
- •Оглавление
- •Предисловие
- •Раздел 1
- •Дозиметрия ионизирующего излучения введение
- •1. Виды и свойства ионизирующего излучения Взаимодействие альфа-излучения с веществом
- •Взаимодействие бета-излучения с веществом
- •Средние линейные пробеги альфа- и бета-частиц в воздухе, воде (мягкой биологической ткани), алюминии
- •Взаимодействие нейтронов с веществом
- •Преобразование энергии гамма-излучения в веществе
- •Фотоэлектрическое поглощение – фотоэффект
- •Эффект Комптона
- •Эффект образования электронно-позитронных пар
- •2. Единицы измерения ионизирующего излучения
- •Величины, характеризующие источники излучений
- •Величины, характеризующие поле излучений
- •Величины, характеризующие взаимодействие излучения со средой
- •Связь между величинами
- •Эффективная доза
- •Физические величины и соотношения между единицами измерения в дозиметрии
- •3. Методы регистрации ионизирующего излучения
- •Ионизационный метод регистрации ионизирующих излучений
- •Сцинтилляционный метод дозиметрии
- •Радиотермо- и радиофотолюминесцентный методы регистрации
- •Сравнительные характеристики детекторов ионизирующего излучения
- •4. Средства измерительной техники для измерения ионизирующего излучения
- •Применяемые на аэс средства измерения ионизирующих излучений
- •Основные стационарные приборы, установки радиационного контроля аэс
- •Основные переносные и носимые приборы радиационного контроля на аэс
- •Основные приборы для измерения дозы облучения персонала на аэс
- •Метрологические характеристики дозиметров комплекта кдт-02м
- •Стационарные установки и комплексы рк
- •Сравнительные технические характеристики крк-1 и fht 770s
- •Раздел 2
- •Радиационные эффекты облучения людей
- •Радиационные эффекты облучения людей
- •Биологические эффекты малых доз
- •. Требования норм и правил к обеспечению работ с источниками ионизирующих излучений Законодательная база
- •Дозовые пределы облучения, регламентируемые документами
- •Основные регламентированные величины нрбу-97
- •Пределы доз облучения различных категорий облучаемых (мЗвгод-1)
- •Облучение персонала категории а
- •Облучение персонала категории б
- •Медицинское облучение населения
- •Вмешательства в условиях радиационной аварии
- •Население в условиях радиационной аварии
- •Регламенты при техногенно-усиленных источниках
- •7. Организация работ с источниками ионизирующего излучения
- •Проектная мощность дозы в помещениях для разных категорий работающих
- •Классы работ с открытыми источниками ионизирующих излучений
- •Допустимые уровни загрязнения различных поверхностей, част·мин-1·см-1
- •Квоты предела дозы, используемые для установления допустимых сбросов и допустимых выбросов
- •Допустимые среднесуточные выбросы газов и аэрозолей
- •Среднемесячный допустимый выброс (дв) радионуклидов
- •Классы работ при действии ионизирующих излучений
- •Классификация рао по мощности дозы на расстоянии 0,1 м от поверхности источника
- •Классификация рао в зависимости от удельной активности
- •8. Основные источники радиационной опасности и факторы радиационного воздействия на аэс
- •Характеристика радиоактивных продуктов коррозии, входящих в состав отложений ядерного реактора
- •9. Организация обеспечения радиационной безопасности при эксплуатации аэс
- •Требования по организации санитарно-пропускного режима при работах с источниками ионизирующего излучения на аэс
- •Правила поведения и личной гигиены. Меры индивидуальной защиты
- •Требования к санитарным пропускникам
- •Радиационная безопасность при обслуживании оборудования в контролируемой зоне
- •Организация ремонтной зоны
- •Локализация, сбор и удаление твердых радиоактивных отходов
- •. Система дозиметрического и радиационно-технологического контроля на аэс
- •Дозиметрический контроль внешнего и внутреннего облучения персонала аэс
- •Автоматизированная система контроля радиационной обстановки аэс
- •. Особенности обеспечения радиационной безопасности при производстве особо радиационно-опасных работ
- •Дозиметрический наряд №____ на работы в условиях радиационной опасности
- •12. Обеспечение радиационной безопасности при снятии с эксплуатации блока аэс. Дезактивация
- •13. Расчет защиты от ионизирующего излучения
- •Защита от гамма-излучения.
- •Значения энергетического Вэ и дозового Вd факторов
- •Защита от нейтронов.
- •Сечение выведения для некоторых атомов, молекул
- •Защита от альфа-, бета- и тормозного излучений.
- •Защитные материалы.
- •Сравнительная стоимость защитных экранов из различных материалов
- •14. Вопросы и задачи для оценки знаний по дисциплине «дозиметрия и защита от ионизирующего излучения»
- •Раздел 1. Дозиметрия ионизирующего излучения
- •1. Виды ионизирующего излучения и их взаимодействие
- •Взаимосвязь между дозиметрическими величинами.
- •2. Методы дозиметрии
- •2.1. Ионизационный метод.
- •2.2. Использование ионизационной камеры для измерения мощности дозы - излучения.
- •2.9. Люминесцентные методы дозиметрии.
- •2.10. Фотографические и химические методы дозиметрии.
- •3. Задачи для проверки уровня
- •15. Вопросы и задачи для оценки знаний по дисциплине «Обеспечение радиационной безопасности на аэс »
- •Раздел 2. Обеспечение радиационной безопасности на аэс
- •2.1. Требования норм и правил к обеспечению работ с рв и ии.
- •2.2. Обеспечение рб на аэс.
- •Задачи для проверки уровня практических навыков по разделу «обеспечение радиационной безопасности на аэс»
- •Предметный указатель
- •Знак радиационной опасности
Взаимодействие бета-излучения с веществом
Бета-излучение – корпускулярное излучение, состоящее из отрицательно или положительно заряженных электронов (электронов и позитронов), испускаемых атомными ядрами при ядерных превращениях или при распаде нестабильных частиц, или при взаимодействии фотонов с веществом.
Примером электронного и позитронного распадов могут служить соответственно распады радионуклидов стронция-90 и цинка-65.
Как видно бета-распад сопровождается испусканием электрона (позитрона) и антинейтрино (нейтрино).
Естественным
радионуклидам свойственен электронный
бета-распад, при котором в ядре атома
происходит превращение одного избыточного
нейтрона в протон:
Периоды полураспада бета-активных ядер варьируются в очень широких пределах от 10-2 до 1018 лет. С точки зрения ядерных масштабов время жизни бета-активных ядер можно считать бесконечно большим. Бета-распад свойственен ядрам практически во всей области значений массового числа А начиная от единицы (свободный нейтрон) и кончая числами самых тяжелых ядер.
Энергия
бета-частиц
,
испускаемых радионуклидами, может
достигать 10 МэВ. Энергетический спектр
бета-излучения отдельного радионуклида
(рис. 1.4) непрерывный, средняя энергия
бета-спектра радионуклида составляет
=
0,25...0,45
.
Прохождение бета-частиц через вещество сопровождается их электрическим взаимодействием с орбитальными электронами и ядрами атомов вещества. При этом происходит упругое рассеяние на атомных ядрах и неупругое рассеяние на орбитальных электронах и атомных ядрах. При упругом рассеянии общая кинетическая энергия взаимодействующих частиц не меняется, меняется лишь направление движения бета-частиц. По мере увеличения энергии бета-частиц вероятность упругого рассеяния уменьшается.
Неупругое
рассеяние бета-частиц на орбитальных
электронах сопровождается передачей
последним части энергии частицы, что
приводит к ионизации атомов, либо к его
возбуждению. С увеличением энергии
бета-частиц вероятность ионизации
уменьшается, достигая минимума при
энергии
,
а затем медленно возрастает (см. рис.
1.3).
Вероятность возбуждения атомов с ростом энергии бета-частиц возрастает. Электроны, образованные в процессе первичной ионизации, могут также обладать энергией достаточной для ионизации атомов среды. Это так называемая вторичная ионизация. Таким образом, полная ионизация складывается из первичной и вторичной ионизации.
При энергии бета-частиц меньше 1,0 МэВ имеет место неупругое рассеяние на орбитальных электронах, приводящее к ионизации и возбуждению атомов среды. Потери энергии на ионизацию и возбуждение атомов называют ионизационными потерями. При уменьшении скорости бета-частицы возникает, так называемое, тормозное излучение, при этом изменяется и направление движения частицы. Потери энергии на тормозное излучение называют радиационными потерями. Таким образом, в области малых энергий бета-излучения имеют место ионизационные потери, а при больших энергиях - радиационные потери.
Потери энергии бета-частицами определяют длину их пробега в веществе. Ввиду малой массы бета-частицы при соударениях сильно отклоняются от первоначального направления своего движения. При многократном рассеянии траектории их движения представляют ломаную линию. При этом, полная длина пути бета-частицы значительно превышает толщину слоя, полностью поглощающего частицу. Средняя длина пробега бета-частицы зависит от материала поглотителя и энергии частицы.
Рис.
1.4. Простой спектр
бета-излучения
нуклида
Рис.
1.3. Линейная плотность
ионизации для
воздуха
Существует
ряд эмпирических формул, по которым
определяется величина среднего пробега
(линейного
или массового
)
при данной граничной
энергии бета-спектра.
При значении энергий от 1,05 Мэв до 0,8 МэВ величину среднего линейного пробега можно определить по формуле:
.
Для энергий больших 0,8 МэВ используют формулу:
=
.
В формулах величина выражена в см, - в МэВ, - в г/см3.
Массовые пробеги бета-частиц примерно одинаковы во всех средах, поэтому по величине массового пробега можно оценить линейные пробеги в различных веществах (табл. 1.1).
Ослабление
бета-излучения в веществе происходит
по закону близкому к экспоненциальному:
где
- соответственно, потоки частиц на
глубине
поглотителя и на его поверхности
= 0,
- линейный коэффициент ослабления
бета-излучения.
Таблица 1.1