью показаний приборов в определенной геометрии положения источника относительно детектора излучения.

Калибровочные источники используются при калибровке и метрологической поверке ядерно-физической аппаратуры.

Технические характеристики источников излучения:

1. Вид излучения (для радионуклидных – основной по назначению).

2. Геометрия источника (форма и размеры). Геометрически источники могут быть точечными и протяженными. Протяженные источники могут быть линейными, поверхностными или объемными.

3. Активность (количество распадов в единицу времени) и ее распределение по источнику для радионуклидных источников. Мощность или плотность потока излучения для физико-технических источников.

4. Энергетический состав. Энергетический спектр источников может быть моноэнергетическим (испускаются частицы одной фиксированной энергии), дискретным (испускаются моноэнергетические частицы нескольких энергий) или непрерывным (испускаются частицы разных энергий в пределах некоторого энергетического диапазона).

5. Угловое распределение излучения. Среди многообразия угловых распределений излучений источников для решения большинства практических задач обычно задаются изотропное, косинусоидальное или мононаправленное.

ГОСТ Р 51873-2002 – Источники ионизирующего излучения радионуклидные закрытые. Общие технические требования. Введен в действие в 2003 г. Стандарт распространяется на закрытые радионуклидные источники альфа-, бета-, гамма-, рентгеновского и нейтронного излучений. Не распространяется на образцовые и контрольные источники, а также на источники, активность радионуклидов в которых не превышает минимально значимой, установленной «Нормами радиационной безопасности».

Согласно стандарту источники должны быть герметичными, с установленными классами прочности, допустимых климатических и механических воздействий по ГОСТ 25926 (но не ниже диапазона от -50 до +50оС и влажности не менее 98% при +40оС). Срок службы источника должен быть не менее:

— двух периодов полураспада - для источников с периодом полураспада менее 0,5 года;

— одного периода полураспада (но не менее 1 года) - с периодом полураспада от 0,5 до 5 лет;

— 5 лет - для источников гамма- и нейтронного излучений с периодом полураспада 5 и более лет. Для источников альфа-, бета- и рентгеновского излучений с периодом полураспада 5 и более лет срок службы устанавливают в нормативном документе на конкретный тип источника.

Источники относятся к невосстанавливаемым промышленным изделиям и не подлежат ремонту. При сохранении радиационных параметров в пределах, удовлетворяющих пользователя, сохранении герметичности и отсутствии дефектов допускается продление срока эксплуатации источника. Порядок продления устанавливают органы государственного управления использованием атомной энергией.

Единицы измерения радиоактивности и доз облучения.

Мерой радиоактивности радионуклида является его активность, которая измеряется в Беккерелях (Бк). Один Бк равен 1 ядерному превращению в секунду. Несистемная единица - Кюри (Ки), активность 1 г радия (Ra). 1 Кюри = 3.7*1010 Бк.

Доза ионизирующего излучения (radiation dose) - количество энергии ионизирующего излучения, которое воспринимается некоторой средой за определенный промежуток времени.

Поглощённая доза - энергия, поглощённая единицей массы облучаемого вещества. За единицу поглощённой дозы облучения принимается грей (Гр) = 1 джоуль на килограмм (Дж/кг).

Поглощённая доза различных видов излучения вызывает в единице массы биологической ткани различное биологическое действие. Эквивалентная доза равна произведению поглощённой дозы на средний коэффициент качества излучения по сравнению с гамма-излучением. Значения коэффициента: рентгеновское излучение, электроны, позитроны, бета-излучение -1, нейтроны тепловые – 3, протоны, нейтроны быстрые – 10, альфа-частицы и ядра отдачи – 20. В качестве единицы измерения эквивалентной дозы принят зиверт (Зв) - доза любого излучения, поглощённая 1 кг биологической ткани и приносящая такой же биологический вред, как и поглощённая доза фотонного излучения в 1 Гр. Внесистемная единица - бэр. 1 Зв = 100 бэр.

Экспозиционная доза (Дэксп) служит для характеристики фотонного излучения и определяет меру ионизации воздуха под действием этих лучей. Она равна дозе излучения, при которой в 1 кг атмосферного воздуха возникают ионы, несущие заряд электричества в 1 кулон (Кл). Дэксп = Кл/кг. Внесистемная единица - рентген (Р). 1 Р = 2,58 · 10-4 Кл/кг.

Основные радионуклиды мониторинга среды. Ниже в таблице приведены краткие данные по ядерно-физическим характеристикам радионуклидов, содержание которых в окружающей среде, в строительных материалах, в рабочих и бытовых помещениях и, особенно, в пищевых продуктах сельского хозяйства может быть значимым по радиационной опасности для здоровья человека.

Основную часть облучения население Земли получает от естественных источников радиации. Это природные радионуклиды и космические лучи. Полная доза, обусловленная естественными источниками радиации, составляет в среднем около 2,4 мЗв в год.

2. Источники заряженных частиц.

Известны десятки элементарных заряженных частиц, но время жизни большинства из них не превышает микросекунд. К элементарным заряженным частицам, участвующим в ядерных реакциях, относят бета-частицы (электроны и позитроны), протоны и альфа-частицы (ядра гелия 4Не, заряд +2, масса 4).

Взаимодействие заряженных частиц с веществом. Заряженные частицы относятся к малопроникающим видам ионизирующего излучения. При своем движении в веществе они взаимодействуют с элект­рическими полями атомов среды. В результате взаимодей­ствия электроны атомов среды получает до­полнительную энергию и переходит на более удаленные от ядра энергетические уровни (процесс возбуждения) или совсем покидает атомы (процесс ионизации). При прохождении вблизи атомного ядра частицы испытывает торможение в его электрическом поле, которое сопровождается испусканием тормоз­ного гамма-излучения.

Длина пробега частицы в веществе зависит от ее заряда, массы, началь­ной кинетической энергии, и от свойств среды. Пробег увеличивается с возрастанием энер­гии частицы и уменьшением плотности среды. Массивные частицы обладают меньшими ско­ростями, чем легкие, взаимо­действуют с атомами более эффективно и быстрее теряют свою энергию.

Пробег бета-частиц в воздухе – до нескольких метров в зависимости от энергии. От потока бета-частиц с максималь­ной энергией 2 МэВ полностью защищает слой алюминия толщиной 3,5 мм, железа – 1,2 мм, свинца – 0,8 мм. Одежда поглощает до 50 % бета-частиц. При внешнем облучении организма на глубину более 1 мм проникает 20—25 % бета-частиц.

Альфа-частицы, имеющие большую массу, при столкновениях с электронами атомных обо­лочек испытывают очень небольшие отклонения от своего перво­начального направления и движутся почти прямолинейно. Про­беги альфа-частиц в веществе очень малы. Например, у альфа-частицы с энергией 4 МэВ длина пробега в воздухе примерно 2,5 см, в воде или в мягких тканях животных и человека - сотые доли миллиметра.

Источники бета-излучения.

Бета-излучение (beta radiation) – корпускулярное ионизирующее излучение, поток электронов или позитронов, возникающий при бета-распаде атомных ядер с выбросом из ядра электрона или позитрона со скоростью, близкой к скорости света.

Бета-распад радионуклидов сопровождается излучением нейтрино, при этом разделение энергия распада между электроном и нейтрино имеет случайный характер. Это приводит к тому, что энергетическое распределение излучаемых бета-частиц является непрерывным от 0 до определенной для каждого изотопа максимальной энергии Емах, мода распределения сдвинута в область низких энергий, а среднее значение энергии частиц порядка (0,25-0,45)Емах. Пример энергетического распределения бета-излучения приведен на рис. 1.

Чем меньше период полураспада радионуклида, тем больше максимальная энергия излучаемых бета-частиц. Интервал значений Емах для различных радионуклидов простирается от десятка кэВ до десятка МэВ, но периоды полураспада нуклидов в последнем случае очень малы, что затрудняет их использование для технологических целей.

Характеристика проникающей способности излучения обычно дается по средней величине поглощения энергии излучения при прохождении излучения через слой вещества с поверхностной плотностью 1 г/см2. Поглощение энергии бета-частиц при прохождении через вещество составляет порядка 2 МэВ на 1 г/см2, и защита от излучения радионуклидных источников не представляет проблем. Слой свинца толщиной 1 мм практически полностью поглощает излучение с энергией до 2,5 МэВ.

Источники бета-излучения (дисковые и точечные) изготавливаются в тонкослойном варианте на специальных подложках, от материала которых существенно зависит коэффициент отражения бета-частиц от подложки (увеличивается с увеличением атомного номера материала, и может достигать десятков процентов для тяжелых металлов). Толщина активного слоя и наличие на активном слое защитного покрытия зависит от назначения источника и энергии излучения. При спектрометрических измерениях поглощение энергии частиц в активном слое и защитном покрытии не должно превышать 2-3%. Диапазон активности источников от 0,3 до 20 ГБк.

Мощные источники изготавливаются в виде герметических капсул из титана или нержавеющей стали, имеющих специальное выходное окно для бета-излучения. Так, изотопная установка «СИРИУС–3200» на смеси изотопов Sr-Y с активностью 3200 Ки обеспечивает выходную плотность потока электронов до 108 электр·см–2 ·с–1.

В таблице 1 приведены наиболее распространенные радионуклидные источники бета-частиц.

Таблица 1. Радионуклидные источники бета-частиц.

Промышленные физико-технические источники заряженных частиц - ускорители электронов (микротроны, бетатроны линейные волновые ускорители) используются для получения высокоэнергетических потоков электронов (более 3-5 МэВ).

В отличие от изотопных источников с непрерывным спектром электронов, ускорители дают пучок электронов фиксированной энергии, причём поток и энергия электронов могут варьироваться в широких интервалах.

Рис.2. Ускоритель ЭЛВ-8 (Новосибирск) В России используются промышленные ускорители серии ЭЛВ с энергией (0.2-2.5) МэВ, мощностью до 400 кВт, и серии ИЛУ с энергией (0.7-5) МэВ, мощностью до 50 кВт. Машины рассчитаны на непрерывную работу в промышленных условиях, снабжены разнообразными системами развертки пучка электронов для облучения различных продуктов. Они применяются для радиационно-химических технологий, используемых при производстве кабельной продукции с термостойкой изоляцией, полимерных труб горячего водоснабжения, термоусаживаемых труб, хладостойких полимеров, полимерных рулонных композитных материалов и т.п. Импульсный ускоритель РИУС-5 создает ток электронов в импульсах (0.02-2) мкс до 100 кА при энергии электронов до 14 МэВ. Малогабаритные импульсные бетатроны типа МИБ используются для радиографического контроля качества материалов и изделий в нестационарных условиях.

Источники альфа-излучения.

Альфа-излучение – это корпускулярное ионизирующее излучение, представляет собой поток альфа-частиц (ядер атомов гелия) с энергией до 10 МэВ, начальная скорость около 20 тыс. км/с. Эти частицы испускаются при распаде радионуклидов с большим атомным номером, в основном это трансурановые элементы с атомными номерами более 92. Их ионизирующая способность огромна, а проникающая способность незначительна. Длина пробега в воздухе составляет 3—11 см (примерно равна энергии частиц в МэВ), в жидких и твердых средах — сотые доли миллиметра. Слой вещества с поверхностной плотностью 0,01 г/см2 полностью поглощает излучение с энергией до 10 МэВ. Внешнее альфа-излучение поглощается в роговом слое кожи человека.

В радионуклидных источниках альфа-излучения используется альфа-распад нестабильных ядер как естественных изотопов, так и тяжелых искусственных изотопов. Основной диапазон энергий альфа-частиц при распаде от 4 до 8 МэВ. Энергетическое распределение излучения дискретно и представлено альфа-частицами нескольких групп энергий. Выход альфа-частиц с максимальной энергией обычно максимален, ширина энергетических линий излучения очень мала. Для изготовления радионуклидных альфа-источников используются изотопы с максимальным выходом альфа-частиц и с минимальным сопутствующим гамма-излучением. Изготавливаются источники в тонкослойном варианте на металлических подложках.

Таблица 2. Радионуклидные источники альфа-частиц.

Выпускаются и низкоактивные источники, используемые в качестве эталонов излучения для калибровки радиометров, дозиметров и прочей измерительной аппаратуры. Образцовые источники альфа-излучения изготавливаются на базе изотопов уран-234 и 238, плутоний-239.

К физико-техническим источникам пучков ионов гелия, протонов или тяжелых ионов относится циклотрон. Это ускоритель протонов (или ионов), в котором частота ускоряющего электрического поля и магнитное поле постоянны во времени. Частицы движутся в циклотроне по плоской развертывающейся спирали. Максимальная энергия ускоренных протонов 20 МэВ.

3. Источники электромагнитного (фотонного) излучения.

Источники гамма-излучения.

Гамма-излучение (gamma radiation) - коротковолновое электромагнитное излучение с длиной волны менее 0,1 нм, которое возникает при распаде радиоактивных ядер, переходе ядер из возбужденного состояния в основное, при взаимодействии быстрых заряженных частиц с веществом, аннигиляции электронно-позитронных пар и при других превращениях элементарных частиц. В виду того, что ядра имеют только определенные разрешенные уровни энергетического состояния, спектр гамма-излучения дискретен и состоит, как правило, из нескольких групп энергий в диапазоне от нескольких кэВ до десятка МэВ. Для радионуклидов с большими атомными номерами количество энергетических групп гамма-квантов может достигать нескольких десятков, но они резко различаются по вероятности выхода и количество квантовых линий с наибольшим выходом обычно невелико.

Поток гамма-квантов обладает волновыми и корпускулярными свойствами и распространяется со скоростью света. Высокая проникающая способность гамма-излучения объясняется отсутствием электрического заряда и значительным запасом энергии. Интенсивность облучения гамма-лучами снижается обратно пропорционально квадрату расстояния от точечного источника.

Гамма-кванты взаимодействуют в основном с электронными оболочками атомов, передавая часть своей энергии электронам в процессе фотоэффекта и эффекта Комптона. При фотоэффекте фотон поглощается атомом среды с испусканием электрона, причем энергия фотона за вычетом энергии связи электрона в атоме передается освобожденному электрону. Вероятность фотоэффекта максимальна в области энергий квантов менее 200 кэВ, и быстро убывает с ростом энергии фотона. В случае эффекта Комптона на выбивание электрона с атомной оболочки расходуется только часть энергии фотона, а сам фотон изменяет направление движения. Комптоновское рассеяние преобладает в области энергий (0.2-5) МэВ и пропорционально атомному номеру среды. При энергии фотона выше 1,022 МэВ вблизи атомного ядра становится возможным образование пар электрон - позитрон, вероятность этого процесса увеличивается с ростом энергии фотона.

Пути пробега гамма-квантов в воздухе измеря­ются сотнями метров, в твердом веществе — десятками сантимет­ров. Проникающая способность гамма-излуче­ния увеличивается с ростом энергии гамма-квантов и умень­шается с увеличением плотности среды. Ослабление фотонного ионизирующего излучения слоем вещества происходит по экспоненциальному закону. Для энергии излучения 1 МэВ толщина слоя десятикратного ослабления составляет порядка 30 г/см2 (2,5 см свинца, 4 см железа или 12-15 см бетона).

Радионуклидные источники гамма-квантов - естественные и искусственные бета-активные изотопы (таблица 3), дешевые и удобные в эксплуатации. При бета-распаде нуклидов ядро - продукт распада, образуется в возбужденном состоянии. Переход возбужденного ядра в основное состояние происходит с испусканием одного или нескольких следующих друг за другом гамма-квантов, снимающих энергию возбуждения. Радионуклидные источники представляют собой герметичные ампулы из нержавеющей стали или алюминия, заполненные активным изотопом. Энергия гамма-квантов радионуклидных источников не превышает 3 МэВ.

Таблица 3. Радионуклидные источники гамма-излучения.

В радиологических отделениях онкологических диспансеров эксплуатируются закрытые радионуклидные источники с суммарной активностью до 5*1014 Бк. Переносные гамма-дефектоскопы типа "Гаммарид" и "Стапель-5М" на основе иридия-192 имеют источники с активностью от 85 до 120 Бк.

Физико-технические источники излучения представляют собой ускорители электронов, которые используются для генерации гамма-излучения. В этих ускорителях электронный поток разгоняется до энергий в несколько МэВ и направляется на мишень (цирконий, барий, висмут и др.), в которой возникает мощный поток гамма-квантов тормозного излучения с непрерывным спектром от нуля до максимальной энергии электронов.

Для создания мощных импульсных потоков тормозного гамма-излучения используются установки ЛИУ–10, ЛИУ–15, УИН–10, РИУС–5. Импульсный ускоритель РИУС-5 создает ток электронов в импульсах (0.02-2) мкс до 100 кА при энергии электронов до 14 МэВ, что позволяет создавать мощность дозы тормозного излучения до 1013 Р/с со средней энергией гамма-квантов порядка 2 МэВ.

Малогабаритные импульсные бетатроны типа МИБ используются для радиографического контроля качества материалов и изделий в нестационарных условиях: на монтажных и строительных площадках, при контроле сварных соединений и запорной арматуры нефте- и газопроводов, контроле опор мостов и других ответственных строительных конструкций, а также контроле литья и сварных соединений больших толщин. Максимальная энергия тормозного излучения установок до 7.5 МэВ, максимальная толщина просвечивания материалов до 300 мм.

Источники рентгеновского излучения.

Рентгеновское излучение по своим физическим свойствам аналогично гамма-излучению, но природа его совсем другая. Это низкоэнергетическое (не более 100 кэВ) электромагнитное излучение. Оно возникает при возбуждении атомов элементов потоком электронов, альфа-частиц или гамма-квантов, при котором происходит выброс электронов с электронных оболочек атома. Восстановление электронных оболочек атома сопровождается излучением рентгеновских квантов и имеет линейчатый спектр энергий связи электронов с ядром на электронных оболочках.

Рентгеновское излучение сопровождает также бета-распад радионуклидов, при котором ядро элемента увеличивает свой заряд на +1, и происходит перестройка его электронной оболочки. Этот процесс позволяет создавать достаточно мощные и дешевые радионуклидные источники рентгеновского излучения (таблица 4). Естественно, что такие источники одновременно являются источниками определенного бета- и гамма-излучения. Для изготовления источников используются радионуклиды с минимальной энергией излучаемых бета-частиц и гамма-квантов.

Таблица 4. Радионуклидные источники квантов низких энергий.

Физико-технические источники рентгеновского излучения - рентгеновские трубки, в которых под воздействием потока электронов, разогнанных до нескольких десятков кэВ, в мишени (аноде трубки) возбуждается излучение.

Рентгеновская трубка состоит из стеклянного вакуумного баллона с впаянными электродами – катодом, нагреваемым до высокой температуры, и анодом. Электроны, испускаемые катодом, ускоряются в пространстве между электродами сильным электрическим полем (до 500 кВ для мощных трубок) и бомбардируют анод. При ударе электронов об анод их кинетическая энергия частично преобразуется в энергию характеристического и тормозного излучения. КПД рентгеновских трубок обычно не превышает 3%. Поскольку большая часть кинетической энергии электронов превращается в тепло, анод выполняется из металла с высокой теплопроводностью, а на его поверхность (под 45о к потоку электронов) в зоне фокусировки потока наносится мишень из материала с большим атомным номером, например вольфрама. Для мощных рентгеновских трубок применяется принудительное охлаждение анода (водой или специальным раствором). Удельная мощность, рассеиваемая анодом в современных трубках, от 10 до 104 Вт/мм2 .

Рис. 3. Спектр излучения рентгеновской трубки

4. Источники нейтронов.

Нейтронное излучение - это поток нейтральных частиц, имеющих массу, примерно равную массе протона. Эти частицы вылетают из ядер атомов при некоторых ядерных реакциях, в частности, при реакциях деления ядер урана и плутония. Вследствие того, что нейтроны не имеют электрического заряда, нейтронное излучение взаимодействует только с атомными ядрами среды и обладает достаточно большой проникающей способностью. В зависимости от кинетической энергии (в сравнении со средней энергией теплового движения Et ≈ 0.025 эВ) нейтроны условно подразделяют на тепловые (Е ~ Et), медленные (Et 500 кэВ).

Процесс ослабления нейтронного излучения при прохождении через вещество складывается из процессов замедления быстрых и промежуточных нейтронов, диффузии тепловых нейтронов и их захвата ядрами среды.

В процессах замедления быстрых и промежуточных нейтронов основную роль играет передача нейтронами энергии ядрам среды при прямых столкновениях с ними (неупругое и упругое рассеяние). При неупругом рассеянии часть энергии нейтронов расходуется на возбуждение ядра, которое снимается гамма-излучением. При упругом рассеянии чем меньше масса ядра и больше угол рассеяния, тем большую часть своей энергии передает нейтрон ядру. Вероятность упругого рассеяния практически постоянна до энергий 200 кэВ, и уменьшается в 3-5 раз по мере роста энергии нейтронов.

Радиационный захват нейтронов возможен на любых ядрах, за исключением ядер гелия. При захвате образуется возбужденное ядро, которое переходит в основное состояние с испусканием гамма-излучения, характерного для каждого нуклида, что широко используется для нейтронно-активационного анализа химического состава сред с высочайшей степенью точности (до 10-8%). На легких ядрах наблюдаются ядерные реакции с вылетом протонов и альфа-частиц. Тяжелые ядра при захвате нейтронов делятся на два более легких ядра с освобождением энергии до 200 МэВ, из которых порядка 160 МэВ передается осколкам деления. Вероятность захвата имеет индивидуальную для нуклидов зависимость от энергии нейтронов, с резонансными пиками и спадом к области высоких энергий. Захват нейтронов преобладает для медленных и тепловых нейтронов.

Защита от нейтронов выполняется из смеси (слоев) тяжелых элементов (железо, свинец для неупругого рассеяния), легких водородо- и углеродосодержащих веществ (вода, парафин, графит – упругое рассеяние), и элементов захвата тепловых нейтронов (водород, бор). При среднем соотношении 1:4 тяжелых и легких элементов ослабление потока нейтронов в 10:100:1000 раз достигается в слоях примерно 20:32:40 см.

Из всех видов внешних воздействий на человека нейтронное излучение наиболее опасно, т.к. интенсивно замедляется и поглощается водородосодержащей средой организма и вызывает ядерные реакции в его внутренних органах.

Радионуклидные источники нейтронов (таблица 5) выполняются на основе возбуждения в определенных химических элементах ядерных реакций типа (,n) - поглощение альфа-частицы Þ испускание нейтрона, или (,n) - поглощение гамма-кванта Þ испускание нейтрона. Они представляют собой, как правило, однородную спрессованную смесь элемента-излучателя альфа-частиц или гамма-квантов и элемента-мишени, в котором возбуждается ядерная реакция. В качестве альфа-излучателей используются полоний, радий, плутоний, америций, кюрий, в качестве гамма-излучателей - сурьма, иттрий, радий, мезоторий. Элементы - мишени для альфа-излучателей - бериллий, бор, для гамма-излучателей - бериллий, дейтерий. Смесь элементов запаивается в ампулы из нержавеющей стали.

Наиболее известными ампульными источниками являются радиево-бериллиевый и полониево-бериллиевый. Полоний-210 - практически чистый альфа-излучатель. Распад полония сопровождается гамма-излучением слабой интенсивности. Основной недостаток - небольшой срок службы, определяемый периодом полураспада полония.

В калифорниевом нейтронном источнике используется спонтанная ядерная реакция с выбросом нейтрона из ядра, которая сопровождается сильным гамма-излучением. При каждом делении ядра выделяется четыре нейтрона. 1 г источника в секунду выделяет 2,4*1012 нейтронов, что соответствует нейтронному потоку среднего ядерного реактора. Источники имеют постоянный поток нейтронов (не требуется мониторинг), “точечность” излучения, длительный ресурс (более трех лет), сравнительно низкую стоимость.

Источники тепловых нейтронов выполняются аналогично и дополнительно содержат графитовый чехол-замедлитель.

Таблица 5. Радионуклидные источники нейтронов.

Альфа-нейтронные источники обычно ограничены по применению интервалом 5-10 лет, что вызвано возможностью разгерметизации ампулы при накоплении в ней гелия и повышении внутреннего давления.

Физико-техническим источником нейтронов является нейтронная трубка. Она представляет собой малогабаритный электростатический ускоритель заряженных частиц - дейтонов (ядер атомов дейтерия 2НºD), которые разгоняются до энергии более 100 кэВ, и направляются на тонкие мишени из дейтерия или трития (3НºT), в которых индуцируются ядерные реакции:

d + D Þ 3He + n + 3.3 МэВ, d + T Þ 4He + n + 14.6 МэВ.

Большую часть выделяющейся энергии уносит нейтрон. Распределение энергии нейтронов достаточно узкое и практически моноэнергетическое по углам вылета. Выход нейтронов порядка 108 на 1 микрокулон дейтонов. Работают нейтронные трубки, как правило, в импульсном режиме, при этом мощность выхода может превышать 1012 n/с.

Портативные нейтронные генераторы практически не обладают радиационной опасностью в выключенном состоянии, имеют возможность регулирования режима излучения нейтронов. К недостаткам генераторов относятся ограниченный ресурс работы (100-300 часов) и нестабильность выхода нейтронов от импульса к импульсу (до 50 %).

5. Инвентаризация и утилизация источников

Радионуклидные источники ионизирующего излучения представляют собой потенциальную опасность для населения по следующим причинам:

1. Они распространены по многим организациям, и не везде осуществляется штатный жизненный цикл источников (приобретение – учёт – контроль - использование – захоронение).

2. Источники ионизирующего излучения не могут быть обеспечены надёжной охраной.

3. Конструкция источников ионизирующего излучения такова, что при небрежном или неумелом обращении они могут нанести вред здоровью человека.

В России на базе ФГУП Всероссийского научно-исследовательского института химической технологии (ВНИИХТ) Росатома создан Центр государственного учета и контроля радиоактивных веществ и отходов. В 2000-2001 гг., согласно решению Правительства РФ, проведена Государственная инвентаризация радиоактивных материалов, радиоактивных отходов и источников ионизирующих излучений. Созданы и функционируют региональные ведомственные информационно аналитические центры. Они производят сбор, обработку и анализ информации об образовании, перемещении, переработке и хранению РВ.

Масштабы и сфера использования радионуклидных источников имеют тенденцию к увеличению, и проблема безопасности обращения с источниками на всех этапах их жизнедеятельного цикла была и будет оставаться одной из важных. В России действует уголовная ответственность за незаконное приобретение, хранение, использование, передачу или разрушение радиоактивных материалов.

Высокоактивные источники утилизируются на "ПО "Маяк". Низкоактивные источники захораниваются на региональных предприятиях НПО "Радон".

Радиофобия. Паническую боязнь любого ионизирующего из­лучения в любом количестве называют радиофобией. Неразумно выбегать из комнаты, в которой ра­ботает счетчик Гейгера и регистрирует естественный радиоак­тивный фон. Нужно понимать, что через каждый см2 вашей кожи внутрь человека ежесекундно проходит порядка 10 ионизирующих частиц, а в теле человека происходит примерно 105 распадов в минуту.

Радиофобия в настоящее время распространилась на телеви­зор, как источник рентгеновского излучения, и на самолет, выносящий человека в верхние слои ат­мосферы, где более высок уровень космического излучения. Те­левизор действительно является источником рентгеновского излу­чения, но при ежедневном просмотре телевизионных программ по три-четыре часа в день за год будет получена доза в 100—200 раз меньше естественного фона. Полет в современном самолете на расстояние 2000 км обусловливает получение примерно одной сотой долю среднего значения естествен­ного облучения в год. На Земле имеются области, где уровень радиации в сотни раз превосходит средний (до 250 мЗв), однако неблагоприятных влияний на здоровье живущих там людей не отмечено.

Уменьшение дозы излучения при необходимости работы с источником ионизирующего излучения может быть осуществлено тремя путями: увеличением расстояния от источника, уменьше­нием времени пребывания около источника, установкой экрана, поглощающего излучение. При удалении от точечного источника доза излучения убывает обратно пропорционально квадрату расстояния. А.В.Давыдов

16.11.09.

URL: http://www.prodav.narod.ru/other/radiators.htm

http://prodav.exponenta.ru/other/radiators.htm

mognovse.ru

Источники ионизирующих излучений — КиберПедия

Общие сведения и терминология

Ионизирующее излучение – это поток элементарных частиц или квантов электромагнитного излучения, который создается при радиоактивном распаде, ядерных превращениях, торможении заряженных частиц в веществе, и прохождение которого через вещество приводит к ионизации и возбуждению атомов или молекул среды.

Ионизацию среды могут производить только заряженные частицы - электроны, протоны и другие элементарные частицы и ядра химических элементов. Процесс ионизации заключается в том, что заряженная частица, кинетическая энергия которых достаточна для ионизации атомов, при своем движении в среде взаимодействует с электрическим полем атомов и теряет часть своей энергии на выбивание электронов с электронных оболочек атомов. Нейтральные частицы и электромагнитное излучение не производят ионизацию, но ионизируют среду косвенно, через различные процессы передачи своей энергии среде с порождением вторичного излучения в виде заряженных частиц (электронов, протонов), которые и производят ионизацию среды.

Ионизирующие излучения разделяют на фотонные и корпускулярные.

Фотонное ионизирующее излучение - это все виды электромагнитного излучения, возникающее при изменении энергетического состояния атомных ядер, электронов атомов или аннигиляции частиц - ультрафиолетовое и характеристическое рентгеновское излучение, излучения, возникающие при радиоактивном распаде и других ядерных реакциях и при торможении заряженных частиц в электрическом или магнитном поле.

Корпускулярное ионизирующее излучение - потоки альфa- и бета-частиц, протонов, ускоренных ионов и электронов, нейтронов и др. Корпускулярное излучение потока заряженных частиц относится к классу непосредственно ионизирующего излучения. Корпускулярное излучение потока незаряженных частиц называют косвенно ионизирующим излучением.

Источник ионизирующего излучения - объект, содержащий радиоактивный материал (радионуклид), или техническое устройство, испускающее или способное в определенных условиях испускать ионизирующее излучение. Предназначен для получения (генерации, индуцирования) потока ионизирующих частиц с определенными свойствами.

По физической основе генерации излучения разделяют радионуклидные источники на основе естественных и искусственных радиоактивных изотопов, и физико-технические источники (нейтронные и рентгеновские трубки, ускорители заряженных частиц и пр.).

Для радионуклидных источников различают открытые и закрытые источники излучения.

Открытый источник ионизирующего излучения - при использовании которого возможно поступление содержащихся в нём радиоактивных веществ в окружающую среду.

Закрытый источник ионизирующего излучения - в котором радиоактивный материал заключён в оболочку (ампула или защитное покрытие), предотвращающую контакт персонала с радиоактивным материалом и его поступление в окружающую среду свыше допустимых уровней в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.

По видам излучения выделяют источники гамма-излучения, источники заряженных частиц и источники нейтронов. Для радионуклидных источников такое разделение не является абсолютным, т.к. при ядерных реакциях, индуцирующих излучение, основной вид излучения источника может сопровождаться существенным вкладом сопутствующих видов излучения.

По назначению выделяют калибровочные (образцовые), контрольные (рабочие) и промышленные (технологические) источники.

Промышленные источники излучения применяют в различных производственных процессах и установках производственного назначения (ядерные методы каротажа, бесконтактные методы контроля технологических процессов, методы анализа вещества, дефектоскопия и т.п.).

Контрольные источники используются для проверки и настройки ядерно-физических приборов и установок (спектрометров, радиометров, дозиметров и пр.) путем контроля за стабильностью и повторяемостью показаний приборов в определенной геометрии положения источника относительно детектора излучения.

Калибровочные источники используются при калибровке и метрологической поверке ядерно-физической аппаратуры.

Основные радионуклиды мониторинга среды. Ниже в таблице 1.1 приведены краткие данные по ядерно-физическим характеристикам радионуклидов, содержание которых в окружающей среде, в строительных материалах, в рабочих и бытовых помещениях и, особенно, в пищевых продуктах сельского хозяйства может быть значимым по радиационной опасности для здоровья человека.

Таблица 1.1 Характеристики радионуклидов

Особого внимания заслуживает Радон-222, продукт распада Ra-226. Он является инертным газом, и выделяется из любых сред и объектов (почвы, строительные материалы и пр.), которые практически всегда содержат уран и продукты его распада. Средняя концентрация радона на уровне земли вне помещений составляет 8 Бк/м3 . Период полураспада радона составляет 3.824 суток, и он может накапливаться в закрытых и плохо вентилируемых помещениях.

Основную часть облучения население Земли получает от естественных источников радиации. Это природные радионуклиды и космические лучи. Полная доза, обусловленная естественными источниками радиации, составляет в среднем около 2,4 мЗв в год.

cyberpedia.su

Методические рекомендации по проверке правильности установления контрольных уровней ионизирующих излучений

МЕТОДИЧЕСКИЕ РЕКОМЕНДАЦИИ

ПО ПРОВЕРКЕ ПРАВИЛЬНОСТИ УСТАНОВЛЕНИЯ КОНТРОЛЬНЫХ

УРОВНЕЙ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

В соответствии с требованиями приказа Министра обороны СССР 1974 г. № 192 в частях и учреждениях, использующих источники ионизирующих излучений, должны быть установлены контрольные уровни мощности экспозиционной дозы, плотности потока частиц, радиоактивного загрязнения поверхностей, концентрации радиоактивных веществ в воздухе. Контрольные уровни устанавливаются с целью надежного обеспечения радиационной безопасности, закрепления достигнутого на конкретных объектах радиационного благополучия, более оперативного контроля за радиационной обстановкой и улучшения планирования мероприятий по  противорадиационной защите.

На объектах, где используются закрытые источники ионизирующих излучений (ремонтно-градуировочные мастерские, медицинские рентгенологические кабинеты, гамма-дефектоскопические участки, лаборатории рентгено-структурного анализа, ускорители элементарных частиц), устанавливаются контрольные уровни мощности экспозиционной дозы и плотности потока частиц при их наличии. На объектах, где проводятся работы с радиоактивными веществами в открытом виде или возможно образование и выход радиоактивных веществ за пределы технологического оборудования (радиоизотопные лаборатории медицинских, научно-исследовательских и других учреждений, ядерные реакторы, предприятия по переработке радиоактивных веществ и изготовлению источников ионизирующих излучений), кроме мощности экспозиционной дозы и плотности потока частиц устанавливаются контрольные уровни радиоактивного загрязнения поверхностей и концентрации радионуклидов в воздухе.

Контрольные уровни на рабочих местах, в смежных помещениях и на территории радиологического объекта устанавливаются командованием частей и учреждений, в которых используются источники ионизирующих излучений, и согласовываются с органом военно-медицинской службы по принадлежности. Контрольные уровни в зоне наблюдения вокруг атомных электростанций и других объектов, при

-2- эксплуатации которых возможны значительные выбросы радиоактивных веществ в атмосферу, устанавливаются органом военно-медицинской службы на основании расчетов  и данных о реально создающейся в зоне наблюдения радиационной обстановки; в настоящих методических рекомендациях установление этого вида контрольных уровней не рассматривается.

Исходными данными для установления контрольных уровней служат предельно допустимая доза, а также допустимые уровни загрязнения поверхностей и концентрации радионуклидов в воздухе рабочей зоны. Для гамма-излучения в качестве допустимой мощности экспозиционной дозы при 36-часовой рабочей неделе на рабочих местах персонала следует принимать 2,8 мр/ч, в смежных помещениях- 0,28 мР/ч, в любых других помещениях и на территории части (учреждения) - 0,07 мР/ч. Допустимые мощности экспозиционной дозы рентгеновского излучения даны в приложении 6 "Санитарных правил устройства и эксплуатации медицинских рентгенологических кабинетов" (Воениздат, 1979 год). Допустимая плотность потока бета-частиц, нейтронов, допустимое загрязнение поверхностей и допустимые концентрации радионуклидов в воздухе приведены в "Нормах радиационной безопасности НРБ-76".

Контрольные уровни, как правило, не должны превышать допустимых уровней. В случаях, когда защита на конкретном объекте (рабочем месте) обеспечивает более низкие по сравнению с допустимыми уровни радиационных факторов, в качестве контрольных должны приниматься эти реально достигнутые уровни. В тех случаях, когда по условиям технологического процесса продолжительность отдельных операций и удельный вклад облучения при их выполнении в общую, дозу сравнительно небольшой, а снижение уровня радиационного фактора связано с существенными трудностями (нерациональное утяжеление .оборудования, снижение производительности труда, неоправданные материальные затраты и т.п.), контрольные уровни радиационных факторов в этих случаях могут быть выше допустимых. При этом накопленная за год доза не должна превышать предельно допустимую, а для женщин в возрасте до 40 лет доза на область таза, кроме того не должна превышать 1 бэр .за любые 2 месяца.

-3-

При установлены контрольных уровней в случаях сочетанного воздействия нескольких видов: внешнего излучения и поступления различных радионуклидов в организм необходимо исходить из следующей формулы:

Д g,h   +  Д b    +    П 1     +     П 2   +    ....     П n          £ 1

                                                      5          30          ПДП1        ПДП2               ПДПn

vunivere.ru

Смотрите также

• Следственные действия контрольная работа
• 
  Контрольное значение двойной записи
• 
  Контрольная работа электронный документооборот
• 
  Приближенные вычисления контрольная работа
• 
  Основы динамики контрольная работа
• 4 фсс контрольные соотношения
• 
  Контрольные лампы ваз 2114
• 
  Ваз 2114 контрольные лампы
• 
  Контрольная работа электрические явления
• 
  Электрические явления контрольная работа
• 
  Контрольные работы спотлайт 11