
- •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.
Концентрация естественных радионуклидов в почвах и создаваемые ими мощности поглощенной дозы на поверхности .
Характеристики почв
|
238U |
232Th |
40K |
Средняя для почв мира, Бк/кг |
35 |
45 |
400 |
Средняя для почв России, Бк/кг |
19 |
30 |
520 |
Среднемировая мощность дозы, нГр/ч |
15 |
27 |
18 |
Основной вклад в величину мощности поглощенной дозы в воздухе вносят излучения 208Tl и 228Ас из семейства 232Th; 99% вклада в мощность дозы внешнего облучения от семейства 238U обусловлено излучением 214Рb и 2I4Bi, которые являются короткоживущими продуктами распада 222Rn.
Измеренные мощности поглощенной дозы в воздухе по данным различных стран изменяются в диапазоне от 10 до 200 нГр/ч, при средневзвешенной по популяции величине 59 нГр/ч, что показывает удовлетворительное согласие с расчетными результатами (60 нГр/ч). Для россиян эти величина колеблется в диапазоне от 30 до 100 нГр/ч при среднем значении 65 нГр/ч.
Отмечаются небольшие области мира с аномально большими концентрациями радионуклидов в почве. Это связано с повышенной концентрацией тория в моноцитовых песках в местечке Гуарапари в Бразилии, штатах Керала и Мадрас в Индии, Янг-Янг в Китае и дельте Нила в Египте; имеются районы на юго-западе Франции с почвами на гранитных и песчаных породах с повышенным содержанием урана, районы Италии с вулканическими породами; в районах Рамсар и Махалат в Иране повышенная концентрация связана с горячими водными источниками. Создаваемые там поглощенные дозы в воздухе в десятки и сотни раз превышают среднемировые величины. Например, средняя мощность поглощенной дозы в воздухе у поверхности почвы в штате Керала составляет 1800 нГр/ч, а на побережье Бразилии доходит до 90 000 нГр/ч.
Переход от мощности поглощенной дозы в воздухе к эффективной дозе для средней энергии фотонов осуществляется умножением поглощенной дозы на 0,7 Зв/Гр для взрослых и 0,8 Зв/Гр для детей (см. разд. 4.3.1.). При нахождении в помещении величина мощности эффективной дозы в среднем возрастает в 1,4 раза и примерно для 45% населения мира измеренные поглощенные дозы в воздухе в помещениях находятся в диапазоне от 20 до 200 нГр/ч при средневзвешенной по популяции мощности дозы 84 нГр/ч. В Российской Федерации эта величина изменяется от 24 до 147 нГр/ч со средним значением 74 нГр/ч.
Суммарная годовая эффективная доза внешнего облучения за счет радионуклидов земного происхождения, усредненная по населению всего земного шара, равна 480 мкЗв/год с диапазоном изменения для разных стран от 300 до 600 мкЗв/год. Суммарная годовая эффективная доза за счет радионуклидов земного происхождения, усредненная по населению России, равна 440 мкЗв/год.
Помимо фотонного излучения природные радионуклиды, содержащиеся в почве, испускают β-излучение, но его вклад пренебрежимо мал (годовая эффективная доза равна примерно 7 мкЗв/год).
Дозы внешнего облучения от радионуклидов атмосферы.
Естественная радиоактивность атмосферы обусловлена следующими группами радионуклидов:
а) радиоактивные газы, попадающие в атмосферу с земной поверхности;
б) природные радиоактивные аэрозоли, попадающие в атмосферу из почвы;
в) космогенные радионуклиды, возникающие в атмосфере под действием космического излучения;
г) природные радионуклиды, попадающие в атмосферу с космической пылью.
Содержание радионуклидов в атмосфере существенно зависит от метеоусловий, однако в любом случае подавляющий склад в удельную активность нижних слоев атмосферы, вносят первые три группы радионуклидов, а среди них - газообразные радионуклиды, выходящие с поверхности почвы.
Одними из наиболее важных естественных радионуклидов, содержащихся в тропосфере, являются газообразные торон - 220Rn и радон - 222Rn с их дочерними продуктами, поступающие из почвы. В среднем содержание 220Rn и 222Rn в тропосфере над почвой составляет 0,1 и 10 Бк/м3 соответственно, при диапазоне изменений в зависимости от местоположения и погодных условий 1-100 Бк/м3. В приводном слое тропосферы концентрации этих нуклидов значительно ниже.
Из относительно долгоживущих дочерних продуктов эманации наибольший интерес представляют 210Рb и 210Ро, концентрации которых в приземном слое тропосферы с учетом вымывания и осаждения на Землю равны 500 и 50 мкБк/м3 соответственно.
При оценке концентраций естественных радионуклидов земного происхождения в приземном слое атмосферы принимают запыленность атмосферы 50 мкг/м3. Тогда по данным о концентрации радионуклидов в почве можно определить их содержание в тропосфере. В среднем принимаются следующие концентрации: 238U и продуктов его распада -1 мкБк/м3, 232Th – 0,5 мкБк/м3, а для 40К - 19 мкБк/м3.
Среди радионуклидов космогенного происхождения внешнее облучение формируется 7Ве, 22Na, 24Na. Концентрация бериллия, образующегося по реакции 14N(р, 2α)7Ве в воздухе у поверхности Земли в среднем равна 12,5 мБк/м3.
Таким образом, из нуклидов земного происхождения, находящихся в атмосфере, наибольший вклад в мощность поглощенной дозы в воздухе в приземном слое дают 222Rn и продукты его распада. Средняя величина мощности поглощенной дозы от радона и его продуктов распада на расстоянии 1 м над поверхностью земли составляет примерно 1 нГр/ч. Существуют ее вариации, связанные с изменениями влажности почвы, толщины снежного покрова, стратификации атмосферы. Мощности поглощенной дозы в воздухе у поверхности земли от космогенных радионуклидов в атмосфере равны 3х10-5, 10-7 и 6х10-7 нГр/ч для 7Ве, 22Na, 24Na. соответственно. Вклад всех космогенных нуклидов в мощность поглощенной дозы в воздухе (< 0,2 нГр/ч) является незначительным по сравнению с вкладом нуклидов, попавших в атмосферу из почвы.
Дозы внешнего облучения от радионуклидов гидросферы.
Можно выделить два основных пути поступления радиоактивных нуклидов в гидросферу: выпадение с осадками и путем сухого осаждения радионуклидов, находящихся в атмосфере, и растворение и смыв водами радионуклидов почвы. Вода, вступая в большой круговорот, наряду с переносом минеральных веществ осуществляет и перенос радионуклидов. Радиоактивность воды открытых пресноводных водоемов в равной мере определяется 222Rn, 40К и 3Н, радиоактивность морской воды зависит от степени солености и основной вклад в ее активность вносит 40К, доля остальных радионуклидов на несколько порядков ниже.
Мощность поглощенной дозы в воздухе над поверхностью морской воды с равномерно распределенной активностью радионуклида в условиях лучевого равновесия формируется 40К (~ 0,55 нГр/ч) и 226Ra (~ 0,2 нГр/ч), в сумме она составляет ~ 1нГр/ч; аналогичная величина над поверхностью речной и озерной воды в несколько раз ниже.
Приведенные данные показывают, что величины мощностей доз в воздухе над водной поверхностью более чем на порядок меньше соответствующих величин над земной поверхностью.
Дозы внутреннего облучения.
Доза внутреннего облучения от естественных радионуклидов формируется за счет их поступления внутрь организма с вдыхаемым воздухом, с питьевой водой и пищей и их отложения в различных органах и тканях. Следовательно, концентрации радионуклидов в органах человека будут зависеть от рациона питания, содержания радионуклидов в пищевом рационе, воде и вдыхаемом воздухе, процессов ассимиляции радионуклидов и их выведения в том или ином органе. Для оценки поступления радионуклидов с пищей необходимо иметь подробные данные о диете жителей различных регионов, так как она в значительной степени различается, что связано с климатическими условиями, традициями, социально-экономическим положением. При этом необходимо учитывать разницу не только в диете, но и количественное различие в потреблении пищи взрослыми и детьми. В табл.6.2 приведены данные НКДАР о рационе питания, усредненные по населению мира.
Заметно различие для отмеченных продуктов, по остальной пище считается, что дети потребляют 2/3, а новорожденные 1/3 от взрослой диеты, которая в сумме составляет 500 кг/год.
Таблица 6.2