
- •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.
Глава 4. Дозовые характеристики полей излучений.
Дифференциальные и интегральные характеристики полей излучений определяют поведение рассматриваемого излучения, не учитывая процессы взаимодействия его с веществом, через которое оно распространяется. Для оценки взаимодействия ионизирующей радиации с веществом, в частности, для оценки его воздействия на организм человека, вводятся дозовые характеристики полей излучений. Таким образом, дозовые характеристики учитывают процессы взаимодействия излучения с веществом и позволяют оценивать последствия этого взаимодействия.
В настоящее время используются единицы и терминология, принятые в 1980 г. Международной Комиссией по Радиационным Единицам и измерениям (МКРЕ), одобренные в 1990 г. и 2007 г. Международной Комиссией по Радиационной Защите (МКРЗ) и закрепленные в Российской Федерации Нормами Радиационной Безопасности НРБ-99/2009. В дальнейшем изложении будет использоваться терминология, рекомендуемая этими документами.
Условно вводятся 2 класса дозовых величин:
Базисные, определяемые при отсутствии каких-либо возмущающих поле излучений эффектов. В частности, в качестве возмущающих эффектов может выступать тело человека или имитирующий его фантом. Таким образом, базисные дозовые характеристики поля полностью определяются только описанными выше (гл.2) характеристиками невозмущенного исходного поля излучений.
Фантомные величины используются для оценки дозовых характеристик, отражающих воздействие излучений на человеческий организм. По сравнению с базисными они учитывают изменения характеристик поля при введении в это поле тела человека или имитирующего его фантома. Эти изменения связаны с поглощением излучения вносимым объектом, отражением излучения от него, характером формирования дозы, оказывающей реальное воздействие на организм человека.
§ 4.1. Основные базисные дозовые характеристики полей излучений
4.1.1 Поглощенная доза
Наиболее ярким проявлением взаимодействия излучения с веществом независимо от его вида является переданная или поглощенная в веществе энергия излучения. Основной физической мерой взаимодействия излучения с веществом является средняя энергия, переданная излучением единице массы облучаемого вещества. Величиной, используемой для измерения этой энергии, является поглощенная доза D, определяемая как
(4.1)
где
средняя энергия ионизирующего излучения,
переданная элементарному объему dV
вещества, отнесенная к массе вещества
dm в
этом объеме. Энергия может быть усреднена
по любому определенному объему, и в этом
случае средняя доза будет равна полной
энергии, переданной объему, деленной
на массу этого объема.
Строго говоря, записанное выше определение поглощенной дозы, данное в НРБ-99/2009, соответствует не поглощенной энергии в веществе, а именно переданной. Эти две энергии во многих случаях близки друг с другом по абсолютному значению, однако принципиально различаются в силе того, что не вся переданная энергия поглощается в выделенном элементарном объеме. В частности для фотонов, например, передача энергии веществу характеризуется массовым коэффициентом передачи энергии μtrm, а поглощенная массовым коэффициентом поглощения энергии μenm(см. стр. 52) ,и именно последний используется при вычислении поглощенной дозы.
Единицей измерения поглощенной дозы является грей (Гр): Поглощенная доза в 1 Гр равна средней поглощенной энергии 1 Дж в 1 кг вещества (1 Гр = 1 Дж/кг).
Внесистемной единицей, изымаемой из обращения, но используемой в настоящее время, является рад (radiation absortion dose), равный переданной энергии излучения, при которой в 1 г вещества средняя переданная энергия равна 100 эрг. Таким образом, связь между системными и внесистемными единицами: 1Гр=100 рад.
Поскольку передача энергии происходит в результате взаимодействия любого вида излучения (фотоны, электроны, нейтроны и т. д.) с любым веществом, эта дозовая характеристика является универсальной и может использоваться для любого вида излучения, любого вещества, с которым оно взаимодействует, при любых энергиях излучения и любых абсолютных величинах переданной веществу энергии.
Во многих задачах, особенно при экспериментальных исследованиях ионизирующих излучений в качестве вещества, в котором определяется переданная энергия, используется воздух, и тогда регистрируется поглощенная доза в воздухе.
Под переданной энергией понимается разность между суммарной кинетической энергией излучения, внесенной в рассматриваемый объем, и суммарной кинетической энергией излучения выходящего из него. При этом, если в объеме вещества происходили какие-либо ядерные превращения, то к указанной разности добавляется разница между всей выделенной и затраченной при этих превращениях энергии. В этой связи следует различать переданную энергию и поглощенную в веществе энергию. Последняя представляет собой полную энергию излучения, потерянную при взаимодействии без учета изменения энергий при ядерных превращениях. Как правило, в большинстве задач изменениями энергии при ядерных превращениях можно пренебречь и тогда понятия поглощенной и переданной энергии совпадают. Следует также отметить, что переданной веществу энергии присущи статистические флуктуации, т.е. она является стохастической (вероятностной) величиной, поэтому в определении поглощенной дозы используется средняя переданная энергия как среднее значение этой стохастической величины.