
- •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
Преобразование энергии гамма-излучения в веществе
Гамма-излучение - это фотонное излучение с дискретным спектром, возникающее при изменении энергетического состояния атомного ядра, ядерных превращениях или при аннигиляции частиц. Этот вид излучения обычно сопровождает альфа- или бета-распада радионуклида. В результате распада вновь образовавшееся ядро может находиться в возбужденном состоянии, т.е. обладать избытком энергии. Переход ядра из возбужденного в основное сопровождается испусканием одного или нескольких гамма-квантов, например:
.
Энергетический спектр гамма-излучения является дискретным, его часто называют линейчатым. Так, в приведенном выше примере, переход возбужденного ядра 60Ni в основное состояние сопровождается испусканием последовательно двух гамма-квантов с энергиями 1,17 и 1,33 МэВ, т.е. энергетический спектр гамма-излучения радионуклида 60 Со состоит из двух линий.
Энергия гамма-квантов, испускаемых при распаде естественных и искусственных радионуклидов, лежит в интервале 0,01...10,0 МэВ. В большинстве случаев энергия гамма-квантов, испускаемых естественными и искусственными радионуклидами, не превышает 3,0 МэВ.
Гамма-излучение обладает большой проникающей способностью, в несколько раз превышающей способность бета-частиц.
В области энергии гамма-излучения до 10 МэВ наиболее вероятны три эффекта взаимодействия излучения с веществом. Это - фотоэлектрический эффект (фотоэффект), эффект Комптона и эффект образования электронно - позитронных пар.
Фотоэлектрическое поглощение – фотоэффект
Если энергия падающего гамма-излучения невелика, но достаточная для преодоления энергии связи электрона в атоме, он покидает наружные энергетические уровни атома и вылетает за его пределы с энергией, отличающейся от энергии падающего гамма-излучения на значение энергии связи. Такие электроны обычно называют фотоэлектронами. С увеличением энергии падающего гамма-излучения взаимодействие с электронами происходит на внутренних энергетических уровнях K, L, M атомов.
При
фотоэффекте вся энергия гамма-кванта
E
передается одному из внутренних (рис.
1.7) электронов атома, который вылетает
из атома с кинетической энергией E.
Фотоэлектроны, образовавшиеся в
результате фотоэлектрического поглощения
моноэнергетических гамам-квантов, будут
иметь практически одинаковую энергию.
Наибольшую вероятность фотоэффект
имеет на К-электронах при условии, что
энергия фотона превышает энергию связи
электронов на К-уровне.
Рис. 1.7. Схема фотоэффекта. Спектр электронов при фотоэффекте
Фотоэлектрон преимущественно вылетают под углом к направлению движения пучка гамма-квантов с малой энергией. С увеличением энергии гамма-квантов растет число электронов, вылетающих под углом меньше 900.
Вылетевший из атома фотоэлектрон освобождает место на соответствующем глубоком энергетическом уровне, который через короткий промежуток времени (около 10 с) заполнится электроном с верхнего уровня. При этом испускается фотон характеристического излучения.
Характеристическое
излучение обычно поглощается вблизи
атома, и его энергия также расходуется
на ионизацию среды. Поэтому приближенно
считают, что
.
Процесс перехода ионизированного атома
в нормальное состояние может проходить
и без испускания характеристического
излучения, а путем испускания электронов
из этого же атома, т.е. атом может оказаться
дважды и трижды ионизованным. Эти
электроны носят название электронов
Оже по имени французского ученого. В
веществах с большим атомным номером
преобладает характеристическое
излучение, в тканеэквивалентных веществах
- электроны Оже. Поглощение электронов
в веществе определяется формулой для
- атомного коэффициента фотоэлектрического
поглощения:
cм2/г,
где c - коэффициент; n - 2,3...3,0. Обычно принимают n = 3,0.
Линейный коэффициент фотоэлектрического поглощения может быть рассчитан по формуле
,
где
- выражен в см-1;
- в г/см3;
-
в МэВ.
Из этой формулы следует, что коэффициент фотоэлектрического поглощения резко убывает с увеличением энергии гамма-квантов и возрастает с увеличением атомного номера среды.
В воздухе фотоэффект заметно сказывается (рис. 1.8) при энергии гамма-квантов до 0,1 МэВ, а в свинце – до 8 МэВ. То есть, поглощение электронов за счет фотоэффекта резко убывает с уменьшением энергии и возрастает с увеличением атомного номера вещества.
Как видно из графиков, в воздухе фотоэффект сказывается только при меньше 0,1 МэВ. При этом спектр фотоэлектронов дискретный.