
- •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.
Основные характеристики (α,n)-источников нейтронов.
источник |
Т1/2 |
Выход нейтронов, нейтр./с г |
Е, МэВ |
Выход фотонов фот./нейтр. |
|
Максим. |
Средняя |
||||
226Ra-α-Be |
1600 лет |
1,5·107 |
13 |
3,2 |
~104 |
210Po-α-Be |
138,5 сут |
1010 |
10,9 |
4,2 |
~1 |
239Pu-α-Be |
24360 лет |
1,8·105 |
10,7 |
4,5 |
~3 |
238Pu-α-Be |
87 лет |
2·107 |
11,1 |
3,9 |
несколько |
210Po-α-B |
138,5 сут |
- |
6,0 |
2,7 |
- |
Мощность источников такого типа не превышает ~109 с-1 ; энергетический спектр нейтронов зависит от комбинации α-излучателя и мишени и представляет сплошное распределение в диапазоне энергий нейтронов 1-12 МэВ из-за наличия дискретных линий в спектре α-излучателя и ионизационного торможения первоначально моноэнергетических α-частиц.
Для примера на рис. 5.9 приведены энергетические спектры некоторых (α,n)-источников.
Рис. 5.9. Измеренные (сплошные кривые) и рассчитанные (пунктирные кривые) спектры нейтронов (а) и фотонов (б), испускаемых 210Po –α –Be (слева) и
239Pu - α –Be (справа) источниками нейтронов.
Изменение мощности источника со временем определяется периодом полураспада α-излучателя.
Как правило, такие источники нейтронов одновременно испускают заметное фотонное излучение, обусловленное γ-квантами распада радионуклида α-излучателя и фотонами, возникающими в процессе реакции (α,n). Например, в Po-α-Be источнике на 1 испущенный нейтрон испускается 1 фотон с энергией 4,44 МэВ и фотоны с энергиями 2,9 и 7,3 МэВ с низким выходом возбужденным продуктом реакции 12С, 1,2·10-5 фотонов с энергией 0,803 МэВ в результате распада 210Ро. Сопутствующее фотонное излучение радиевого источника определяется фотонами распада радия с дочерними продуктами его распада.
(γ,n) или фотонейтронные источники можно создать, если облучать мишень γ-излучением радионуклида, энергия которого превосходит энергию связи нейтрона в ядре мишени. Существуют всего два ядра – это 2Н и 9Ве с энергиями связи нейтронов Есв=2,23 и 1,67 МэВ, соответственно, которые можно использовать для этих целей. В качестве гамма-излучателей применяют 24Na, 124Sb, 226Ra, 228Th и т.д., энергия γ-квантов которых превышает указанные энергии связи нейтрона.
В итоге (γ,n) реакции для моноэнергетического γ-кванта с энергией Еγ можно получить нейтроны с энергией Е, определяемой формулой:
Е=
·
·
≈
≈ (Еγ - Eсв) (5.25),
где А- атомная масса ядра мишени, θ- угол вылета нейтрона относительно направления движения фотона; энергии в формуле подставляются в МэВ. Для многих практических задач источники нейтронов по реакции (γ,n) можно считать близкими к моноэнергетическим.
Мощность таких источников невелика и не превышает 108 с-1. Для этих нейтронных источников также характерно сопутствующее фотонное излучение, обусловленное, как правило, фотонами гамма-излучателя. В качестве примера в табл.5.3 приведены наиболее часто используемые (γ,n)-источники нейтронов. Здесь же приведены их характеристики: периоды полураспада гамма-излучателя, энергии испускаемых фотонов с их выходами на один акт распада, выходы нейтронов и их энергии.
Контрольные вопросы к § 5.2
Назовите виды радиоактивного распада.
Каковы энергетические возможности α-распада?
С какими энергиями испускаются α-частицы при распаде?
Почему при β-распаде испускаются электроны с непрерывным распределением по энергии?
Чем отличается позитронный распад от К-захвата?
В чем состоит природа внутренней конверсии?
Назовите природу испускания сопутствующего фотонного излучения при β-распаде?
Как зависит интенсивность сопутствующего тормозного излучения при β-распаде от максимальной энергии β-частиц и атомного номера материала?
Каков вид спектра тормозного излучения, создаваемого электронами и β-частицами?
Назовите основные радионуклидные источники нейтронов.
Назовите наиболее часто используемый источник нейтронов спонтанного деления.
Какие радионуклиды способны при распаде испускать нейтронное излучение?
Опишите конструкцию (α,n) –радионуклидного источника.
К какому диапазону энергий относятся нейтроны, испускаемые (α,n) – источником?
Чем обусловлено сопутствующее фотонное излучение в (α,n) – источниках нейтронов?
При каких условиях можно реализовать фотонейтронный источник?
Чему примерно равна энергия нейтронов, испускаемых фотонейтронным источником?
Таблица 5.3.