
- •Введение в теорию переноса и физику защиты от ионизирующих излучений
- •Содержание
- •Предисловие
- •Введение
- •Глава 1. Виды ионизирующих излучений
- •2.1.2. Токовые характеристики полей излучений.
- •Глава 3. Взаимодействие излучений с веществом
- •§ 3.1. Типы взаимодействий излучений с веществом.
- •3.1.1. Поглощение.
- •3.1.2. Ионизация и возбуждение.
- •3.1.3. Рассеяние.
- •3.1.4. Ядерные реакции.
- •§ 3.2. Эффективные поперечные сечения взаимодействия.
- •3.2.1.Микроскопические и макроскопические эффективные поперечные сечения взаимодействия.
- •3.2.2. Дифференциальные и интегральные эффективные поперечные сечения взаимодействия
- •§ 3.3. Взаимодействия фотонов с веществом.
- •5. Образование фотонейтронов.
- •3.3.1. Фотоэлектрическое поглощение.
- •3.3.2. Комптоновское рассеяние.
- •3.3.3.Процесс образования электрон-позитронных пар.
- •3.3.4. Характеристическое излучение.
- •3.3.5. Когерентное рассеяние.
- •3.3.6.Аннигиляционное излучение.
- •3.3.7. Тормозное излучение.
- •3.3.8. Образование фотонейтронов.
- •3.3.9. Макроскопичекие эффективные поперечные сечения взаимодействия фотонов с веществом.
- •§ 3.4. Взаимодействие нейтронов с веществом
- •3.4.1. Качественная картина взаимодействия нейтронов.
- •3.4.2. Формула Брейта-Вигнера
- •3.4.3. Радиационный захват.
- •3.4.4. Упругое рассеяние.
- •3.4.5. Неупругое рассеяние.
- •3.4.6. Кинематика рассеяния нейтронов
- •3.4.7. Специфика рассеяния тепловых нейтронов
- •3.4.8. Дифференциальные микроскопические поперечные сечения рассеяния
- •3.4.9. Ядерные реакции.
- •3.4.10. Полные эффективные микроскопические поперечные сечения взаимодействия нейтронов с веществом.
- •§ 3.5. Взаимодействия заряженных частиц с веществом.
- •3.5.1.Взаимодействия тяжелых заряженных частиц с веществом.
- •3.5.2. Взаимодействия электронов с веществом.
- •Глава 4. Дозовые характеристики полей излучений.
- •§ 4.1. Основные базисные дозовые характеристики полей излучений
- •4.1.1 Поглощенная доза
- •4.1.2.Керма.
- •4.1.3. Эквивалентная доза.
- •4.1.4. Эффективная доза.
- •4.1.5. Ожидаемая эффективная (эквивалентная) доза.
- •4.1.6. Доза эффективная (эквивалентная) годовая
- •4.1.7. Коллективная эффективная доза
- •4.1.8.Предотвращаемая эффективная доза
- •§ 4.2. Фантомные дозовые характеристики полей излучений
- •4.2.1. Показатель эквивалентной дозы.
- •4.2.2. Амбиентная эквивалентная доза.
- •§ 4.3. Связь между дифференциальными и дозовыми характеристиками полей излучений при внешнем облучении.
- •4.3.1. Фотонное излучение.
- •4.3.2.Заряженные частицы.
- •4.3.3.Нейтроны.
- •§ 4.4. Удельные дозиметрические характеристики полей излучений при внешнем облучении.
- •§ 4.5. Связь между концентрациями радионуклидов в окружающей среде и дозовыми характеристиками полей излучений при внутреннем облучении.
- •4.5.1. Однокамерная модель оценки дозы.
- •4.5.2. Многокамерные модели оценки дозы.
- •4.5.3. Модель «удельной активности».
- •§ 4.6. Связь между концентрациями радионуклидов в окружающей среде и дозовыми характеристиками полей фотонов при внешнем облучении.
- •Глава 5. Характеристики источников ионизирующих излучений
- •§ 5.1. Радионуклиды, как источники излучений
- •5.1.1. Активность и постоянная распада радионуклида
- •5.1.2. Схемы радиоактивных превращений
- •§ 5.2. Радионуклиды, как источники отдельных видов излучений.
- •5.2.1. Источники α-частиц.
- •5.2.2. Источники β-частиц и электронов.
- •Электронный (β-- распад):
- •5.2.3. Источники γ-излучения.
- •5.2.4. Источники нейтронов.
- •Основные характеристики (α,n)-источников нейтронов.
- •239Pu - α –Be (справа) источниками нейтронов.
- •Характеристики (γ,n)-источников нейтронов.
- •§ 5.3. Дозовые характеристики радионуклидов, как источников γ- излучения.
- •5.3.1. Керма – постоянные радионуклидов.
- •5.3.2. Керма – эквивалент радионуклидов.
- •§ 5.4. Установки для получения излучений.
- •5.4.1.Источники заряженных частиц.
- •5.4.2. Источники фотонного излучения.
- •5.4.3. Источники нейтронного излучения.
- •Значения констант формулы 5.28.
- •Доля запаздывающих нейтронов деления на 1 деление
- •Глава 6. Основные принципы нормирования и нормы радиационной безопасности.
- •§ 6.1. Биологические эффекты радиационного воздействия.
- •6.1.1. Детерминированные соматические поражения.
- •6.1.2. Стохастические соматические и генетические поражения.
- •6.1.3. Действие радиации на окружающую среду.
- •§ 6.2. Уровни фонового облучения человека.
- •6.2.1. Уровни естественного радиационного фона.
- •Концентрация естественных радионуклидов в почвах и создаваемые ими мощности поглощенной дозы на поверхности .
- •Среднемировые данные по рациону питания и скорости дыхания
- •Среднегодовые эффективные дозы радиации от различных источников естественного фона, мкЗв/год
- •6.2.2. Технологически повышенный естественный радиационный фон.
- •Концентрации естественных радионуклидов в различных строительных материалах, Бк/г и мощность поглощенной дозы в воздухе, нГр/ч х10
- •6.2.3. Искусственный радиационный фон.
- •Типичные значения эффективных доз пациентов при различных процедурах, мЗв
- •6.2.3. Дозовые нагрузки от всех источников радиационного фона.
- •§ 6.3. Принципы нормирования дозовых пределов.
- •6.3.1.Основные принципы нормирования радиационного фактора воздействия.
- •6.3.2.Концепция приемлемого риска.
- •1) Концепция нулевого риска;
- •2) Беспороговая концепция;
- •3) Концепция приемлемого риска.
- •Классификация источников риска
- •6.3.3. Экономические подходы к нормированию
- •§ 6.4 . Нормы радиационной безопасности. Основные дозовые пределы.
- •6.4.1. Пределы доз.
- •Коэффициенты риска для разных категорий облучаемых лиц, х10-5 (чел-мЗв)
- •6.4.2.Требования по ограничению облучения в условиях радиационной аварии
- •Критерии для принятия неотложных решений в начальном периоде радиационной аварии
- •6.4.3. Принципы расчетов предельно допустимых уровней и потоков ионизирующих излучений.
- •Параметры, используемые в нрб-99/2009 для оценки доз излучения.
- •Среднегодовые допустимые плотности потоков излучений для лиц из персонала при облучении, см-2 с-1
- •Значенияудельных дозовых коэффициентов, предела годового поступления с воздухом и допустимой среднегодовой объемной активности в воздухе отдельных радионуклидов для персонала.
- •6.4.4. Комбинированное воздействие излучений.
- •Рекомендуемая литература
- •Используемые константы и обозначения.
3.4.2. Формула Брейта-Вигнера
Резонансная структура поперечных сечений процессов, протекающих через образование составного ядра, по разному проявляется в зависимости от энергии нейтронов и атомного номера материала. При низких энергиях нейтронов (Е/<1 кэВ) возбужденные уровни составного ядра четко дискретны, и при этих энергиях нейтронов может происходить возбуждение лишь нижних уровней, далеко отстоящих друг от друга. Для описания сечения образования составного ядра для изолированного уровня используется формула Брейта-Вигнера:
(3.43),
в которой Е0,
–энергия резонанса и максимальное
поперечное сечение образования составного
ядра при Е/=Е0,
Г –
полная ширина резонанса, определяемая
на половине высоты резонанса и связанная
с шириной возбужденного уровня и средним
временем жизни составного ядра при
возбуждении данного уровня (см. рис.
3.12), Гn-нейтронная
ширина резонанса.
=4πλ02g,
где λ - длина волны нейтрона, g
– фактор, учитывающий долю
с
толкновений,
приводящих к образованию составного
ядра при выполнении спинового соотношения.
Рис.3.12. Резонансная структура уровней ядра
Величины
,
Е0,
Г – являются
параметрами резонанса. Так как составное
ядро может распадаться по различным
каналам i:
с испусканием нейтрона (n);
γ -кванта (γ); может испытать деление
(f);
распасться с испусканием протона или
α‑частицы и т.д., то каждый из них
имеет свою
парциальную ширину Гi,
а полная ширина резонанса равна Г=
,
т.е. полная
ширина уровня складывается из парциальных
ширин, которые пропорциональны
относительным вероятностям распада по
соответствующим каналам. Величины Г,
Гi
являются
параметрами конкретного резонанса и
определяются экспериментально.
Вероятность же распада по данному каналу
i
будет равна
fi=Гi
/ Г.
Отсюда
следует, что парциальное микроскопическое
поперечное сечение i-го
типа взаимодействия нейтрона равно:
σi = σc Гi / Г (3.44).
В формуле (3.43) энергия нейтрона Е/ фактически представляет собой энергию нейтрона относительно ядра. При покоящемся ядре различие энергий в системе центра инерции и лабораторной системе координат несущественно. Реально ядра участвуют в тепловом движении и хотя скорости теплового движения много меньше скоростей нейтронов, возбуждающих резонансы, скорость теплового движения ядра оказывает заметное влияние на резонансы, уширяя их. В итоге резонансный пик, сохраняя свою площадь, становится ниже и шире. По аналогии с оптикой изменение формы резонансного пика вследствие теплового движения ядер называется эффектом Доплера. Особенно заметно влияние эффекта Доплера на форму резонансных пиков для значений Г, имеющих близкие величины с тепловой энергией ядер среды. В справочной литературе измеренные параметры резонансов приводятся при нулевой температуре среды уже с поправкой на доплер-эффект.
3.4.3. Радиационный захват.
Реакция радиационного захвата нейтрона (n,γ) протекает по следующей схеме:
01n +AZX ( A+1ZX)* A+1ZX + γ (3.45),
т.е. через образование составного ядра. Являясь экзоэнергетической реакцией, радиационный захват возможен на всех ядрах (за исключением 3Не и 4Не). Микроскопическое поперечное сечение радиационного захвата определяется формулой Брейта-Вигнера:
(3.46).
Выражая в формуле (3.46) λ и Гn в явном виде через энергию нейтрона, можно записать:
(3.47),
в которой
=4πλ02gГn0Гγ/Г2=4πgГγ/Г2
(3.48).
Величины с индексом
0 представляют
собой значения при Е/=Е0,
и справедливы соотношения: λ/λ0
=
,
Гn/Гn0=
,
а константа С
объединяет константы связи между λ02
и Гn0
и Е0.
Сечение радиационного
захвата резко снижается при отклонении
энергии нейтрона от Е0
,
поэтому за пределами резонанса полное
микроскопическое сечение взаимодействия
нейтронов с ядрами переходит к независящему
от энергии сечению потенциального
рассеяния. Значение сечения радиационного
захвата в максимуме резонанса обратно
пропорционально скорости нейтрона,
откуда следует, что при увеличении
энергии нейтрона амплитуда резонансов
уменьшается. В области низких энергий
нейтронов, приближающихся к тепловым
(Е/
<< E0),
из формулы (3.47) получаем зависимость
сечения радиационного захвата
пропорциональное 1/
,
т.е. обратно пропорциональное скорости
нейтрона 1/v.
Физически это оправдано тем, что при
уменьшении скорости нейтрона увеличивается
время его нахождения вблизи ядра и,
следовательно, увеличивается вероятность
захвата нейтрона ядром. Сечение
радиационного захвата для тепловых
нейтронов в зависимости от нуклида
варьируется в широких пределах от 0,1
до 103-106
б.
Примечательна реакция захвата на кадмии,
имеющая очень большое сечение в тепловой
области, достигающее в резонансе величины
20 000 б.
Характерная «ступенька» в сечении
вблизи Е/
≈ 0,4 эВ
используется для разделения энергетического
распределения плотности потока нейтронов
на две энергетические группы – с энергией
большей 0,4
эВ, которая
носит название надкадмиевых
нейтронов,
и с энергией меньше 0,4
эВ, называемой
подкадмиевой,
что широко используется в экспериментальных
исследованиях прохождения нейтронов
в веществе.
Образующиеся в реакции (n, γ) ядра, как правило, оказываются радиоактивными, т.к. они смещаются с области стабильности в область β--радиоактивных ядер (см. рис. 1.2). Поэтому реакции (n,γ) часто служат причиной активации реакторных материалов, в частности, натриевого теплоносителя в реакторах на быстрых нейтронах (2311Na(n, γ)2411Na) или примесей (продуктов коррозии) в водном теплоносителе реакторов на тепловых нейтронах. Активация нейтронами серебра и, особенно, родия широко используется в детекторах прямого заряда (ДПЗ), предназначенных для контроля плотности потока нейтронов в активной зоне ядерных реакторов. Для быстрых нейтронов сечение радиационного захвата меняется в диапазоне 0,1 – несколько барн, поэтому в этой области энергий его вклад пренебрежимо мал.