Виды излучения и взаимодействие ионизирующего излучения с веществом

Виды излучения и взаимодействие ионизирующего излучения с веществом

Ионизирующее излучение – это совокупность различных видов микрочастиц и физических полей, обладающих способностью ионизировать вещество, то есть образовывать в нем электрически заряженные частицы – ионы. Различают несколько видов ионизирующих излучений: альфа-, бета-, гамма-излучение, а также нейтронное излучение.

Альфа-излучение

В формировании положительно заряженных альфа-частиц принимают участие 2 протона и 2 нейтрона, входящих в состав ядер гелия. Альфа-частицы образуются при распаде ядра атома и могут иметь начальную кинетическую энергию от 1, 8 до 15 МэВ. Характерными особенностями альфа-излучения являются высокая ионизирующая и малая проникающая способности. При движении альфа-частицы очень быстро теряют свою энергию, и это обуславливает тот факт, что ее не хватает даже для преодоления тонких пластмассовых поверхностей. В целом, внешнее облучение альфа-частицами, если не брать в расчет высокоэнергичные альфа-частицы, полученные с помощью ускорителя, не несет в себе никакого вреда для человека, а вот проникновение частиц внутрь организма может быть опасно для здоровья., поскольку альфа-радионуклиды отличаются большим периодом полураспада и обладают сильной ионизацией. В случае попадания внутрь организма альфа-частицы часто могут быть даже опаснее, чем бета- и гамма-излучение.

Бета-излучение

Заряженные бета-частицы, скорость которых близка к скорости света, образуются в результате бета-распада. Бета-лучи обладают большей проникающей способностью, чем альфа-лучи – они могут вызывать химические реакции, люминесценцию, ионизировать газы, оказывать эффект на фотопластинки. В качестве защиты от потока заряженных бета-частиц (энергией не более 1МэВ) достаточно будет использовать обычную алюминиевую пластину толщиной 3-5 мм.

Фотонное излучение: гамма-излучение и рентгеновское излучение

Фотонное излучение включает в себя два вида излучений: рентгеновское (может быть тормозным и характеристическим) и гамма-излучение.

Наиболее распространенным видом фотонного излучения являются обладающие очень высокой энергией при ультракороткой длине волны гамма-частицы, которые представляют собой поток высокоэнергичных, не обладающих зарядом фотонов. В отличие от альфа- и бета-лучей гамма-частицы не отклоняются магнитными и электрическими полями и обладают значительно большей проникающей способностью. В определенных количествах и при определенной продолжительности воздействия гамма-излучение может вызвать лучевую болезнь, привести к возникновению различных онкологических заболеваний. Препятствовать распространению потока гамма-частиц могут только такие тяжелые химические элементы, как, например, свинец, обедненный уран и вольфрам.

Нейтронное излучение

Источником возникновения нейтронного излучения могут быть ядерные взрывы, ядерные реакторы, лабораторные и промышленные установки. Сами нейтроны представляют собой электрически нейтральные, нестабильные (период полураспада свободного нейтрона составляет около 10 минут) частицы, которые благодаря тому, что у них отсутствует заряд, отличаются большой проникающей способностью при слабой степени взаимодействия с веществом. Нейтронное излучение очень опасно, поэтому для защиты от него используют ряд специальных, в основном водородосодержащих, материалов. Лучше всего нейтронное излучение поглощается обычной водой, полиэтиленом, парафином, а также растворами гидроксидов тяжелых металлов.

Сведения о дозах облучений

Естественное облучение

Естественному облучению подвергается каждый человек. Источниками такого воздействия являются космическое излучение, которое приходит из космического пространства и с поверхности Солнца, радионуклиды земного происхождения, которые находятся в земной коре, строительных материалах, воздухе, воде, пищевых продуктах и в самом теле человека. Космическое излучение, например, более интенсивно на больших высотах над уровнем моря. В отдельных местностях повышены концентрации в почвах урана и тория.

Уровень естественного облучения на Земле варьируется обычно раза в три. Однако во многих местах типичные уровни такого облучения превышают усредненные уровни в 10, а иногда даже и в 100 раз.

Чтобы получить численную оценку усредненной глобальной радиационной нагрузки, ее отдельные составляющие суммируются. Среднедушевая эффективная доза за год по всему миру получается сложением ее различных составляющих, что подытожено в табл. 2.1.

Таблица 2.1

Усредненная доза облучения от естественных источников

Источник	Глобальная усредненная годовая эффективная доза (мЗв)	Типичный диапазон (мЗв)
Внешнее облучение: космические лучи; гамма-излучение земного происхождения	0, 4 0, 5	0, 3-1, 0^1* 0, 3-0, 6^2*
Внутреннее облучение: вдыхание (главным образом, радона); заглатывание	1, 2 0, 3	0, 2-10^3* 0, 2-0, 8^4*
ИТОГО	2, 4	1-10

^1* - диапазон от уровня моря до наиболее высокой точки;

^2* - в зависимости от радионуклидного состава почвы и строительных материалов;

^3* - в зависимости от накопления газообразного радона в помещениях;

^4* - в зависимости от радионуклидного состава пищевых продуктов и воды.

Облучение из окружающей среды

Деятельность человека вследствие использования излучений и радиоактивных веществ приводит к дополнительному облучению наряду с естественным. Некоторые виды этой деятельности просто увеличивают облучение от естественных источников. Примерами являются добыча и использование руд, содержащих естественные радиоактивные вещества, и производство энергии при сжигании угля, который содержит такие вещества.

Главный вклад в антропогенное облучение населения земного шара внесли испытания ядерного оружия в атмосфере с 1945 по 1980 год. Каждое испытание приводило к неконтролируемому выбросу в окружающую среду значительных количеств радиоактивных материалов, которые распылялись на широких пространствах в атмосфере и осаждались повсюду на земную поверхность.

Было рассчитано, что глобальная усредненная годовая эффективная доза достигла пикового значения 150 мкЗв в 1963 году и с тех пор уменьшилась до примерно 5 мкЗв в 2000 году за счет оставшихся в окружающей среде радионуклидов, главным образом ¹⁴С, ⁹⁰Sr и ¹³⁷Cs. Усредненные годовые дозы на 10 % выше в северном полушарии, где в основном проводили испытания, и ниже в южном полушарии. Несмотря на значительную обеспокоенность во времена испытаний, годовые дозы остались относительно низкими, достигая большей частью около 7 % от фонового уровня, обусловленного естественными источниками излучения.

Производство ядерных материалов для военных целей оставило на некоторых участках планеты большие количества радиоактивных веществ. Атомные электростанции и другие ядерные установки выбрасывают радиоактивные материалы в окружающую среду. При их работе и демонтаже образуются радиоактивные отходы. Использование радиоактивных материалов в промышленности, сельском хозяйстве и научных исследованиях расширяется во всем мире. Деятельность человека такого рода приводит, к облучению, которое, как правило, составляет лишь малую долю от глобального среднего уровня естественного облучения. Однако отдельные лица, которые проживают вблизи установок, выделяющих радиоактивные материалы в окружающую среду, могут подвергаться облучению более высоких уровней. Облучение членов общества за счет контролируемых выбросов ограничивается получившими международное признание пределами, которые установлены несколько ниже, чем глобальный средний уровень естественного облучения.

Таблица 2.2

Радиационные нагрузки при медико-диагностических рентгеновских обследованиях

Уровень медицинского обслуживания	Число жителей на одного врача	Число обследований в год на 1000 человек населения	Усредненная годовая эффективная доза на население (мЗв)
I II III IV	< 1000 1000-3000 3000-10000 > 10000	< 20	1, 2 0, 14 0, 02 < 0, 02
В среднем во всем мире			0, 4

Категории облучаемых лиц

Население разделяется на две категории облучаемых лиц:

· Персонал (группы А и Б) - лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б).

· Население, все лица, включая персонал вне работы с источниками ионизирующего излучения.

В настоящее время введено понятие Группа критическая - группа лиц из населения (не менее 10 человек), однородная по одному или нескольким признакам - полу, возрасту, социальным или профессиональным условиям, месту проживания, рациону питания, которая подвергается наибольшему радиационному воздействию по данному пути облучения от данного источника излучения.

Профессиональное облучение

Облучение профессиональное - облучение персонала в процессе его работы с техногенными источниками ионизирующего излучения.

Облучение внешнее - облучение органов и тканей человека в результате воздействия излучения, падающего на тело.

Облучение внутреннее - облучение органов и тканей человека в результате поступления радионуклидов в организм человека. Источниками внутреннего облучения могут быть радиоактивные аэрозоли и газы в воздухе, которым мы дышим, радиоактивные загрязнения воды, растений, которые потребляются в пищу и т.п.

Облучение планируемое повышенное - планируемое облучение персонала в дозах, превышающих установленные основные пределы доз, с целью предупреждения развития радиационной аварии или ограничения ее последствий.

Дозовые пределы облучения

Нормируемые	Пределы доз
Величины*	персонал (группа А)**	Население
Эффективная доза	20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год	1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год в хрусталике глаза* коже** кистях и стопах	150 мЗв 500 мЗв 500 мЗв	15 мЗв 50 мЗв 50 мЗв

Примечания:

* Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам.

** Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории персонал приводятся только для группы А.

*** Относится к дозе на глубине 300 мг/см².

**** Относится к среднему по площади в 1 см² значению в базальном слое кожи толщиной
5 мг/см² под покровным слоем толщиной 5 мг/см². На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см². Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 см² площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц.

2) допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз:

· пределы годового поступления (ПГП) - допустимый уровень поступления данного радионуклида в организм в течение года, который при монофакторном воздействии приводит к облучению условного человека ожидаемой дозой, равной соответствующему пределу годовой дозы;

· допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА);

· среднегодовые удельные активности (ДУА);

· допустимые среднегодовые плотности потоков (ДПП);

· допустимые уровни радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи, спецодежды, спецобуви, СИЗ персонала (ДЗ_А);

Для каждой категории облучаемых лиц значение допустимого уровня радиационного воздействия для данного пути облучения определено таким образом, чтобы при таком уровне воздействия только одного данного фактора облучения в течение года величина дозы равнялась величине соответствующего годового предела (усредненного за пять лет), указанного в таблице 3.1.

В стандартных условиях монофакторного поступления радионуклидов, годовое поступление радионуклидов через органы дыхания и среднегодовая объемная активность их во вдыхаемом воздухе не должны превышать числовых значений ПГП и ДОА, приведенных в приложениях П-1 и П-2 НРБ-99, где пределы доз взяты равными 20 мЗв в год для персонала и 1 мЗв в год для населения.

Значения допустимых уровней для всех путей облучения определены для стандартных условий, которые характеризуются следующими параметрами:

· объемом вдыхаемого воздуха V, с которым радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года;

· временем облучения t в течение календарного года;

· массой питьевой воды М, с которой радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года;

· геометрией внешнего облучения потоками ионизирующего излучения.

Допустимые уровни приведены в таблицах 8.2-8.9 и в приложениях П-1 и П-2 НРБ-99, контрольные уровни для персонала, устанавливаются администрацией учреждений по согласованию с органами санитарного надзора – Региональным управлением № 50 ФМБА России.

Защита от бета – излучения

Известно, что бета-частицы при взаимодействии со средой очень быстро теряют свою энергию. Поэтому путем использования сравнительно тонких экранов можно полностью отсечь бета-излучение, что не выполнимо по отношению к гамма - и нейтронному излучениям.

При определении зашиты от бета-частиц, исходят из величины их энергии и максимального пробега в том или ином материале. Пробеги бета-частиц в различных материалах в зависимости от энергии приводятся в справочниках по защите.

Для полного поглощения бета-частиц, испускаемых радионуклидами, достаточно взять несколько миллиметров алюминия. При выборе необходимой толщины экрана из алюминия можно использовать следующее аналитическое выражение:

, мм (3.3)

где R_Al - пробег бета-частиц в алюминии;

E_MAX - максимальная энергия спектра бета-излучения радиоактивного вещества, МэВ.

Пробег бета-частиц в воздухе определяется следующим соотношением:

, м (3.4)

где R_β - пробег бета-частиц в воздухе;

E_MAX - максимальная энергия спектра бета-излучения радиоактивного вещества, МэВ.

При использовании экранов для поглощения бета-частиц следует проверять, обеспечивает ли толщина экрана защиту от возникающего тормозного излучения. Для уменьшения выхода тормозного излучения защита от бета-излучения выполняется из легких материалов, таких как плексиглас, алюминий, обычное стекло и т.п.

Защита экраном от нейтронов

Защита от нейтронов является наиболее сложной задачей. Проектирование защиты от нейтронов предусматривает защиту от медленных нейтронов и защиту от быстрых нейтронов.

Защита от тепловых и медленных нейтронов. Наиболее эффективно поглощаются тепловые и медленные нейтроны. Для защиты от тепловых нейтронов применяются кадмий и бор. При этом для полного поглощения достаточно взять слой кадмия толщиной менее 1 мм.

Для поглощения медленных нейтронов используют также другие материалы, в частности, обычный бетон или бетон с добавками бора.

Требуемая толщина защиты от нейтронов определяется по формуле (3.2). При этом длина релаксации X, т.е. толщина материала, ослабляющая излучение в е=2, 71 раз, берется из справочников по защите.

Толщина экрана, ослабляющая поток медленных нейтронов в е - раз, составляет: для обычного бетона - 7 см, для бетона с добавкой бора - 1 см.

Защита от быстрых нейтронов. Для поглощения быстрых нейтронов их предварительно замедляют. Наибольшим эффектом замедления обладают элементы с малым атомным номером. Поэтому для защиты от быстрых нейтронов обычно применяют воду, парафин, плексиглас, бетон и другие материалы, содержащие в своем составе большое количество атомов водорода.

Длина релаксации для быстрых нейтронов в воде, парафине, плексигласе и бетоне составляет 7 см, 6 см, 7 см и 11 см, соответственно.

Ввиду, того, что процесс поглощения нейтронов сопровождается испусканием гамма - квантов, при проектировании защиты от нейтронов одновременно предусматривают защиту от гамма-излучения.

В ядерных реакторах, например, которые являются мощными нейтронными источниками, защита может включать несколько различных по назначению слоев. Первый - для замедления нейтронов (бетон, вода); второй - для поглощения, замедленных нейтронов (бор, кадмий); третий слой - для поглощения гамма-излучения (свинец, железо, бетон).

4. Расчёты, вариант № 23

Исходные данные:

· радионуклид Цезий-134

· мощность экспозиционной дозы Р – 30 Р/ч

· активность А = 50 мКи

· Расстояние rф = 0, 3 м

· материал экрана – алюминий

· флюенс Ф = 3-10⁷фотон/см²

нужно найти:

- время работы, непосредственной работы персонала с источником радиации

- максимальная масса источника радиоактивности, с которым может работать персонал при полной рабочей недели

_рас– минимальное расстояние, на котором должны находится лица в пределах санитарной зоны без каких-либо защитных устройств

d – толщина защитного экрана из железа

Выводы

Несмотря на высокую опасность, которую несет в себе практически любой источник радиации, методы защиты от облучения все же существуют. Все способы защиты от радиационного воздействия можно разделить на три вида: время, расстояние и специальные экраны.

Защита временем

Смысл этого метода защиты от радиации заключается в том, чтобы максимально уменьшить время пребывания вблизи источника излучения. Чем меньше времени человек находится вблизи источника радиации, тем меньше вреда здоровью он причинит. Данный метод защиты использовался, к примеру, при ликвидации аварии на АЭС в Чернобыле. Ликвидаторам последствий взрыва на атомной электростанции отводилось всего несколько минут на то, чтобы сделать свою работу в пораженной зоне и вернуться на безопасную территорию. Превышение времени приводило к повышению уровня облучения и могло стать началом развития лучевой болезни и других последствий, которые может вызывать радиация.

Защита расстоянием

Если Вы обнаружили вблизи себя предмет, являющийся источником радиации — такой, который может представлять опасность для жизни и здоровья, необходимо удалиться от него на расстояние, где радиационный фон и излучение находятся в пределах допустимых норм. Также можно вывести источник радиации в безопасную зону или для захоронения.

Виды излучения и взаимодействие ионизирующего излучения с веществом

Альфа-излучение

Бета-излучение

12 3 Следующая ⇒

Последнее изменение этой страницы: 2017-05-05; Просмотров: 799; Нарушение авторского права страницы