Реферат: Физические величины, характеризующие поля ионизирующих излучений
Севастопольский Национальный Университет ядерной энергии и промышленности
Контрольная работа №1
по учебной дисциплине
Дозиметрия и радиационнаябезопасность на атомных электрических станциях
на тему:
Физические величины, характеризующие поляионизирующих излучений
Выполнил:
Студент4-го курса
заочногообучения
ВасильчукВ.В.
Севастополь2006
Введение
Прикладнаяядерная физика, ядерные технологии и промышленное использование источниковионизирующих излучений находят все более широкое применение в различныхобластях науки и техники. Дозиметрия ионизирующих излучений являетсясамостоятельным разделом прикладной ядерной физики. Методы дозиметрии и зашитыот ионизирующих излучений применяются везде, где производятся работы срадиоактивными источниками, в атомной энергетике при проектировании, эксплуатациии снятии с эксплуатации ядерных энергетических установок.
Физическиевеличины, характеризующие поля ионизирующих излучений
ВпервыеМеждународная система единиц была принята Генеральной конференцией по мерам ивесам в 1960 г. В СИ большое внимание уделено и совокупности дозиметрических ирадиационных величин, применяемых в области ионизирующих излучений. В качествемеры скорости спонтанного перехода из определенного энергетического состояниянуклида (т.е. активности радионуклида) была введена единица —«беккерель» (Бк) или, что то же самое, «обратная секунда»(с-1). Для измерения поглощенной дозы была введена единица "джоуль на килограмм" (Дж/кг), получившая название «грей». Дляобозначения единицы эквивалентной и эффективной эквивалентной доз было введеноспециальное наименование «зиверт».
Имеетсяограниченная группа внесистемных единиц, которые не всегда можно заменитьединицами СИ. Поэтому они допущены к применению без ограничения срока наряду сединицами СИ. Это, например, единицы: литр (л) для объема и вместимости; градус(...°), минута (...'), секунда (...'') для плоского угла; минута (мин), час(ч), сутки (сут.) и др., получившие широкое распространение единицы длявремени. Особо можно отметить разрешение на применение без ограничения срока внесистемнуюединицу энергии электрон-вольт (эВ) и ее десятичные кратные единицы.Электрон-вольт удобно использовать применительно к энергии отдельныхионизирующих частиц. Для суммарной энергии ионизирующих частиц (макропроцессы)рекомендуется единица СИ джоуль и ее десятичные и дольные единицы.
Допринятия системы СИ имело место приблизительное числовое равенство междувеличинами экспозиционной дозы в воздухе и поглощенной дозы в ткани, т.к. 1 Pбыл равен примерно 1 рад. В СИ такого приблизительного числового соответствиянет (1 P = 2,58·10-1 (Кл/кг)). Поэтому для характеристики поляизлучения в отсутствии объекта излучения стало целесообразнее использоватьтакие величины как, воздушная керма или плотность потока частиц и т.д… Аналогичныетрудности наблюдались и при практическом использовании в СИ таких величин, какгамма-постоянная радионуклида и гамма-эквивалент источника, так или иначесвязанных с экспозиционной дозой. Поэтому принято решение отказаться отиспользования экспозиционной дозы как дозиметрической величины, а величиныгамма-постоянная радионуклида и гамма-эквивалент источника заменить величинамикерма- постоянная радионуклида и керма-эквивалент источника соответственно.
Однако,необходимо помнить, что во всем мире к настоящему времени опубликовануникальный по своей научной ценности суммарный материал о биологическомдействии ионизирующих излучений и уровнях радиационного воздействия на человекаот естественного радиационного фона или от результатов деятельности человека, ичто в большинстве этих работ уровень радиационного воздействия выражен вединицах рентген, рентген в секунду и т.д… Поэтому, еще в течение длительноговремени, будет возникать необходимость сравнения значений новых и ранееполученных результатов.
Натерритории СССР в 1981 г. утвержден ГОСТ8.417-81 «Единицы физическихвеличин», который подтверждает введение Международной системы единицфизических величин в действие как обязательной.
Введениемэтого ГОСТа в переходной период с 1 января 1982 г. по 1 января 1990 г.осуществлено изъятие из обращения всех основных широко ранее использовавшихсявнесистемных единиц активности и дозовых характеристик поля излучения. Срединих: единицы кюри для активности радионуклида в источнике, рентген — дляэкспозиционной дозы фотонного излучения, миллиграмм-эквивалент радия — длянестандартной величины гамма-эквивалента источника, рад — для поглощенной дозыи кермы, бэр — для эквивалентной дозы и производные от них единицы. На территорииУкраины, с принятием нормативного документа «Нормы радиационнойбезопасности Украины. НРБУ-97», С 1997 года обратно вводится в обращениеподавляющее большинство из названных выше внесистемных единиц (Кюри, Рентген,рад, бэр и т. д. Единицы Кюри — для активности радионуклида в источнике;Рентген — для экспозиционной дозы фотонного излучения; рад — поглощенной дозы;бэр — для эквивалентной дозы; производные от них единицы). Учитывая это и то,что еще многие годы в опубликованных ранее монографиях, статьях, отчетахспециалисты будут встречаться с названными выше внесистемными единицами, онирассматриваются в «Пособии» вместе с единицами СИ. Таблица 1.позволит легко осуществить переход от внесистемных единиц к единицам СИ.
Приработе с радиоактивными веществами наиболее существенным является не массарадионуклида, а его активность.
Активностьрадионуклида в источнике А — отношение числа спонтанных(самопроизвольных) ядерных превращений dN, происходящих в источнике за интервалвремени dt, к этому интервалу:
А =dN/dt. (1)
Таблица 1.Соотношение между единицами СИ и внесистемными единицами в областирадиационной безопасности
Величина
и ее обозначение
Названия и обозначения единиц Связь с единицей СИ Единица СИ Внесистемная единица Активность Беккерель (Бк) Кюри(Ки)1 Ки = 3,7000 · 1010 Бк
Плотность потокаВатт на квадратный метр (Вт/м2), равный одному джоулю на квадратный метр в секунду [Дж/(м2·с)!
Эрг на квадратный сантиметр в секунду [эрг/(см2·с)] или мегаэлектронвольт на квадратный сантиметр в секунду (МэВ/см2·с]*,
1 эрг/(см2·с)=
1·10-3Дж/(м2·с)=
1·10-3 Вт/м2; 1МэВ/(см2·с)= 1,602·10-9 Дж/(м2·с)=
1,602· 10-9 Вт/м2
Поглощенная доза D, керма К Грей (Гp) Рад (рад) 1 рад = 0,01 Гр Мощность поглощенной дозы D Грей в секунду (Гр/с) Рад в секунду (рад/с) 1 рад/с=0,01 Гр/с Эквивалентная доза H Зиверт (Зв) Бэр (бэр) 1 бэр=0,01 Зв Мощность эквивалентной дозы H Зиверт в секунду (Зв/с) Бэр в секунду (бэр/с) 1 бэр/с = 0,01 Зв/сЭкспозиционная доза DЄКСП
Кулон на килограмм (Кл/кг) Рентген (P)1 Р = 2,58·10-4 Кл/кг
Мощность экспозиционной дозы PЄКСП
Ампер на килограмм (А/кг) Рентген в секунду (Р/с)1 Р/с=2,58·10-4 А/кг
Концентрация (объемная активность) радионуклида в атмосферном воздухе или воде А/VБеккерель на кубический метр (Бк/м3)
Беккерель на литр (Бк/л)
Кюри на мер кубический (Ки/м3)
Кюри на литр (Ки/л)
1 Ки/кг = 3,700 · l013 Бк/м3 1 Ки/л=3,700 · l010 Бк/л
Энергия ионизирующей частицы E, Джоуль (Дж) Электрон-вольт (эВ)* Мегаэлекгронвольт (МэВ)*1эВ=1,602·10-19 Дж МэВ=1,602·10-10-13 Дж
* Допущена к применению без ограничения срока.Всистеме СИ единица измерения активности имеет специальное название беккерель(Бк) и имеет размерность обратной секунды (с-1). Беккерель равенактивности радионуклида в источнике, в котором за время 1 с происходит односпонтанное ядерное превращение.
Внесистемнойединицей активности является кюри (Ки). Кюри — активность радионуклида висточнике, при которой в 1 с происходит 3,7·1010 спонтанных ядерныхпревращений. Такое число ядерных превращений происходит в 1 секунду в 1 г 226Ra.Связь между внесистемной единицей активности кюри и беккерелем следующая:
1 Ки =3,7·1010 Бк; 1 Бк = 2,7·10-11 Ки. (2)
Приведемпрактичное выражение соотношения, связывающего массу (т) радионуклида в граммах(г) (без учета массы неактивного носителя) с его активностью в беккерелях:
m=3,3·10-3·Μ·Τ1/2·A, (3)
где,M—массовое число радионуклида; Т1/2 — период полураспада радионуклидав секундах.
Единицамиповерхностной и линейной активности являются в СИ соответственно Бк/м2и Бк/м.
Характеристикиполя излучения
Энергетическоеи пространственно-временное распределения ионизирующего излучения в средеизменяется в процессе его взаимодействия с веществом. Для установления закономерностейэтих изменений необходимо знать, сколько частиц или фотонов, с какой энергией ив каком направлении проходят в каждой точке пространства, т.е. необходимо иметьпредставление о поле излучения.
Прирешении практических задач относительно часто используются следующиехарактеристики поля ионизирующего излучения:
Потокионизирующих частиц (фотонов) F — отношение числа ионизирующих частиц dN, проходящих черезданную поверхность за интервал временна, к этому интервалу:
F =dN/dt. (4)
Единицапотока частиц — имеет размерность обратной секунды (с-1) и равнапотоку ионизирующих частиц, при котором через данную поверхность проходит одначастица за 1 с. Аналогично — поток энергии ионизирующих частиц:
Fw=dw/dt, (5)
где, dw— суммарная энергия (исключая энергию покоя) всех ионизирующих частиц,проходящих через данную поверхность за интервал времени dt.
Единицапотока энергии ионизирующих частиц в СИ — джоуль в секунду (Дж/с) или ватт(Вт); внесистемная единица — электрон-вольт в секунду (эВ/с).
Флюенс(перенос) ионизирующих частиц (фотонов) Φ — отношение числа ионизирующих частиц dN, проникающихв объем элементарной сферы, к площади поперечного сечения ds этой сферы:
Ф =dN/ds. (6)
Единицафлюенса частиц в СИ — м-2. Он равен флюенсу, при котором в сферу сплощадью поперечного сечения 1 м2 проникает одна частица. Более предпочтительнаяединица — см-2. Соответственно флюенс (перенос) энергии ионизирующихчастиц Фw
Фw=dw/ds. (7)
Единицафлюенса энергии ионизирующих частиц в СИ — Дж/м2, но болеепредпочтительная на практике единица — МэВ/см2.
Плотностьпотока ионизирующих частиц φ — отношение потока ионизирующих частиц dF, проникающих в объем элементарнойсферы, к площади поперечного сечения ds этой сферы:
/> (8)
Единицаплотности потока частиц в СИ — с-1·м-2. Болеепредпочтительная на практике внесистемная единица — с-1·см-2.
Плотностьпотока энергии ионизирующих частиц (интенсивность ионизирующих частиц) I — отношение потока энергииионизирующих частиц dFw, проникающего в элементарную сферу, кплощади ее центрального сечения ds:
I=dFw/ds. . (9)
Единицаинтенсивности в СИ — Дж/(с·м2) или (Вт/м2). Болеепредпочтительная на практике единица — МэВ/(см2·с).
Кхарактеристикам поля излучения можно также отнести энергетический спектр ионизирующихчастиц. Источники излучения, испускающие частицы или γ-кванты только однойэнергии, называются моноэнергетическими. Таких источников очень немного.Значительно чаще источники испускают частицы или γ-кванты разных энергий.Спектр излучения таких источников может быть сплошным с какой-либо граничной(максимальной) энергией или дискретным.
Дозовыехарактеристики поля излучения
Ионизацияи возбуждения атомов среды — это те эффекты, которые определяют величинувоздействия излучения на биологические объекты. Эти эффекты однозначно связаныс поглощенной энергией излучения в веществе. Поэтому основной физическойвеличиной, определяющей степень радиационного воздействия, является поглощеннаядоза ионизирующего излучения.
Поглощеннаядоза ионизирующего излучения D — отношение средней энергии dw, переданной ионизирующимизлучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме.
D =dw/dm. (10)
Вединицах СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж·кг-1),и имеет специальное название — грей (Гр). Грей равен поглощенной дозе ионизирующегоизлучения, при которой веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующегоизлучения любого вида равная 1 Дж. В практике еще используется внесистемнаяединица поглощенной дозы — рад. 1 рад = 100 эрг/г = 0,01 Дж/кг = 0,01 Гр.
Вбиологических тканях поглощенная доза распределяется неравномерно (например, поглубине). Для исключения превышения допустимых доз, в качестве тканевых дозпринимаются их максимальные значения. Когда говорят «тканевая доза»,имеют ввиду поглощенную дозу в мягкой биологической ткани, весовой составкоторой принимают следующим, в %: водород — 10,1; углерод — 11,1; азот — 2,6;кислород — 76,2.
Величинапоглощенной дозы излучения зависит от свойств излучения и поглощающей среды.При этом биологическое действие одной и той же дозы различных видов излученияне одинаковое.
Мощностьпоглощенной дозы ионизирующего излучения P — отношение приращения поглощенной дозы dD за интервалвремени dt к этому интервалу:
P =dD/dt (11)
Всистеме СИ единица мощности поглощенной дозы 1 Гр/с = 1 Дж/(с·кг) = 1 Вт/кг.Внесистемная единица мощности поглощенной дозы 1 рад/с.
Какправило, в практической области радиационной безопасности масштабы измеряемыхвеличин D, P таковы, что оказывается более предпочтительно использовать такиедробные единицы измерения: мГр, мГр/с соответственно.
Иногдадля исключения некоторых неопределенностей требуется такая характеристикаизлучения по его воздействию на среду, которая была бы однозначно связана с параметрамиполя излучения, например, с плотностью потока энергии. Для этих целей введена специальнаявеличина керма К — отношение суммы первоначальных кинетических энергий dEKвсех заряженных частиц, образовавшихся под действием косвенно ионизирующегоизлучения в элементарном объеме вещества, к массе в этом объеме:
K = dEK/dm. (12)
Кермаприменима, как для фотонов, так и для нейтронов в любом диапазоне доз и энергийизлучения. Керму измеряют в тех же единицах, что и поглощенную дозу (Гр и рад).
Соответственномощность кермы есть отношение приращения кермы dK за интервал времени dt кэтому интервалу времени:
/>= dK/dt. (13)
Ееединицы измерения соответственно (Гр/с и рад/с).
Историческипервым, в качестве дозовой характеристики поля ионизирующего излучения, былоразвито понятие экспозиционной дозы. Оно введено для оценки поля фотонногоизлучения с энергией в диапазоне 1 кэВ — 3 МэВ.
Экспозиционнаядоза Dэксп —это отношение суммарного заряда dQ всех ионов одного знака, созданных в воздухепри полном торможении всех вторичных электронов, образованных фотонами вэлементарном объеме воздуха, к массе воздуха dm в этом объеме:
Dэксп=dQ/dm. (14)
Т.к.эффективные атомные номера воздуха и биологической ткани близки, воздух принятосчитать тканеэквивалентной средой для фотонного излучения.
Единицаэкспозиционной дозы в СИ — кулон на килограмм (Кл/кг). Однако, как отмечалосьвыше, экспозиционную дозу рекомендовано изъять из обращения, и поэтому в дальнейшем,в случае необходимости, эта величина должна приводиться во внесистемныхединицах, как это и сложилось на практике,
Рентген— экспозиционная доза фотонного излучения при прохождении которого через0,001293 г [масса 1 см3 сухого атмосферного воздуха при нормальныхусловиях (00C; 0,1013 MПa)] воздуха в результате завершения всехионизационных процессов в воздухе создаются ионы, несущие одну электростатическуюединицу количества электричества каждого знака. Отметим связь единиц:
1P =2,58·10-4 Кл/кг. (15)
Вусловиях лучевого равновесия, т.е. такого состояния ионизирующего излучения исреды, когда поглощенная энергия излучения в некотором объеме среды равна суммекинетических энергий ионизирующих частиц в том же объеме, внесистемной единице1 P соответствует поглощенная доза 0,873 рад в воздухе или 0,95 рад вбиологической ткани. Поэтому с погрешностью до 5% экспозиционную дозу врентгенах и поглощенную дозу в радах можно считать совпадающими.
Мощностьэкспозиционной дозы (фотонногоизлучения) Pэксп — отношение приращения экспозиционной дозы dDэкспза интервал времени dt к этому интервалу времени:
Pэксп= dDэксп/dt· (16)
В СИединица мощности экспозиционной дозы — ампер на килограмм (А/кг). Внесистемнойединицей мощности экспозиционной дозы является (Р/с) — это такая мощностьэкспозиционной дозы, при которой за 1 с создается экспозиционная доза 1 P.Коэффициент связи между этой единицей и системной единицей тот же, что и дляэкспозиционной дозы.
Соотношениемежду системными единицами экспозиционной и поглощенной доз: 1 Кл/кгсоответствует поглощенная доза 33,85 Гр в воздухе или 36,9 Гр в биологическойткани. Тогда как значение экспозиционной дозы в рентгенах и поглощенной дозы врадах отличаются во внесистемных единицах всего лишь в 1,14 раза. Соотношениеже между системными и внесистемными единицами экспозиционной дозы и мощностидозы не равны целому числу, что затрудняет их совместное использование. Все этоможет быть причиной многочисленных ошибок. Поэтому и по ряду других причин (всоответствии с принятыми за рубежом рекомендациями) экспозиционная дозаподлежит изъятию из употребления. В случае отступления в практике от этойрекомендации, следует указывать значения экспозиционной дозы и ее мощности вовнесистемных единицах (P, Р/с или в соответствующих десятичных, дольных икратных единицах) значения этих величин в единицах СИ (Кл/кг, А/кг и в их десятичных,дольных и кратных единицах) приводить не следует. Все вышесказанноераспространяется и на использование гамма-постоянной (постоянной мощности экспозиционнойдозы).
Биологическийэффект для разных видов ионизирующих излучений не одинаков при прочих равныхусловиях, в том числе, при одинаковой поглощенной дозе. Оказывается важно нетолько количество ионов, образованных в единице массы биологической ткани, но ито, как распределены эти ионы по длине пути, т.е. осуществлена линейнаяплотность ионизации. Ее однозначно характеризует линейная передача энергии(ЛПЭ) излучения, L — отношение полной энергии dE, переданной веществузаряженной частицей вследствие столкновений на элементарном пути dl, к длинеэтого пути:
L =dE/dl (17)
Вкачестве единицы измерения ЛПЭ используется килоэлектронвольт на микрометрводы, 1 кэВ/мкм: 1 кэВ/мкм = 0,16 нДж/м.
Дляоценки радиационной опасности излучения произвольного состава при хроническомоблучении человека в малых дозах (в дозах, не превышающих пяти предельно допустимыхгодовых доз при облучении всего тела человека) вводится понятие эквивалентнойдозы. Эквивалентная доза ионизирующего излучения H — основнаядозиметрическая величина равная произведению поглощенной дозы D на среднийкоэффициент качества ионизирующего излучения /> в данном объеме биологическойткани стандартного состава:
H = D ·/>. (18)
Единицейэквивалентной дозы в СИ является Зиверт (Зв). Зиверт — единица эквивалентнойдозы любого вида излучения в биологической ткани, которое создает такой жебиологический эффект, как и поглощенная доза в 1 Гр образцового рентгеновскогоизлучения. Иными словами, Зиверт равен эквивалентной дозе, у которойпроизведение поглощенной дозы в биологической ткани стандартного состава на среднийкоэффициент качества равен 1 Дж/кг.
Внесистемнаяединица эквивалентной дозы — бэр. Бэр равен эквивалентной дозе, при которойпроизведение поглощенной дозы в биологической ткани стандартного состава насредний коэффициент качества равно 100 эрг/г. Таким образом: 1 Зв = 100 бэр.
Мощностьэквивалентной дозы /> — отношениеприращения эквивалентной дозы dH за интервал времени dt к этому интервалувремени:
/> = dH/dt. (19)
Единицамощности эквивалентной дозы в СИ — зиверт в секунду (Зв/с). Внесистемнаяединица — бэр в секунду (бэр/с).
Времяпребывания человека в поле излучения при низких уровнях ионизирующего излученияизмеряется, как правило, часами (6-часовой рабочий день, 36-часовая рабочаянеделя). Масштаб величин мощностей эквивалентной дозы задает ее величинаестественного фона на территории Украины, находящаяся в пределах 0,05 — 0,2 мкЗв/ч.Поэтому величину мощности эквивалентной дозы, как правило, удобно измерять вединицах микрозиверт в час.
Безразмерныйкоэффициент качества определяет зависимость
неблагоприятныхбиологических последствий облучения человека в малых дозах. Он являетсяфункцией ЛПЭ данного излучения в воде, и выбирается на основе имеющихсязначений коэффициента относительной биологической эффективности (ОБЭ).
Между kи ЛПЭ имеется эмпирическая связь:
k = [A/L]·[1- ехр(-В · L2,03)], (20)
где: А= 6000 кэВ/мкм; В = 4,6· 10-5 (мкм/кэВ)2.
Среднеезначение ЛПЭ для поля берется в кэВ/мкм. Вычисленные величины k в (20) имеютпогрешность 3% для низких энергий и 10% для высоких энергий.
КогдаЛПЭ во всех точках облучаемого объекта неизвестно, допустимо использовать усредненныезначения k применительно к различным видам первичного излучения. Для смешанногоизлучения эквивалентная доза определяется как произведение поглощенных дозотдельных видов излучений Di на соответствующие значения />:
/> (21)
где i,индекс вида и энергии излучения.
Разныеорганы и ткани имеют разные чувствительности к излучению.
Однако,признание гипотезы беспорогового действия радиации МКРЗ потребовало отказа отэтой концепции. И после публикации МКРЗ №26 ограничение уровня облучения сталоосновываться на концепции приемлемого риска. В результате для случаев неравномерногооблучения разных органов или тканей тела человека было введено понятиеэффективной эквивалентной дозы.
Дляопределения этой величины необходимо ввести понятие риска. Риск—вероятностьвозникновения неблагоприятных последствий (смертные случаи, травматизм,профессиональные заболевания т.п.). Например, риск смерти от курения r=5·10-4случаев/(чел · год). Это означает, что на 1 млн. курящих людей каждый годумирает от болезней, вызываемых курением, дополнительно 500 чел.
Приоценке вреда можно учитывать неблагоприятные последствия, связанные с наиболеерадиочувствительными органами и тканями.
Приодновременном облучении нескольких органов вероятность выхода неблагоприятныхисходов складывается, т.е. сн = Σ ст
Изизложенного следует, что индивидуальная вероятность или риск смерти rтот злокачественного новообразования при среднем значении эквивалентной дозы (H)т в данном органе или ткани.
rт= ст(Нср)т. (22)
Соответственносуммарный риск при равномерном облучении всего тела (всех основных группорганов или тканей, указанных в табл.6) в дозе HЕ:
/>, (23)
отсюда
/>, (24)
введяобозначение сТ/сЕ= WТ, получаем
/> (25)
ОтношениесТ/сЕ= WТ определяет взвешенный рискоблучения данного органа по отношению к взвешенному риску облучения всегоорганизма, т.е. представляет отношение вероятности возникновения стохастическихэффектов в результате облучения какого-либо органа или ткани к вероятности ихвозникновения при равномерном облучении всего тела. Параметр WТназывают взвешивающим фактором или весовым множителем. При этом ΣWТ=1.
Единицыэффективной эквивалентной дозы и ее мощности совпадают с единицами эквивалентнойдозы и ее мощности соответственно.
Эквивалентнаядоза или эффективная эквивалентная доза являются индивидуальными критериямиопасности, обусловленными ионизирующим излучением. Эти величины являютсяиндивидуальными дозами. На практике, особенно при широком использовании атомнойэнергии, возникает необходимость оценивать меру ожидаемого эффекта при облучениибольшого контингента людей — персонала или населения.
Дляэтого используется величина — эффективная коллективная доза, определяющаяполное воздействие на популяцию:
/> (26)
где HEi—средняя эффективная эквивалентная доза на i-ю подгруппу популяции; Ni —число лиц в подгруппе, получивших эквивалентную дозу НЕi. Единицейизмерения коллективной дозы в СИ является человеко-зиверт (чел-Зв), внесистемнаяединица — человеко-бэр (чел-бэр).
Керма-постояннаяи κερμα-эквивалент источника
Приработе с радионуклидами необходимо помнить, что число распадов источникаγ-излучения не определяет степень его ионизирующего воздействия. Оно такжезависит от схемы распада, т.е. количества фотонов, приходящихся на один распад,и энергии фотонов. Поэтому вводят величины однозначно характеризующие данныйрадионуклид как γ-излучатель. Такими характеристиками являютсягамма-постоянная и гамма-эквивалент радионуклида. Как известно,гамма-эквивалент и гамма-постоянная определяются через экспозиционную дозу. Всвязи с переходом к СИ и отказом от использования экспозиционной дозы, какдозиметрической величины, введены новые величины для характеристики источниковγ-излучения: керма-постоянная и керма-эквивалент соответственно. Керма-постоянная (постоянная мощности воздушной кермы радионуклида) Гδопределяется как отношение мощности воздушной кермы К, создаваемой фотонамис энергией больше заданного порогового значения от точечногоизотропно-излучающего источника данного радионуклида, находящегося в вакууме*на расстоянии l οт источника, умноженной на квадрат этогорасстояния к активности А источника:
Гδ= (К · l2)/A. (27)
Единицакерма-постоянной в СИ — [Гр·м2/(с·Бк)].
Болеепредпочтительная единица измерения — [аГр·м2/(с·Бк)].
Физическийсмысл керма-постоянной — мощность воздушной кермы, создаваемая в вакуумеγ-излучателем точечного изотропно-излучающего источника с энергией большезаданного порогового значения d активностью 1 Бк на расстоянии 1 м.
Знаякерма-постоянные, активности радионуклидов и расстояния от источника додетектора легко из формулы (25) определить мощность воздушной кермы:
K = A·Гδ/l2. (28)
Широкоранее использовавшаяся гамма-постоянная Γγ (постояннаямощности экспозиционной дозы) характеризовала мощность экспозиционной дозы,создаваемой фотонами всех линий точечного изотропного радионуклидного источникаактивностью 1 мКи на расстоянии 1 см без начальной фильтрации.
Гамма-постояннаярадионуклида определяется отношением мощности экспозиционной дозы, создаваемойне фильтрованным γ-излучением от точечного источника на расстоянии l0от источника, умноженной на квадрат этого расстояния к активности Аоисточника:
Γγ=(РЭксп·l2)/A (29)
Аналогичнокерма-постоянной различают полную и дифференциальную гамма-постоянные.
Единицагамма-постоянной — [Р·см2/(ч·мКи)].
Изопределения Γγ и Гδ следует, что
Гδ[аГр·м2/(с·Бк)]= 6,55 · Гу [Р·см2/(ч·мКи)]. (30)
Приведемеще одно полезное для быстрых расчетов эмпирическое соотношение
Γγ(Ρ· м2/(ч·Ки) = 0,5 · E, (31)
еготочность ±20%. Здесь E — полная энергия фотонов на 1 распад (МэВ).
Извыражений (3.29) и (3.31) можно получить эмпирическое уравнение для быстройоценки мощности экспозиционной дозы для точечного гамма-источника:
Pэксп(Р/час)= (0,5·А·E)/l2. (32)
Точностьвыражения (32) — 20%.
На практикечасто приходилось сравнивать между собой источники γ-излучений по ихдозовым характеристикам в воздухе при одинаковых условиях измерения. Такпоявилась величина, называемая радиевым гамма-эквивалентом, предназначенная дляоценки поля γ-излучения в воздухе. Для этой величины в качестве эталонногопринималось γ-излучение 226Ra, находящееся в равновесии сосновными дочерними продуктами распада после фильтра из платины толщиной 0,5мм.
Поэтому,внесистемная единица радиевого гамма-эквивалента — миллиграмм-эквивалент радия(мг-экв. Ra). Его γ-излучение при данной фильтрации и тождественныхусловиях измерения создает такую же мощность экспозиционной дозы, как иγ-излучение 1 мг Государственного эталона радия в равновесии с основнымидочерними продуктами распада при использовании платинового фильтра толщиной 0,5мм. Из экспериментов следует, что точечный источник радия активностью 1 мКи,находящийся в равновесии с дочерними продуктами распада и с фильтром из платинытолщиной 0,5 мм, создает на расстоянии 1 см мощность экспозиционной дозы 8,4Р/ч. Для Государственного эталонного источника можно условно записать:
ГyRa = 8,4 P·cм2/(ч·мг-экв.Ra). (33)
Радиевыйгамма-эквивалент активности m радионуклидов определяется по следующей простойформуле:
m=A·Γγ/8,4, (34)
где: m—гамма-эквивалент,мг-экв .Ra;
Γγ— гамма-постоянная радионуклида;
А — активность радионуклида, мКи.
Какотмечалось выше, вместо гамма-эквивалента определявшегося во внесистемныхединицах, введен керма-эквивалент определяемый в единицах СИ и предназначенныйкак и радиевый гамма-эквивалент для оценки γ-излучения в воздухе.
Керма-эквивалентисточника K1 — мощность воздушной кермы К γ-излучения сэнергией фотонов больше заданного порогового значения d точечногоизотропно-излучающего источника, находящегося в вакууме на расстоянии l отисточника, умноженная на квадрат этого расстояния:
K1=K·l2. (35)
Единицакерма-эквивалента в СИ — (Гр·м2/с).
Болеепредпочтительные единицы: нГр·м2/с; мкГр·м2/с; мГр·м2/с.
Из(3.28) и (3.35) следует:
K1(аГp·м2/c)=А(Бк)·Гδ[аГр·м2/(с·Бк)]. (36)
Физическийсмысл керма-эквивалента — мощность воздушной кермы, создаваемаяγ-излучением с энергией больше заданного порогового значения d от данноготочечного изотропного радионуклида источника в вакууме на расстоянии l= 1м от источника.
Вывод
Таким образом, дозиметрияимеет дело с такими физическими величинами, которые связаны с ожидаемымрадиационным эффектом. Установление связи между измеряемой физической величинойи ожидаемым радиационным эффектом является важнейшим свойством дозиметрическихвеличин.
Списоклитературы
1. Боровой А.А.,Васильченко В.Н., Носовский А.В., Попов А.А., Щербина В.Г. Концепциярадиационного контроля ПО «Чернобыльская АЭС» и основные техническиетребования к системе PK. — Чернобыль, 1993.
2. Васильченко В.Н.,Носовский AB., Крючков В.П., Осанов Д.П., Павлов Д.А., Цовьянов А.Г., БондарчукА.С., Ильичев С.В. Принципы организации сбора информации по дозиметрическимаспектам радиационных аварий. Руководящий документ Росстандарта,РД-187655/94.-Москва, 1994.
3. Голубев Б.П.Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений. / Изд. 3-е, перераб. и доп. Подредакцией E. Л. Столяровой. Учебник для вузов. — M.: Атомиздат, 1976. ЗаконУкраины. Об обращении с радиоактивными отходами. Укр ЯО. — Киев, 1995.
4. Иванов В.И. Курсдозиметрии: Учебник для вузов./4-е изд., перераб. и доп.-M.: Энергоатомиздат,1988.
5. Индивидуальнаязащита работающих в атомной энергетике/ В.С Кощеев, Д.С. Гольддггейн, В.Н.Клочков и др. -M.: Энергоатомиздат, 1992.
6. Кононович А.Л., ОсколковБ.Я., Кудрявцева Н.А, Коротков В.Т., Ростовцев А.Л., Носовский А.В.,Васильченко В.Н., Чабан Н.Г. Оценка радиоактивного состояния подземных вод врайоне Чернобыльской АЭС. — Атомная энергия, 1994, т.77, вып.5.
7. Культурабезопасности: Доклад Международной консультативной группы по ядернойбезопасности (INSAG). — Вена, МАГАТЭ, 1990. (Серия безопасности 75-INSAG-4).
8. Левин В.Е.Ядерная физика и ядерные реакторы. Учебник для техникумов. /3-е.изд. — M.:Атомиздат, 1975.
9. Мащенко Н.П.,Мурашко В.А. Радиационное воздействие и радиационная защита населения приядерных авариях на атомных электростанциях: Учеб. пособие. — К.: Вища шк.,1992.
10. Машкович В.П.,Панченко А.М. Основы радиационной безопасности. Уч. Пособие для вузов. — M.:Энергоатомиздат, 1990.
11. Носовский А.В.,Цовьянов А.Г., Кочетков О.А., Чабан Н.Г., Иванов Е.А. Опыт эксплуатации системысанитарно-пропускного режима на Чернобыльской АЭС. – Атомная энергия, 1997, т.82, вып.2, с. 140-146.
12. Нормырадиационной безопасности НРБ -76/87. Основные санитарные правила работы срадиоактивными веществами и другими источниками ионизирующх излучений ОСП — 72/87 / Минздрав СССР- 3-е изд., перераб. и доп. — M.: Энергоатомиздат, 1988.
13. Общие положенияобеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88) ПНАЭ Г-1-011-89 /Госатомнадзор СССР. — M.: Энергоатомиздат, 1990.
14. Правила работы срадиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений вучреждениях, организациях и на предприятиях Академии наук СССР.-M.: Наука,1984.
15. Радиация: Дозы,эффекты, риск. Пер с англ. — M.: Мир, 1990.