
- •1. Радиационная гигиена – важнейшая отрасль гигиенической дисциплины, объект изучения, предмет, цели, задачи, методы исследований
- •2. История развития радиационной гигиены.
- •Положение о службе радиационной безопасности учреждения (типовое) (утв. Минздравом ссср 23.10.90 n 5193-90)
- •18. Пороги радиационного воздействия, не приводящие к формированию детерминированных эффектов. Использование их в регламентации радиационного воздействия. Подходы в оценке их проявления.
- •19. Основы биологического действия ионизирующего излучения: стохастические эффекты лучевого воздействия. Определение понятию, виды патологических проявлений, схема развития процесса.
- •20. Современные подходы к оценке последствий проявления стохастических эффектов и регламентации радиационного воздействия. Основные направления профилактики их формирования.
- •21. Концепция приемлемого уровня риска воздействия ионизирующей радиации. Ее реализация в действующих нормативных документах. Расчет значений коэффициента риска.
- •22. Становление и развитие отечественного санитарного законодательства в области радиационной безопасности. Нормативная база деятельности, характеристика действующего санитарного законодательства.
- •23. Принципы гигиенического нормирования (в области радиационной безопасности). Законодательные основы и нормативная база обеспечения радиационной безопасности в Российской Федерации.
- •24. Нормы радиационной безопасности нрб-99: области применения, категории облучаемых лиц, группы критических органов. Принципиальные отличия действующих положений от регламентации их нрб-76/87.
- •25. Нормы радиационной безопасности нрб-99: основные принципы радиационной безопасности. Отличие действующих формулировок и положений от их трактовки нрб-76/87.
- •26. Нормы радиационной безопасности нрб-99: основные пределы доз облучения «Персонала». Принципиальные отличия действующих положений от регламентации их нрб-76/87.
- •Основные дозовые пределы нрб-76/87
- •27. Нормы радиационной безопасности нрб-99: основные пределы доз облучения «Населения». Рекомендации по установке квот на облучение населения от отдельных техногенных источников облучения.
- •28. Нормы радиационной безопасности нрб-99: регламентация облучения «персонала» в аварийных ситуациях. Принципиальные отличия действующих положений от регламентации их нрб-76/87.
- •Раздел vιι. Нрб-99 Требования к контролю за выполнением Норм
- •34. Формулировка понятия «источник ионизирующего излучения». Радионуклидные источники в закрытом виде (классификация, общая характеристика). Область применения действующих Норм и Правил.
- •35. Формулировка понятия «источник ионизирующего излучения». Радионуклидные источники в открытом виде (классификация, общая характеристика). Область применения действующих Норм и Правил.
- •36. Классификация радиационных объектов по их потенциальной опасности. Основные требования к размещению радиационных объектов и зонированию территорий.
- •37. Основные требования к проектированию радиационных объектов. Санитарно-гигиеническая экспертиза проектов строительства радиологических учреждений, применяющих источники ионизирующих излучений.
- •38. Основные требования к организации работ с техническими устройствами, генерирующими ии. Требования к размещению, организация работы и оборудованию рентгеновского кабинета.
- •VI. Требования по обеспечению радиационной безопасности персонала
- •V. Требования к передвижным и индивидуальным средствам радиационной защиты
- •40. Требования по обеспечению радиационной безопасности пациентов и населения в ходе осцществления медицинских рентгенологических исследований.
- •41. Производственный контроль в ходе эксплуатации рентгеновского кабинета: организация, цель, программа проведения. Основные требования к проведению радиационного контроля. Производственный контроль
- •42. Основные требования к организации работ с радионуклидными источниками в закрытом виде. Поставка, учёт, хранение и перевозка источников излучения.
- •44. Классификация радиационных объектов по их потенциальной опасности. Общие требования к размещению радиационных объектов и зонированию территорий.
- •2.5. Требования к администрации и персоналу радиационного объекта
- •46. Медицинское обеспечение радиационной безопасности персонала и населения, подвергающихся радиационному воздействию.
- •55. Ионизирующие излучения корпускулярной природы.(краткая характеристика).
- •Единицы электрического заряда (количество электричества)
- •71. Полная и дифференциальная гамма-постоянная радионуклида (определение, единицы). Использование в практике
- •73.Физический период полураспада радионуклида, период биологического полувыведения, эффективный период полувыведения
- •77.Природные источники ионизирующих излучений. Понятие о естественном и технологически измененном естественном радиационном фоне.
- •82. Основные гигиенические мероприятия по ограничению облучения населения природными источниками. Регламентация воздействия
- •83. Естественная радиоактивность растительного и животного мира. «Пищевые цепочки»
- •84.Радиоактивные изотопы и ионизирующие излучения на службе человека.
- •105. Вопросы радиационной безопасности при эксплуатации закрытых источников ионизирующих излучений
- •106. Вопросы радиационной безопасности при эксплуатации открытых источников
- •107. Вопросы радиационной безопасности при эксплуатации технических устройств, генерирующих ионизирующие излучения. Принцип и методы защиты. Технические устройства в медицинской деятельности.
- •108. Источники ионизирующих излучений в медицинской деятельности: рентгенологические исследования (рли). Радиационная безопасность персонала и пациентов.
- •Методы лучевой терапии
- •116. Мероприятия по ликвидации радиационных аварий и их последствий.
- •117. Радиационные и ядерные аварии
- •118. Регламентация облучения населения в условиях радиационных аварий. Критерии вмешательства на загрязненных территориях
55. Ионизирующие излучения корпускулярной природы.(краткая характеристика).
Альфа излучение. Излучение корпускулярной природы, образующееся при радиоактивных превращений большинства естественных (природных) радионуклидов и ряда искусственных изотопов тяжелых химических элементов, с моно- и дихроматичным спектром энергий, лежащих (для большинства радионуклидов) в диапазоне 2-8 МэВ. Входит в состав первичного космического излучения (7%). Представляет собой: четыре, плотно спаянных нуклона (два протона и два нейтрона), имея, соответственно, четыре единицы массы и две единицы положительного электрического заряда. Начальная скорость около 20 000 км\с. По мере продвижения в веществе скорость их быстро снижается, достигая скорости движения атомов и молекул среды. Это расстояние получило название длины пробега частицы в веществе. Причиной замедления альфа частиц является их столкновения с атомами среды, приводящие к ионизации и возбуждению последних. Замедленные альфа частицы, захватывая электроны свободного пространства, превращаются в ядра атомов гелия. Плотность ионизации в воздухе в среднем составляет 300 000 пар ионов на см пробега. Однако, если в начале пробега удельная ионизация остается постоянной, то по мере снижения энергии частицы она резко возрастает, достигая своего максимума в конце пути. Длина пробега альфа частиц в воздухе (в среднем) составляет 2,5 см; в биологических тканях - 30 мкм, в алюминии - 15 мкм.
Бета излучение. Излучение корпускулярной природы образующееся при радиоактивных превращений большинства искусственных радионуклидов и радиоактивных природных изотопов легких химических элементов, с непрерывным (сплошным) спектром энергий. Максимальные значения энергии от 2-3 кэВ до 8 МэВ. Бета излучение является составной частью вторичного космического излучения (наряду с нейтронным, фотонным и мезонным излучениями). Представляет собой: поток электронов (внутриядерного происхождения), несущих единицу отрицательного или положительного (позитрон) электрического заряда и массой, равной 1\1470 массы протона (масса электрона в среднем составляет - 0.000549 а.е.м. , определяясь его энергией). Начальная скорость бета частиц близка к скорости света и составляет 200 000 - 280 000 км\с. Удельная плотность ионизации в воздухе примерно в 1000 раз меньшая, чем у альфа частиц. Как и у альфа частиц, удельная ионизация сохраняет свое значение на начальных участках пробега и резко возрастает к концу пути. Соответственно и, значительно большая, длина пробега: в воздухе - от 2 мм до 3-5 метров (в зависимости от энергии); в биологической ткани - до 15 см; в алюминии - до 10 мм. Кроме ионизации и возбуждения бета частица может расходовать свою энергию на образование тормозного (рентгеновского) излучения. Из курса физики мы помним, что всякое замедление движения электрического заряда должно сопровождаться излучением электро-магнитной энергии. Эту энергию бета частица испускает в виде кванта рентгеновского излучения.
Нейтронное излучение - излучение корпускулярной природы, входящее в состав вторичного космического излучения (наряду с электронным, фотонным и мезонным), кроме того, образующееся в ходе ядерных реакций. Масса частиц - 1,008665 а.е.м., электрического заряда не имеют.
По иному происходит и взаимодействие в ходе поглощения. Взаимодействует не с электронами, а с ядрами атомов поглощаемой среды, передавая им ту или иную часть своей энергии, или внедряясь в ядро. Процессы взаимодействия нейтронов (в зависимости от их энергии и массы поглощающего ядра) условно могут быть подразделены следующим образом:
- упругое столкновение с последующим рассеиванием. Нейтрон, сталкиваясь с ядром, отскакивает от него с полным сохранением своей энергии или частичной ее потерей;
- неупругое столкновение с последующим рассеиванием. Нейтрон, сталкиваясь с ядром теряет значительную часть своей энергии;
- захват ядром, приводящий к возникновению наведенной активности (ядра, захватившие нейтрон, испытывают в свою очередь процессы радиоактивных превращений или ядерных реакций).
Доля передаваемой (в процессе столкновения с ядрами) энергии определяется массой ядра и энергией нейтрона. Чем меньше значение массы ядра и меньшую энергию несет нейтрон, тем большую часть своей энергии он в состоянии передать ядру.
По уровню заключенной в них энергии, нейтроны подразделяются (условно) на:
- медленные нейтроны (в свою очередь подразделяемые на «холодные» - энергия до 0,025 эВ, «тепловые» - до 0,5 эВ, «надтепловые» - до 2-3 эВ). В поглощаемой среде преимущественно наблюдаются процессы их захвата ядрами атомов, особенно ядрами легких элементов;
- резонансные нейтроны (энергия частиц от нескольких электрон-вольт до 500 эВ). Для них уже высока вероятность поглощения ядрами тяжелых элементов;
- промежуточные нейтроны (энергия - от 0,5 до 500 кэВ). Наиболее характерны - процессы упругого и неупругого столкновения с последующим рассеиванием нейтронного излучения;
- быстрые нейтроны (энергия - от 0,5 до 20 МэВ). Вызывают упругое и неупругое столкновения, формирование разнообразных ядерных реакций и рассеивание нейтронного излучения;
- очень быстрые нейтроны (энергия - от 20 до 300 МэВ). Характерно упругое столкновение с рассеиванием нейтронного излучения. Также вызывают многочисленные ядерные реакции, приводящие к образованию большого количества частиц и квантов (включая и процессы деления ядер);
- сверхбыстрые нейтроны (энергия более 300 МэВ). С ядрами практически не взаимодействуют - "прозрачность ядер". В случаях взаимодействия (преимущественно на тяжелых ядрах), - упругое столкновение с сохранением энергии и рассеиванием. Одновременно вызывают процессы их деления "реакции скалывания".
Полного поглощения нейтронов (в отличие от других видов излучений корпускулярной природы) в среде не происходит. Ослабляется нейтронный поток по экспоненциальному закону. Для защиты применяются специальные многослойные материалы, имеющие своей целью:
- снять энергию нейтронного потока (вызывая неупругое столкновение);
- поглотить замедленные нейтроны (захват ядрами). Поглощение по экспоненциальному закону;
- обеспечить защиту от фотонного излучения, образующегося при взаимодействия нейтронов с ядрами пглощаемой среды. Поглощение - по экспоненциальному закону.
56.Ионизирующие излучения фотонной природы. Разные по механизмам образования, объединяемые единой природой (электро-магнитная волна), занимающие отдельную (завершающую собой) область в таблицах спектрального состава солнечной и космической радиации - ионизирующую область спектра, включающие в себя:
- гамма излучение. Фотонное излучение с линейчатым спектром энергии, сопровождающее любую внутриядерную перестройку (освобождение ядра от остатков энергии возбуждения, по испусканию им какой-либо частицы) или процессы "аннигиляции" частиц. Составная часть вторичного космического излучения;
- рентгеновское излучение - совокупность рентгеновского характеристического и тормозного излучений, генерируемого техническими устройствами, в диапазоне энергий 1кэВ - 1МэВ.
Рентгеновское характеристическое излучение. Фотонное излучение с линейчатым энергетическим спектром, испускаемое при изменении энергетических состояний атомов в ходе ряда радиоактивных превращений (К-захват, ВК), либо как следствие отдельных процессов взаимодействия ионизирующей радиации со средой поглощения;
Рентгеновское тормозное излучение. Фотонное излучение с непрерывным (сплошным)
энергетическим спектром, формируемое при изменении кинетической энергии заряженных частиц в ходе их торможения плотной средой поглощения, либо электро-магнитным полем.
Общая природа излучений определяет общность их свойств, к наиболее характерным особенностям которых могут быть отнесены:
- эффект "отсутствия полного поглощения". Излучения фотонной природы (как и нейтронное), невозможно поглотить полностью никакими защитными материалами. Возможно лишь ослабление плотности его поля в определенное число раз (ослабление излучения происходит по экспоненциальной зависимости);
- "способность к рассеиванию", когда наряду с используемым прямым рабочим пучком формируется поле рассеянного фотонного излучения, заполняющее собой все пространство;
- "вторичность ионизации среды". Все фотоны взаимодействуют с электронами атомов (передавая им свою энергию), и электро-магнитными полями ядер (образуя электронно-позитронные пары). Плотность первичной ионизации среды - относительно небольшая. Так в воздухе она не превышает 2-4 пары ионов на сантиметр пробега. Основную ионизацию - вызывают электроны, получившие, в ходе взаимодействия энергию фотонов.
В зависимости от энергии фотонов выделяют: мягкое излучение (энергия не более 100 кэВ) взаимодействует преимущественно по типу «фото-эффекта», средней жесткости (энергия до 1 МэВ) взаимодействуют преимущественно по типу «комптон-эффекта» и «фото-эффекта», жесткое излучение (до 10 Мэв) взаимодействуют проеимущественно по типу «образования электронно-позитронных пар» и «комптон-эффекта» , сверх жесткое излучение (более 10 МэВ) взаимодействуют преимущественно путем «образования электронно-позитронных пар». Энергия природных источников не превышает 5 МэВ, искусственно - получают источники с энергией до 20 МэВ.
Рассеивание фотонов и вторичная ионизация среды возрастают с увеличением энергии фотонов и количества электронов на их пути (плотность и толщина поглощаемой среды). Взаимодействие фотонов, обладающих энергией более 1 МэВ с плотными материалами, реализуется преимущественно уже образованием электронно-позитронных пар. Чем большее значение энергии (Е) несет в себе квант излучения, тем короче длина волны излучения (L) и больше ее частота колебаний (F), в зависимости от величины которых все известные нам излучения могут быть представлены в виде своеобразной шкалы электромагнитных волн, включающей в себя:
- излучения низкочастотных колебаний (F - до 3×104 Гц). Источником является колебательный контур. Применение - переменный ток;
- радиоволновые излучения (F = 3×105 - 3×1011Гц). Источником является колебательный контур; применение - радиосвязь, радиолокация, телевидение. Свойства - дифракция, интерференция, поглощение, отражение (определяемые длиной волны, средой поглощения);
- инфракрасное излучение (F = 3×1011 - 3×1014 Гц). Источник - атомы и молекулы вещества. Свойства - дифракция, интерференция, поглощение, отражение (проходят через некоторые непрозрачные тела, дымку). Применение -промышленность, медицина, приборы ночного видения;
- видимое излучение (F = 4×1014 - 8×1014 Гц). Свойства - интерференция, дифракция, дисперсия, отражение, преломление (воздействие на человеческий глаз);
- ультрафиолетовое излучение (F = 8×1014 - 3×1015 Гц). Значительная проникающая способность, химическая активность, биологическое действие. Источники - газоразрядные лампы с трубками из кварца; излучается всеми телами, температура которых выше 1000 °С. Применение - промышленность, медицина;
- рентгеновское излучение (F = 3×1015 - 3×1020 Гц). Интерференция, дифракция на кристаллах, химическая активность, необычайно большая проникающая способность (эффект "отсутствия полного поглощения"), выраженное биологическое действие. Источники - рентгеновские трубки (торможение электронов или других заряженных частиц). Применение - наука, промышленность, медицина;
- гамма излучение (F = 3×1020 Гц и более). Свойства - огромная проникающая способность (эффект "отсутствия полного поглощения", выраженное биологическое действие). Источники - ядра атомов (ядерные реакции, аннигиляция). Применение - наука, производство, медицина.
57. Воздействие ионизирующего излучения на живой организм: ЗАРЯЖЕННЫЕ ЧАСТИЦЫ. Проникающие в ткань организма частицы и кванты излучения теряют свою энергию (как следствие электрических взаимодействий с электронами атомов, близ которых они проходят). Несмотря на несколько иной путь передачи энергии фотонным излучением, в конечном счете, также происходят электрические взаимодействия с электронами атомов.
ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ. За время, длящееся около десятка триллионых долей секунды (после того как излучение достигнет соответствующего атома и "вырвет" у него один или несколько электронов, несущих отрицательный заряд), оставшаяся часть исходного нейтрального атома становится положительно заряженной. Данный процесс получил название - ионизация. Оторвавшийся электрон в последующем также может ионизировать и другие атомы (растрачивая свою энергию возбуждения).
ФИЗИКО-ХИМИЧЕСКИЕ ИЗМЕНЕНИЯ. Как свободный электрон, так и ионизированный атом обычно не могут долго пребывать в неустойчивом (возбужденном) состоянии и в течении последующих десятимиллиардных долей секунды участвуют в сложных цепочках реакций, результатом которых является образование новых молекул (включая такие реакционно-способные, как «свободные радикалы»).
ХИМИЧЕСКИЕ ИЗМЕНЕНИЯ. В течении последующих миллионных долей секунды, образующиеся новые молекулы (в том числе и "свободные радикалы") взаимодействуют друг с другом, с другими молекулами и через цепочки химических реакций ( во многом еще не изученных полностью), вызывают химические модификации важных в биологическом отношении молекул, необходимых для нормального функционирования клетки.
БИОЛОГИЧЕСКИЕ ЭФФЕКТЫ. Следствия биохимических изменений способны проявить себя как через несколько секунд, так и через многие десятилетия после радиационного воздействия, явившись причиной как гибели организма, так и формирования целого букета патологических изменений, включая задержку и отставание в развитии, нарушения в работе ЦНС, понижение иммунной активности, образование злокачественных и доброкачественных опухолей, генетические эффекты и многое другое. Методы обнаружения и измерения: Ионизационный метод. Сущность его заключается в том, что под воздействием ионизирующих излучений в среде (газовом объеме) происходит ионизация молекул, в результате чего электропроводность этой среды увеличивается. Если в нее поместить два электрода, к которым приложено постоянное напряжение, то между электродами возникает направленное движение ионов, т.е. Проходит так называемый ионизационный ток, который легко может быть измерен. Такие устройства называют детекторами излучений. В качестве детекторов в дозиметрических приборах используются ионизационные камеры и газоразрядные счетчики различных типов. Ионизационный метод положен в основу работы таких дозиметрических приборов, как ДП-5А (Б,В), ДП-22В и ИД-1. Химический метод. Его сущность состоит в том, что молекулы некоторых веществ в результате воздействия ионизирующих излучений распадаются, образуя новые химические соединения. Количество вновь образованных химических веществ можно определить различными способами. Наиболее удобным для этого является способ, основанный на изменении плотности окраски реактива, с которым вновь образованное химическое соединение вступает в реакцию. На этом методе основан принцип работы химического дозиметра гамма- и нейтронного излучения ДП-70 МП. Сцинтилляционный метод. Этот метод основывается на том, что некоторые вещества (сернистый цинк, йодистый натрий, вольфрамат кальция) светятся при воздействии на них ионизирующих излучений. Возникновение свечения является следствием возбуждения атомов под воздействием излучений: при возвращении в основное состояние атомы испускают фотоны видимого света различной яркости (сцинтилляции). Фотоны видимого света улавливаются специальным прибором – так называемым фотоэлектронным умножителем, способным регистрировать каждую вспышку. В основу работы индивидуального измерителя дозы ИД-11 положен сцинтилляционный метод обнаружения ионизирующих излучений.
58. Ионизационные методы регистрации излучения Работа многих детекторов основана на способности излучений к ионизации атомов. Под воздействием регистрируемого излучения в среде, заполняющей рабочий объем детектора, возникают заряженные частицы- положительные ионы и отрицательные электроны. Ионизацию вещества, возникающую вследствие непосредственного воздействия ионизирующего излучения, принято называть первичной. Заряженные частицы, возникшие в результате первичной ионизации, в свою очередь, могут вызвать дальнейшую ионизацию и возбуждение атомов рабочей среды. g- кванты могут вырывать из атомов фотоэлектроны и образовывать пары электрон-позитрон. Эти заряженные частицы также могут принять участие в процессе ионизации рабочей среды детектора. Измеряя заряд в детекторе, можно найти характеристики излучения, проходящего через его рабочий объем.
Самыми распространенными детекторами ионизирующих излучений являются газонаполненные. Они имеют несколько разновидностей, которые рассматриваются ниже. Конструктивно газонаполненные детекторы представляют собой сосуды с двумя вмонтированными электродами, к которым приложена разность потенциалов U. Неионизованный газ является хорошим изолятором. Однако, если в объеме детектора распространяется излучение, вследствие его ионизирующего действия проводимость газа увеличивается. Протекание ионизационного тока зависит от свойств газа, приложенного напряжения и формы электродов. Зависимость силы тока I, протекающего в газонаполненном детекторе, от напряжения U, называется вольт-амперной характеристикой. Вольт-амперные характеристики основных разновидностей газонаполненных детекторов изображены на рис.6.1.
Рис.6.1. Вольт-амперные характеристики основных разновидностей газонаполненных детекторов.
При небольших напряжениях, прикладываемых к электродам, скорость направленного движения ионов незначительна и оказывает малое влияние на их перемещение. Преобладает тепловое (хаотичное) движение ионов. В результате многочисленных столкновений ионов с атомами, электронами, а также между собой, происходят два явления: рекомбинация и диффузия ионов. Скорость рекомбинации зависит от плотности ионов в газе. Чем больше плотность электронов и положительных ионов, тем выше скорость рекомбинации. С увеличением скорости ионов их время взаимодействия, а вместе с ним и скорость рекомбинации уменьшаются. Плотность ионов, образующихся под воздействием ионизирующего излучения, неравномерна по объему газа. Вследствие различной плотности и теплового движения, ионы диффундируют в объеме детектора, т.е. перемещаются из мест с большей плотностью в места с меньшей. Процессы рекомбинации и диффузии ионов уменьшают ток через детектор. Это является следствием того, что не все образовавшиеся ионы могут попасть на электроды.
С повышением напряжения диффузия и рекомбинация ионов уменьшаются и количество ионов, достигших электродов увеличивается. При определенном напряжении все ионы, появившиеся в результате действия ионизирующего излучения на газонаполненный промежуток (первичные ионы), достигают электродов. Дальнейшее повышение напряжения практически не изменяет значения тока Iн, называемое током насыщения. В рассмотренной области напряжений работают ионизационные камеры.
Если продолжать процесс увеличения разности потенциалов между электродами, легкоподвижные электроны между двумя последовательными столкновениями получат такую кинетическую энергию, которая является достаточной для ионизации атомов среды. Эта ионизация называется вторичной и характеризуется появлением процесса размножения зарядов. Наличие дополнительных зарядов приводит к увеличению тока. Такое явление называется газовым усилением и характеризуется коэффициентом газового усиления k, равным отношению заряда, собираемого на электродах, к первичному заряду, обусловленному действием ионизирующего излучения. В области насыщения k=1. Начиная с верхней границы области насыщения коэффициент газового усиления резко возрастает и в пределах следующей области зависит только от прикладываемого напряжения. Таким образом, в пределах некоторой области каждому значению напряжения соответствует свой коэффициент газового усиления. Размножение зарядов при этом напряжении пропорционально первичному заряду. Область напряжений, в пределах которой коэффициент k не зависит от первичного заряда, называется областью пропорциональности. На ее верхней границе значения коэффициента газового усиления могут достигать 103¸104. В области пропорциональности работают пропорциональные счетчики.
За областью пропорциональности расположена область ограниченной пропорциональности. В ее пределах коэффициент газового усиления зависит и от напряжения, и от первичного заряда.
В следующей области напряжений характеристики газового разряда не зависят ни от первичного заряда, ни от вида ионизирующего излучения. Для возникновения электрического тока достаточно образования хотя бы одной пары ионов в газовом слое. Эту область напряжения называют областью Гейгера. Газовый разряд, возникающий в этой области, не может прекратиться самостоятельно. Для его гашения используются методы, рассматриваемые ниже. В области Гейгера работают счетчики Гейгера.
За областью Гейгера следует область самостоятельных газовых разрядов.
Далее излагаются основные характеристики газонаполненных детекторов ионизирующего излучения, работающих в пределах рассмотренных областей.
59. Ионизационная камера.
Ионизацио́нная ка́мера — газонаполненный датчик, предназначенный для измерения уровня ионизирующего излучения.
Измерение уровня излучения происходит путём измерения уровня ионизации газа в рабочем объёме камеры, который находится между двумя электродами. Между электродами создаётся разность потенциалов. При наличии ионов в газе между электродами возникает ионный ток, который может быть измерен. Ток при прочих равных условиях пропорционален скорости возникновения ионов и, соответственно, мощности дозы облучения.
В широком смысле к ионизационным камерам относят также пропорциональные счётчики и счётчики Гейгера-Мюллера. В этих приборах используется явление так называемого газового усиления за счёт вторичной ионизации — в сильном электрическом поле электроны, возникшие при пролёте ионизирующей частицы, разгоняются до энергии, достаточной, чтобы в свою очередь ионизировать молекулы газа. В узком смысле ионизационная камера — это газонаполненный ионизационный детектор, работающий вне режима газового усиления. Ниже термин используется именно в этом значении.
Газ, которым заполняется ионизационная камера, обычно является инертным газом (или их смесью) с добавлением легко ионизирующегося соединения (обычно углеводорода, например метана или ацетилена). Открытые ионизационные камеры (например, ионизационные детекторы дыма) заполнены воздухом.
Ионизационные камеры бывают токовыми (интегрирующими) и импульсными. В последнем случае на анод камеры собираются быстро двигающиеся электроны (за время порядка 1 мкс), тогда как медленно дрейфующие тяжёлые положительные ионы не успевают за это время достичь катода. Это позволяет регистрировать отдельные импульсы от каждой частицы. В такие камеры вводят третий электрод — сетку, расположенную вблизи анода и экранирующую его от положительных ионов. Ионизационные камеры позволяют измерять не только альфа-, бета- или гамма-излучение, но и нейтронное излучение, что достаточно трудно, так как нейтроны не несут заряда и их прохождение через газовый объём камеры не приводит к ионизации газа, которую можно было бы измерить.
Для измерения потока нейтронов камеру разделяют на 2 одинаковых части. В первой части измеряют фоновую ионизацию газа за счёт альфа-, бета- или гамма-излучения, во второй части камеры на стенки наносят бор-10 (для ионизационных камер, измеряющих большие потоки нейтронов в ядерных реакторах) или уран-235 (для камер, измеряющих малые потоки нейтронов). При захвате нейтрона ядром урана-235 происходит вынужденное деление ядра и дополнительная ионизация газа в объёме камеры осколками деления. Бор-10 при захвате нейтрона распадается на ядро лития-7 и альфа-частицу. Разница в ионизации обоих объёмов камеры пропорциональна потоку нейтронов. Вариант ионизационной камеры с ураном-235 (или другим делящимся изотопом) на электродах называется камерой деления. Иногда камеру заполняют газообразным соединением 10BF3 — трифторидом бора-10, что позволяет улучшить эффективность регистрации осколков.
При измерении потоков нейтронов ионизационные камеры могут работать в двух режимах:
импульсном — при измерении малых потоков нейтронов;
токовом — при измерении больших потоков нейтронов.
Счётчик Ге́йгера, счётчик Ге́йгера—Мю́ллера — газоразрядный прибор для автоматического подсчёта числа попавших в него ионизирующих частиц. Представляет собой газонаполненный конденсатор, который пробивается при пролёте ионизирующей частицы через объём газа. Изобретён в 1908 году Гансом Гейгером.
Дополнительная электронная схема обеспечивает счётчик питанием (как правило, не менее 300 V), обеспечивает, при необходимости, гашение разряда и подсчитывает количество разрядов через счётчик.
Счётчики Гейгера разделяются на несамогасящиеся и самогасящиеся (не требующие внешней схемы прекращения разряда).
Чувствительность счётчика определяется составом газа, его объёмом, а также материалом и толщиной его стенок.
Цилиндрический счётчик Гейгера—Мюллера состоит из металлической трубки или металлизированной изнутри стеклянной трубки, и тонкой металлической нити, натянутой по оси цилиндра. Нить служит анодом, трубка — катодом. Трубка заполняется разреженным газом, в большинстве случаев используют благородные газы — аргон и неон. Между катодом и анодом создается напряжение порядка 400В.Для большинства счетчиков существует так называемое плато, которое лежит приблизительно от 360 до 460 В,в этом диапазоне небольшие колебания напряжения не влияют на скорость счета.
Работа счетчика основана на ударной ионизации.γ-кванты, испускаемые радиоактивным изотопом, попадая на стенки счетчика, выбивают из него электроны. Электроны, двигаясь в газе и сталкиваясь с атомами газа, выбивают из атомов электроны и создают положительные ионы и свободные электроны. Электрическое поле между катодом и анодом ускоряет электроны до энергий, при которых начинается ударная ионизация. Возникает лавина ионов, и ток через счетчик резко возрастает. При этом на сопротивлении R образуется импульс напряжения, который подается в регистрирующее устройство. Чтобы счётчик смог регистрировать следующую попавшую в него частицу, лавинный разряд нужно погасить. Это происходит автоматически. В момент появления импульса тока на сопротивлении R возникает большое падение напряжения, поэтому напряжение между анодом и катодом резко уменьшается — настолько, что разряд прекращается, и счетчик снова готов к работе.
Важной характеристикой счётчика является его эффективность. Не все γ-фотоны, попавшие на счетчик, дадут вторичные электроны и будут зарегистрированы, так как акты взаимодействия γ-лучей с веществом сравнительно редки, и часть вторичных электронов поглощается в стенках прибора, не достигнув газового объема.
Эффективность счётчика зависит от толщины стенок счётчика, их материала и энергии γ-излучения. Наибольшей эффективностью обладают счётчики, стенки которых сделаны из материала с большим атомным номером Z, так как при этом увеличивается образование вторичных электронов. Кроме того, стенки счётчика должны быть достаточно толстыми. Толщина стенки счётчика выбирается из условия её равенства длине свободного пробега вторичных электронов в материале стенки. При большой толщине стенки вторичные электроны не пройдут в рабочий объем счётчика, и возникновения импульса тока не произойдет. Так как γ-излучение слабо взаимодействует с веществом, то обычно эффективность γ-счётчиков также мала и составляет всего 1-2 %. Другим недостатком счётчика Гейгера—Мюллера является то, что он не даёт возможность идентифицировать частицы и определять их энергию. Эти недостатки отсутствуют в сцинтилляционных счётчиках.
60 . Фотографический метод регистрации. Дозиметрический фотоконтроль — наиболее распространенный метод дозиметрии. Он основан на свойстве ионизирующего излучения создавать скрытое изображение в фотоэмульсии, которое после проявления и фиксации приводит к почернению пленки. Степень ее почернения пропорциональна дозе излучения. ИФК применяют для дозиметрии рентгеновского и гамма-излучения с энергией от 0,1 до 3 МэВ, бета-излучений— 1 и выше, тепловых нейтронов — от 0,05 до 2 МэВ.
В зависимости от дозы излучения используют различной чувствительности пленки («Рентген X», «Рентген XX», РМ-5-1, РМ-5-3 и др.). В комплект дозиметра ИФК входят кассеты для пленок, кювета для проявления, промывки и фиксирования пленок, рамки для размещения пленок при проявлении, промывке и фиксировании, а также денситометр для измерения оптической плотности почернения пленок.
Методика индивидуального дозиметрического фотоконтроля основана на сравнении оптической плотности почернения фото-пленок ИФК с контрольными, которые облучены известной дозой гамма-излучения. Следовательно, в ИФК в качестве детектора используется дозиметрическая фотопленка, вставленная в светонепроницаемую кассету. Для устранения зависимости плотности почернения пленки от энергии рентгеновского или гамма-излучения в кассете имеются встроенные фильтры из алюминия и свинца. Кассету помещают в чехол из пластика, который пристегивают к одежде.
61.
Сцинтилля́торы —
вещества, обладающие способностью
излучать свет при поглощении ионизирующего
излучения (гамма-квантов,
электронов,
альфа-частиц
и т. д.). Как правило, излучаемое
количество фотонов
для данного типа излучения приближённо
пропорционально поглощённой энергии,
что позволяет получать энергетические
спектры излучения. Сцинтилляционные
детекторы ядерных излучений —
основное применение сцинтилляторов. В
сцинтилляционном детекторе свет,
излученный при сцинтилляции, собирается
на фотоприёмнике (как правило, это
фотокатод фотоэлектронного умножителя —
ФЭУ,
значительно реже используются фотодиоды
и другие фотоприёмники), преобразуется
в импульс тока, усиливается и записывается
той или иной регистрирующей
системой.Световыход —
количество фотонов, излучаемых
сцинтиллятором при поглощении
определённого количества энергии
(обычно 1 МэВ).
Большим световыходом считается величина
50—70 тыс. фотонов на МэВ. Однако для
детектирования высокоэнергичных частиц
могут использоваться и сцинтилляторы
со значительно меньшим световыходом
(например, вольфрамат
свинца).Спектр
высвечивания должен быть оптимально
согласован со светочувствительностью
используемого фотоприёмника, чтобы не
терять лишний свет. Несогласованный с
чувствительностью приёмника спектр
высвечивания негативно сказывается на
энергетическом разрешении.Даже при
поглощении частиц с одинаковой энергией
амплитуда импульса на выходе фотоприёмника
сцинтилляционного детектора меняется
от события к событию. Это связано 1) со
статистическим характером процессов
сбора фотонов на фотоприёмнике и
последующего усиления, 2) с различной
вероятностью доставки фотона к
фотоприёмнику из разных точек
сцинтиллятора, 3) с разбросом высвечиваемого
числа фотонов. В результате в набранном
спектре линия (которая для идеального
детектора представляла бы дельта-функцию)
оказывается размытой, её часто[2]
можно представить в виде гауссианы
с дисперсией
σ2. В качестве характеристики энергетического
разрешения детектора используются
сигма (квадратный корень из дисперсии)
и, чаще, полная ширина линии на половине
высоты (FWHM, от англ. Full
Width on Half Maximum;
иногда называется полушириной),
отнесённые к медиане линии и выраженные
в процентах. FWHM гауссианы в
раза
больше σ. Поскольку энергетическое
разрешение зависит от энергии (как
правило, оно пропорционально E−1/2),
его следует указывать для конкретной
энергии. Чаще всего разрешение указывают
для энергии гамма-линии цезия-137
(661.7 кэВ).Время, в течение которого
поглощённая в сцинтилляторе энергия
конвертируется в свет, называется
временем высвечивания. Зависимость
высвечивания сцинтилляторов от времени
с момента поглощения частицы (кривая
высвечивания) обычно может быть
представлена как убывающая экспонента
или сумма нескольких экспонент:
.
Время
компоненты
с наибольшей амплитудой
характеризует
общее время высвечивания сцинтиллятора.
Некоторые сцинтилляторы при быстром
высвечивании могут иметь медленно
спадающий «хвост» послесвечения, что
для большинства приложнений является
недостатком. Типичное время высвечивания
неорганических сцинтилляторов — от
десятков наносекунд до десятков
микросекунд. Органические сцинтилляторы
(пластиковые и жидкие) высвечиваются в
течение наносекунд.Облучаемые
сцинтилляторы постепенно деградируют.
Доза облучения, которую может выдержать
сцинтиллятор без существенного ухудшения
свойств, называется радиационной
прочностью.Частицы разной природы, но
с одинаковой энергией при поглощении
в сцинтилляторе дают, вообще говоря,
различный световыход. Частицы с высокой
плотностью ионизации (протоны,
альфа-частицы, тяжёлые ионы,
осколки деления) дают в большинстве
сцинтилляторов меньшее количество
фотонов, чем гамма-кванты, бета-частицы,
мюоны
или рентген.
Отношение световыхода данного типа
частиц к световыходу гамма-квантов с
равной энергией называется квенчинг-фактором
(от англ. quenching —
«тушение»). Квенчинг-фактор электронов
(бета-частиц) обычно близок к единице.
Квенчинг-фактор для альфа-частиц называют
α/β-отношением; для многих органических
сцинтилляторов он близок к 0,1.
Чаще всего в качестве сцинтилляторов
используются неорганические монокристаллы.
Иногда для увеличения световыхода в
кристалл вводят так называемый активатор
(или допант). Так, в сцинтилляторе NaI(Tl)
в кристаллической матрице иодида
натрия
содержатся активирующие центры таллия
(примесь на уровне сотых долей процента).
Сцинтилляторы, которые светятся без
активатора, называются собственными.
Прозрачные керамические сцинтиляторы
получают из прозрачных
керамических материалов
на базе оксидов Al203 (Лукалокс), Y203
(Иттралокс) и производных оксидов
Y3Al5012 и YAl03, а также MgO, BeO. Органические
сцинтилляторы обычно представляют
собой двух-трёхкомпонентные смеси.
Первичные центры флуоресценции
возбуждаются за счёт потери энергии
налетающими частицами. При распаде этих
возбуждённых состояний излучается свет
в ультрафиолетовом
диапазоне длин волн. Длина поглощения
этого ультрафиолета, однако, весьма
мала: центры флуоресценции непрозрачны
для их собственного излученного света.
Вывод света осуществляется добавлением к сцинтиллятору второго компонента, поглощающего первично излученный свет и переизлучающего его изотропно с большими длинами волн (так называемого сместителя спектра, или шифтера).Две активных компоненты в органических сцинтилляторах или растворяются в органической жидкости или смешиваются с органическим материалом так, чтобы образовать полимерную структуру. При такой технологии можно производить жидкий или пластиковый сцинтиллятор любой геометрической формы. В большинстве случаев изготавливаются листы сцинтиллятора толщиной от 1 до 30 мм.Органические сцинтилляторы имеют гораздо меньшие времена высвечивания (порядка единиц — десятков наносекунд) по сравнению с неорганическими, но имеют меньший световыход. Газовые сцинтилляционные счетчики используют свет, излученный атомами, которые возбуждаются в процессе взаимодействия с ними заряженных частиц и затем возвращаются в основное состояние. Времена жизни возбужденных уровней лежат в наносекундном диапазоне. Световыход в газовых сцинтилляторах в силу их низких плотностей сравнительно невысок. Однако в качестве газовых сцинтилляторов могут также применяться сжиженные инертные газы.
62. Разновидности люминесцентных методов регистрации. Люминесцентный метод
Сущность метода заключается в том, что в некоторых веществах (люминофорах) образованные под действием ионизирующего излучения носители заряда (электроны и дырки) локализуются в центрах захвата, благодаря чему происходит накопление поглощенной энергии, которая может быть затем освобождена при дополнительном внешнем воздействии (возбуждении).
Чаще всего дополнительным возбуждением может быть либо освещение люминофора светом определенного спектра, либо его нагрев (фотолюминесценция и термолюминесценция). Рассмотрим механизм термолюминесценции:
Электрон, поглощая энергию ионизирующего излучения, переходит из валентной зоны в зону проводимости. Образующаяся дырка переходит в запрещенную зону и создает центр люминесценции. Если в запрещенной зоне имеется электронная ловушка, обусловленная дефектом кристалла или введением примесей, то она захватывает электрон и электрон переходит в метастабильное состояние. Внешнее воздействие сообщает электрону дополнительную энергию и он вновь переходит в зону проводимости, после чего рекомбинирует с дыркой (центром люминесценции). Центр люминесценции переходит в возбужденное состояние, которое снимается излучением светового фотона. В дальнейшем световые вспышки переводятся в электрический сигнал.
Термолюминесцентный метод дозиметрии основан на способности некоторых твердых кристаллических веществ (люминофоров) накапливать поглощенную энергии излучения в виде светосуммы. Это свойство связано со сдвигами в кристаллических решетках люминофора, возникающими под действием радиации. Такое состояние может сохраниться длительное время, обеспечивая тем самым сохранность дозиметрической информации. Однако при дополнительном нагревании люминофора в определенном режиме пр исходит "высвечивание" (термолюминесценция) всего запаса поглощенной энергии излучения. Интенсивность свечении зависит от дозы излучения, поглощенной люминофором. Регистрируется свечение с помощью специальной измеритель ной установки..
63. АКТИВНОСТЬ НУКЛИДА (A) - мера количества радиоактивного вещества, характеризующаяся числом радиоактивных превращений за единицу времени, т.е. скоростью радиоактивных превращений. В качестве системной или «основной» единицей активности (СИ) принято одно ядерное превращение за секунду. Единица получила свое название в честь первооткрывателя явления радиоактивности Анри Беккереля – «Беккерель» (Бк).
Специальными (внесистемными) единицами активности являются – «Резерфорд» (1Rd) - 1 000 000 распадов за секунду и «Кюри» (Кu) - 3,7×1010 распадов в секунду или 2,22×1012 распадов в минуту.
У каждого радионуклида (с течением времени) количество возбужденных (активных) ядер непрерывно уменьшается вследствие непрерывно происходящих процессов физического распада, однако, доля (часть) их, испытывающих превращения за каждую единицу времени (от оставшейся общей численности), остается неизменной, т.е. вероятность распада для каждого ядра конкретного изотопа не изменяется. Все это и приводит к постепенному замедлению (по мере уменьшения количества радиоактивных атомов) процессов радиоактивных превращений. Убывание общего количества радиоактивных атомов будет все менее и менее интенсивным.
Отсюда - скорость радиоактивных превращений может служить косвенной характеристикой содержания оставшихся в возбужденном состоянии ядер, т.е. меры содержания (количества) радиоактивного вещества.
Активность источника изменяется во времени по показательному экспоненциальному закону (экспонента - кривая, отражающая функциональную зависимость между двумя величинами, уходящая в бесконечность, и, отражаемая уравнением: y = eХ ; где e - постоянное число, примерно равное 2,718. Знание закона радиоактивного распада позволяет довольно точно рассчитать остаточную активность любого препарата на конкретный отрезок времени: At = A0 × e-л t ; где At - остаточная активность препарата, A0 - исходная активность препарата, л - постоянная распада изотопа, t - время от начала распада.
64. Экспозиционная доза (X) - понятие связано с ионизацией, формируемой фотонами в воздухе, и применимо только по отношению к рентгеновскому и гамма излучениям.
Ионизация и возбуждение атомов среды относятся к первичным физическим процессам, возникающим в среде поглощения под влиянием ионизирующей радиации. Именно эти процессы определяют степень воздействия излучений на биологические ткани, а поскольку связаны они с поглощенной энергией излучения, - они и были выбраны для количественной характеристики меры воздействия ионизирующего излучения на среду.
Экспозиционная доза - мера ионизационного действия фотонного излучения, определяемая по степени ионизации сухого (не содержащего водяных паров) воздуха в условиях электронного равновесия (когда поглощенная энергия излучения в в некотором объеме среды равняется суммарной кинетической энергии ионизирующих частиц, образованных излучением в том же объеме среды).
Непосредственно измеряемой физической величиной при определении экспозиционной дозы является общий электрический заряд ионов одного знака, образованных в воздухе за время облучения.