Романцов В.П., Романцова И.В., Ткаченко В.В. Сборник лабораторных работ по Дозиметрии и защите от ионизирующего излучени

ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ БЮДЖЕТНОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЯДЕРНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ «МИФИ»

ОБНИНСКИЙ ИНСТИТУТ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Факультет естественных наук Факультет повышения квалификации и профессиональной переподготовки

В.П.РОМАНЦОВ И.В.РОМАНЦОВА В.В.ТКАЧЕНКО

СБОРНИК ЛАБОРАТОРНЫХ РАБОТ ПО ДОЗИМЕТРИИ И ЗАЩИТЕ ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Обнинск 2010

1

УДК 539.1.076: 502/504

Романцов В.П., Романцова И.В., Ткаченко В.В. Сборник ла-

бораторных работ по дозиметрии и защите от ионизирующих излучений. Издание 2-е, дополненное и переработанное. Обнинск: ИАТЭ НИЯУ МИФИ, 2010. 132 с.

Пособие подготовлено в соответствии с рабочими программами специальностей 101000 «Атомные электрические станции и установки», 070500 «Ядерные реакторы и энергетические установки», 140307 «Радиационная безопасность человека и окружающей среды», 190200 «Приборы и методы контроля качества и диагностики», 070900 «Физика металлов», 010707 «Медицинская физика».

Сборник рассчитан на студентов, знакомых с атомной и ядерной физикой, эффектами взаимодействия излучений с веществом и методами регистрации ионизирующих излучений.

Рецензенты:

д.ф.-м.н., проф. Ю.А.Кураченко к.ф.-м.н. В.А.Кутьков

Темплан 2010, поз. 24

ИАТЭ НИЯУ МИФИ, 2010 г.

В.П.Романцов, И.В.Романцова, В.В.Ткаченко, 2010 г.

2

ВЕЛИЧИНЫ, ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ В РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЕ И БЕЗОПАСНОСТИ

Целью выполнения лабораторных работ является закрепление лекционного материала и развитие у студентов практических навыков работы с дозиметрической и радиометрической аппаратурой, используемой в системе радиационного контроля на АЭС.

Радиационная защита и безопасность – это совокупность методов и средств, предназначенных для обеспечения безопасности человека при использовании источников ионизирующего излучения. Важной задачей радиационной защиты является оценивание последствий облучения человека, которые выражаются в возможности возникновения и развития радиогенных заболеваний. В решении этой задачи существенную роль играет дозиметрия ионизирующих излучений, занимающаяся, с одной стороны, изучением физических величин и эффектов, определяющих последствия воздействия ионизирующего излучения на объекты живой и неживой природы, а с другой разработкой методов и средств определения этих величин. Радиационная защита и безопасность опираются на систему величин, которые условно можно разделить на две части:

-радиометрические величины, служащие для описания свойств источников и полей ионизирующего излучения;

-дозиметрические величины, используемые для целей радиационной защиты и безопасности и служащие для оценки воздействия излучения на человека.

1. Радиометрические величины

Характеристики источников ионизирующего излучения

Радиоактивность – способность нестабильных атомных ядер спонтанно (самопроизвольно) превращаться в другие ядра с испусканием излучения (корпускулярных частиц или фотонов).

Радиоактивный распад – ядерное превращение с изменением состава ядра ( -распад, -распад, спонтанное деление и др.).

Электромагнитный переход – ядерное превращение с изме-

нением только энергетического состояния ядра.

3

Активность радионуклида в источнике А – отношение ожи-

даемого числа спонтанных ядерных переходов dN из определенного энергетического состояния ядра радионуклида в источнике за интервал времени dt к этому интервалу:

Единица активности радионуклида – беккерель (Бк), размерность 1/с.

Беккерель равен активности радионуклида в источнике, в котором за 1 с происходит в среднем одно спонтанное ядерное превращение1.

Выход частиц – вероятность испускания частиц на одно ядерное превращение (для -квантов данного перехода между уровнями энергии называется квантовым выходом перехода). Число испускаемых в источнике при ядерных превращениях корпускулярных частиц ( -, +-, -частиц) или -квантов в се-

где A – активность радионуклида, Бк.

Соотношение между активностью А и числом радиоактивных атомов N(t), имеющихся в источнике в данный момент времени

где – постоянная распада, характеризующая вероятность ядерного превращения одного атома в единицу времени.

Период полураспада Т1/2 – время, в течение которого испытывает ядерные превращения половина атомов радионуклида. Период полураспада Т1/2 связан с постоянной распада соотношением

1 Ранее в качестве единицы активности использовали активность 1 г

Закон радиоактивного распада радионуклида в источнике

(уменьшение активности A со временем t)

где A0 – активность радионуклида в источнике в начальный момент времени t = 0; , Т1/2 – постоянная распада и период полураспада радионуклида.

Характеристики полей ионизирующего излучения

Распределение ионизирующего излучения в рассматриваемой среде называется полем ионизирующего излучения. Наиболее полная информация о поле излучения задается распределением частиц во времени, в пространстве и по энергии. Другими словами, чтобы описать поле излучения в какой-то точке пространства, необходимо знать, сколько частиц, с какой энергией и в каком направлении приходит в эту точку пространства в каждый момент времени.

Существует несколько основных типов направленности излучения:

-поле точечного изотропного источника – излучение, в поле которого частицы и фотоны распространяются из одной точки по всем возможным направлениям с одинаковой вероятностью;

-мононаправленное – излучение, в поле которого все частицы

ифотоны распространяются в одном направлении, образуя плоскопараллельный пучок излучения;

-изотропное – излучение, в поле которого любые направления распространения частиц и фотонов являются равновероятными.

Ионизирующие излучения делятся на две группы. К первой группе относятся излучения, состоящие из заряженных частиц – электронов, позитронов, альфа-частиц и др., которые непосредственно ионизируют атомы и молекулы при прохождении через вещество. Ко второй группе относятся нейтроны и фотоны, которые непосредственно атомы и молекулы вещества не ионизируют, а взаимодействуя с веществом, порождают вторичные заряженные частицы, передавая им часть своей энергии. Взаимо-

5

действие этих вторичных частиц с веществом и приводит к его ионизации. Таким образом, ионизирующее излучение бывает

непосредственно ионизирующим, т.е. состоящим из заря-

женных частиц, способных ионизировать среду;

косвенно ионизирующим, т.е. состоящим из незаряженных частиц, способных создавать непосредственно ионизирующее излучение и (или) вызывать ядерные превращения.

Свойства среды, в которой распространяется излучение, оказывают существенное влияние на его поле. Если расстояние между источником и приемником излучения многократно превосходит линейные размеры источника, то в отсутствие рассеяния и поглощения (например, в вакууме) поле излучения любого радионуклидного источника имеет вид поля точечного изотропного источника. По мере увеличения расстояния от источника поле его излучения в вакууме переходит в мононаправленное.

При распространении излучения в рассеивающей среде, например, в теле человека, можно представить его состоящим из двух компонент. Первая – нерассеянное первичное излучение, которое без взаимодействия с атомами среды доходит до рассматриваемой точки. Испытавшие взаимодействие с веществом частицы образуют рассеянное излучение. Вклад этой компоненты растет по мере проникновения первичного излучения в облучаемый объект. С увеличением глубины проникновения излучения в вещество поле рассеянного излучения становится все более и более изотропным в результате многократных актов рассеяния.

Поток частиц (фотонов) F(t) является количественной характеристикой поля излучения. Он определяется как отношение ожидаемого числа частиц (фотонов) dN, пересекающих заданную поверхность (не элемент поверхности!) за интервал времени dt, к величине этого интервала:

Размерность – 1/с. Определённый таким образом поток есть непрерывная функция времени.

Плотность потока частиц (фотонов) – отношение потока ионизирующих частиц dF, пересекающих поверхность маленькой сферы, к площади центрального сечения ds этой сферы:

6

Размерность 1/(см2 с)2. Малость сферы в радиационной безопасности рассматривается по отношению к характерным размерам клеточных структур (несколько микрометров), поэтому в пределах таких структур будем полагать плотность потока непрерывной функцией пространственных координат, т.е. определённой в каждой точке.

Флюенс частиц (фотонов) Ф – отношение ожидаемого числа частиц (фотонов) dN, пересекающих поверхность маленькой сферы за время облучения, к площади поперечного сечения этой

Размерность 1/см2 .

При известной временной зависимости плотности потока ча-

t1

Для точечного изотропного источника с активностью А(t) и выходом частиц плотность потока частиц (t,r) в вакууме в любой момент времени t и в любой точке на расстоянии r от источника равна

При прохождении излучения через рассеивающую среду плотность потока излучения будет изменяться по иному закону. Для фотонов плотность потока первичного излучения в веществе вычисляется по формуле

2 Здесь и далее размерности приводятся в общепринятых единицах, которые используются на практике и приводятся в справочной литературе. В СИ размерность, например, плотности потока равна 1/(м2 с).

7

где линейный коэффициент ослабления.

Линейный коэффициент ослабления отношение доли dN/N

косвенно ионизирующих частиц, испытавших взаимодействие при прохождении элементарного пути в веществе, к длине dl этого пути:

Размерность 1/см.

По формуле (11) можно рассчитать значения плотности потока или флюенса только первичного излучения в любой точке внутри или вне данного вещества. Если эффект воздействия обусловливается не только первичным, но и вторичным рассеянным в веществе излучением, то в формулу (11) вводится дополнительный множитель В, называемый фактором накопления:

(t, r) = A(t) В( , r) exp( ∙r), (13)

где энергия нерассеянного -излучения.

Фактор накопления величина, зависящая от характеристик источника излучения, материала, в котором распространяется излучение, его компоновки и размеров (обычно рассчитывается по специальным методикам расчёта защиты). Численно он равен отношению величины эффекта от рассеянного и нерассеянного излучений к величине эффекта только от нерассеянного излучения.

Характеристикой взаимодействия заряженных частиц с веществом является энергия излучения , переданная веществу во взаимодействиях, приводящих к ионизации и возбуждению ато-

мов и молекул. Отношение d средней энергии, потерянной заряженной частицей вследствие столкновений на элементарном пути dl, к длине этого пути является величиной полной линейной передачи энергии L:

8

Здесь d означает полную среднюю энергию, потерянную заряженной частицей во всех столкновениях с электронами и поглощенную веществом. Для обозначения полной линейной передачи энергии используется аббревиатура ЛПЭ. Размерность

– Дж/м.

Легкие заряженные частицы, электроны и позитроны, являются излучением с низкой ЛПЭ. Тяжелые заряженные частицы – протоны, альфа-частицы, ядра отдачи и др. являются излучением с высокой ЛПЭ.

2. Дозиметрические величины

Современная система дозиметрических величин включает в себя три компоненты:

-базовые физические величины, являющиеся мерой воздействия ионизирующего излучения на вещество;

-нормируемые величины, предназначенные для оценки ущерба от воздействия излучения на человека;

-операционные величины, непосредственно связанные с результатами измерений через калибровку и градуировку измерительных приборов и предназначенные для демонстрации соответствия реального облучения контрольным уровням, установленным для нормируемых величин при радиационном контроле. Контрольными уровнями могут быть установленные нормами НРБ-99/2009 пределы годовых доз, а также установленные поднормативными документами уровни введения индивидуального контроля, уровни для исследования причин повышенного воздействия излучения и уровни для принятия мер по устранению подобного воздействия.

Общая схема структуры дозиметрических величин представлена на рис. 1.

Базовые дозиметрические величины

Свойства базовых дозиметрических величин определяются только физическими процессами взаимодействия излучения с

9