
- •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.
3.4.6. Кинематика рассеяния нейтронов
Важным моментом для расчета переноса нейтронов в веществе является изменение его энергии и направления движения при рассеянии на ядре, что позволяет определить дифференциальные эффективные поперечные сечения рассеяния нейтрона. Ответ на этот вопрос можно получить, рассматривая кинематику рассеяния нейтронов, причем представляется удобным решать эту задачу в лабораторной системе координат и в системе центра инерции. На рис.3.13 приведены схемы рассеяния нейтрона на ядре массой А в лабораторной системе координат и в системе центра инерции:
а б
Рис.3.13. Схемы рассеяния нейтрона в лабораторной системе координат (а) и в системе центра инерции (б)
В соответствии с приведенными на рис. 3.13 обозначениями скоростей нейтрона и ядра запишем законы сохранения энергии и импульса в рассматриваемых системах, принимая массу нейтрона за единицу и обозначая энергию возбуждения ядра в результате рассеяния Е*:
в лабораторной системе координат системе центра инерции
=
(3.52)
=
При этом скорость центра инерции в лабораторной системе координат:
(3.53)
Учитывая очевидное соотношение между скоростью налетающего нейтрона в системе центра инерции и в лабораторной системе координат
(3.54),
из закона сохранения энергии в системе центра инерции получим:
vc2 = v/c 2- 2АЕ*/(А+1) (3.55),
откуда следует, что при упругом рассеянии (Е*=0) скорость нейтрона в системе центра инерции, а, следовательно, и его кинетическая энергия не изменяются. Используя выражение (3.54), из (3.55) можно записать связь между скоростью рассеянного нейтрона в системе центра инерции и скоростью налетающего нейтрона в лабораторной системе координат:
vc2 = А2 v/ 2/(А+1)2 - 2АЕ*/(А+1) (3.56).
Из диаграммы скоростей нейтрона в лабораторной системе координат и в системе центра инерции (рис.3.14) можно записать:
Рис. 3.14. Диаграмма скоростей нейтрона в разных системах координат
v2=vc2 +Vc2+2vcVc Сosθc (3.57),
а, переходя от скоростей нейтрона к его энергии, получим соотношение между энергией нейтрона до и после рассеяния:
.
Е=Е/
(3.58),
Беря проекции
скоростей нейтрона на направление
вектора
на
диаграмме скоростей нейтрона, получим
соотношение между углами рассеяния
нейтронов в рассматриваемых системах
координат:
μs=(1+A μс)/ (1+2А μс+А2)1/2 (3.59),
где μs , μс – косинусы углов рассеяния нейтрона в лабораторной системе координат и системе центра инерции соответственно.
Полученные соотношения (3.58) и (3.59) позволяют сделать важные для задач переноса нейтронов и защиты от них выводы о характере рассеяния нейтронов в разных материалах.
Соотношение (3.58) подтверждает сформулированное выше заключение о наличии энергетического порога сечения неупругого рассеяния. Этот процесс возможен, если энергия нейтронов удовлетворяет условию:
Е/
>
Е*
(3.60).
В противном случае происходит упругое рассеяние, для которого связь между энергиями нейтрона до и после рассеяния записывается в виде:
Е=Е/
(3.61).
Из формулы (3.61) следует, что при угле рассеяния θс =00 (рассеяние прямо вперед) энергия нейтрона после рассеяния равна его первоначальной энергии, а при рассеянии на угол θс =1800 (рассеяние прямо назад) энергия рассеянного нейтрона минимальна и равна:
Емин=
Е/
(3.62).
Величина α = (А-1)2/(А+1)2, характеризующая максимальный сброс энергии нейтрона при однократном упругом рассеянии, широко используется в теории замедления нейтронов и показывает, что с ростом атомного номера материала А уменьшается максимальный сброс энергии нейтрона при однократном рассеянии; этим объясняется использование легких материалов (вода, углерод и т.д.) в качестве замедлителей нейтронов. Максимальный сброс энергии нейтрона наблюдается на ядре водорода (А=1); для него величина α=0.
Из формулы (3.59) видно, что при А>>1 μs = μс, таким образом, для средних и тяжелых материалов при изотропном угловом распределении рассеянных нейтронов в системе центра инерции их угловое распределение будет изотропным и в лабораторной системе координат. Напротив, для легких материалов будет наблюдаться анизотропия углового распределения в лабораторной системе координат, ярко выраженная для водорода, когда θs = θc/2, т.е. при рассеянии на водороде все нейтроны летят в полупространство с μs>0.
Для перехода от характеристик нейтронов, полученных в одной системе координат, к аналогичным в другой системе координат из кинематики можно записать следующие широко используемые формулы перехода:
E=Ec+[(E+2μc(A+1)
]/(A+1)2
μs=
μc
+
(3.63),
в которых энергии без нижнего индекса соответствуют их знаяениям в лабораторной системе координат.