
- •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
Средние линейные пробеги альфа- и бета-частиц в воздухе, воде (мягкой биологической ткани), алюминии
, МэВ |
Воздух, м |
Алюминий, мкм |
Биоткань, мкм |
, МэВ |
Воздух, м |
Алюминий, мкм |
Биоткань, мкм |
0,1 |
0,13 |
0,069 |
0,143 |
4,0 |
2,5 |
16 |
31 |
0,3 |
0,763 |
0,400 |
0,841 |
4,5 |
3,0 |
20 |
37 |
0,5 |
1,6 |
0,837 |
1,77 |
5,0 |
3,5 |
23 |
43 |
0,8 |
2,98 |
1,56 |
3,31 |
5,5 |
4,0 |
26 |
49 |
1,0 |
3,93 |
2,06 |
4,38 |
6,0 |
4,6 |
30 |
56 |
1,2 |
4,89 |
2,56 |
5,47 |
6,5 |
5,2 |
34 |
64 |
1,6 |
6,82 |
3,57 |
7,66 |
7,0 |
5,9 |
38 |
72 |
2,0 |
8,73 |
4,59 |
9,84 |
7,5 |
6,6 |
43 |
81 |
2,6 |
11,51 |
6,07 |
13,10 |
8,0 |
7,4 |
48 |
91 |
3,0 |
13,41 |
7,74 |
15,30 |
9,0 |
8,9 |
58 |
110 |
Бета-частицы, обладая сравнительно большой проникающей способностью, создают опасность внешнего облучения при облучении кожных покровов и хрусталика глаза. Потоки бета-частиц особо опасны при контактном и внутреннем облучении организма.
Взаимодействие нейтронов с веществом
Нейтрон является одной из основных частиц, входящих в состав атомных ядер. Электрический заряд нейтрона равен нулю. Поэтому при взаимодействии нейтрона с веществом электрическое поле орбитальных электронов или ядра на него никакого влияния не оказывают.
Нейтрон взаимодействует с ядром в том случае, если он проникает в ядро или подходит к нему настолько близко, что подвергается действию ядерных сил. Поэтому характер взаимодействия нейтронов с веществом зависит от величины их кинетической энергии. Энергетический спектр нейтронов очень широк. Спектр нейтронов ядерного реактора непрерывный, максимальная энергия нейтронов около 15 МэВ, а средняя энергия -1,9 МэВ. В зависимости от энергии нейтроны условно подразделяются на три группы: тепловые, промежуточные и быстрые.
Тепловые нейтроны - это нейтроны, находящиеся в термодинамическом равновесии с рассеивающими атомами среды, En меньше 0,25 эВ.
Промежуточные нейтроны - нейтроны с энергией в интервале от средней энергии тепловых до энергии 200 кэВ.
Быстрые нейтроны - нейтроны с энергией от 0,2 МэВ до En меньше 20 МэВ. При прохождении нейтронов через вещество могут иметь место два процесса взаимодействия их с веществом: поглощение и рассеяние. При этом рассеяние может быть упругим и неупругим. Вероятность того или иного процесса зависит от энергии нейтронов и атомного состава поглощающей среды и характеризуется эффективным сечением взаимодействия нейтрона, измеряемым в барнах. 1 барн = 10-24см2.
При
упругом рассеянии нейтрон меняет
направление движения и часть энергии
передает ядру, которое отлетает под
углом
(рис. 1.5).
При этом энергия ядра отдачи определяется по формуле:
где Mяд - масса ядра; mn - масса нейтрона; En - начальная энергия нейтрона.
Рис. 1.5. Упругое рассеяние нейтронов
На практике используют формулу для вычисления средней энергии передаваемых ядрами отдачи при упругом рассеянии.
,
где A - относительная атомная масса ядра, на котором происходит рассеяние.
Анализ приведенных формул показывает, что наибольшую кинетическую энергию приобретают ядра отдачи в веществе с наименьшей атомной массой. Это означает, что, рассеиваясь на ядрах водорода, нейтрон будет передавать при каждом акте взаимодействия большую часть своей энергии, т.е. будет быстро замедляться. Ядра отдачи, обладая зарядом, способны производить ионизацию среды. На этом основан один из методов регистрации быстрых нейтронов.
Сечение упругого рассеяния для большинства ядер в тепловой и промежуточной областях энергии нейтронов почти постоянно. А в быстрой области сечение упругого рассеяния испытывает значительные колебания в зависимости от энергии.
При неупругом рассеянии (рис. 1.6) образуется составное ядро в возбужденном состоянии (I), составное ядро остается возбужденным (II). Переход его в основное состояние (III) обычно сопровождается испусканием гамма-кванта.
Баланс энергии при неупругом рассеянии:
Рис. 1.6. Неупругое рассеяние нейтронов
Неупругое рассеяние возможно только при энергии нейтронов, превышающей энергию первого уровня возбуждения ядра. Для возбуждения легких атомных ядер требуется значительная, до нескольких МэВ, энергия, а для тяжелых ядер - около 0,1 МэВ. Поэтому процесс неупругого рассеяния происходит только с быстрыми нейтронами и преимущественно на тяжелых ядрах.
Таким образом, в процессах упругого и неупругого рассеяния только часть энергии нейтрона преобразуется в энергию вторичного излучения - в энергию ядер отдачи и энергию гамма-квантов.
Широко распространенным процессом взаимодействия нейтронов с веществом является захват их ядрами атомов, в результате чего протекают различные ядерные реакции. При захвате нейтрона образуется составное ядро в возбужденном состоянии. Энергия возбуждения складывается из кинетической энергии нейтрона и энергии связи нейтрона в составном ядре.
При
значительных энергиях возбуждения
составное ядро при переходе в основное
состояние может испускать заряженные
частицы: протоны - реакции (n, p); альфа-частицы
– реакции (n,
)
и т.п. Составные тяжелые ядра испытывают
процесс деления - реакция (n, f).
Реакции (n, p) и (n, ) наиболее вероятны для быстрых нейтронов при взаимодействии с легкими ядрами и маловероятны для тепловых нейтронов за исключением реакций:
Кинетические
энергии заряженных частиц, образующихся
в реакциях, довольно велики и они могут
создавать в поглощающей среде заметные
ионизационные эффекты.
Например, энергия альфа-частиц реакции
составляет
=
2,05 МэВ, а при реакции
энергия альфа-частицы равна
=
1,5 МэВ.
Эти реакции используются благодаря избирательности энергии нейтронов для регистрации тепловых нейтронов.
Захват
нейтрона ядром может привести и к
образованию стабильного изотопа, при
предварительном переходе из возбужденного
состояния путем испускания гамма-кванта
– реакция
.
Такая
реакция -
,
называемая радиационным захватом,
характерна при взаимодействии тепловых
нейтронов и имеет место на ядрах почти
всех элементов. Например,
.
Кадмий является высокоэффективным
поглотителем тепловых нейтронов и
широко используется для защиты от
тепловых нейтронов.
Из изложенного видно, что при ядерных реакциях энергия взаимодействующего нейтрона полностью преобразуется в энергию вторичного излучения. Заряженные частицы и ядра отдачи, образующиеся в процессе взаимодействия с веществом, легко поглощаются средой. Напротив, образующиеся при радиационном захвате гамма-кванты могут выйти из поглотителя ограниченных размеров.