Источники ионизирующих излучений • Ионизирующее

Скачать презентацию Источники ионизирующих излучений • Ионизирующее Скачать презентацию Источники ионизирующих излучений • Ионизирующее

2-Источники+Единицы дозы.ppt

  • Количество слайдов: 34

>   Источники ионизирующих излучений • Ионизирующее излучение (ИИ) – излучение, взаимодействие которого Источники ионизирующих излучений • Ионизирующее излучение (ИИ) – излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков. • Непосредственно ИИ - заряженные частицы, кинетическая энергия которых достаточную для ионизации атомов вещества (электроны, протоны, α-частицы, β-частицы и др. ); • Косвенно ИИ - незаряженные частицы, взаимодействие которых со средой приводит к образованию заряженных частиц, способных вызвать ионизацию (нейтроны, гамма-излучение и др. ). • Классификация: • • Первичное ИИ – излучение, которое в процессе взаимодействия со средой является исходным. • • Вторичное ИИ – излучении, возникающее в результате взаимодействия первичного ИИ со средой (важная роль при проектировании защиты). • - Монохроматическое, со сплошным спектром, смешанное • - Изотропное, направленное • - Непрерывное, импульсное (может быть и периодическое).

>  Ионизирующие излучения и их источники  •  1. α – радиоактивный Ионизирующие излучения и их источники • 1. α – радиоактивный распад: 88 Ra 226 → 2 He 4 + 86 Rn 222 • α – частица – дважды ионизованный атом гелия: • 2 He 4 – 2 e- = (2 He 4)-- • Eα = 2 -9 Мэ. В – монохроматическое! • 2. β – распад: 38 Sr 90 → 39 Y 90 + β- Cпектр β-излучения – непрерывный от 0 до Eβmax сопровождается вылетом нейтрино (m=0. 002 me). • 3. γ – нуклиды: Сo 60, Cs 137…… • Всегда сопутствует β – излучение. Чистых гамма- нуклидов нет (кроме 3 He)! • Ядерные реакции: 4 Be 9 (p γ) 5 B 10 Eγ = 7 Мэ. В

>Cхема радиационного распада нуклидов и гамма-спектр 60 Co Cхема радиационного распада нуклидов и гамма-спектр 60 Co

> Ионизирующие излучения и их источники • 4. Радиационный захват:  48 Сd 113(nтеплγ)48 Ионизирующие излучения и их источники • 4. Радиационный захват: 48 Сd 113(nтеплγ)48 Cd 114 (Eγ=7. 3 Мэ. В) • Реакция лежит в основе построения защиты от нейтронов 5. Позитронный β-распад: 7 N 14→ 6 C 13 + β+ (позитрон) 6. Гамма-излучение в результате распада продуктов активации: 11 Na 23 + 0 n 1 тепл → 11 Na 24 → β- + γ 1 (2. 7 Мэ. В)+ γ 2(1. 4 Мэ. В) 10 Ne 24

>Ионизирующие излучения и их источники 7. Ядерный реактор как источник гамма-  излучения и Ионизирующие излучения и их источники 7. Ядерный реактор как источник гамма- излучения и нейтронов: a) мгновенные γ- кванты (Еγ < 7 Мэ. В) b) запаздывающие γ- кванты (Еγ < 3 Мэ. В c) захватное γ- излучение (Еγ = 5 -7 Мэ. В) d) тормозное γ- излучение (при торможении β-частиц, Еγ < 3 Мэ. В, непрерывный (сплошной) спектр)

>Шкала электромагнитных волн Шкала электромагнитных волн

> Ионизирующие излучения и их    источники 8. Рентгеновские аппараты:  • Ионизирующие излучения и их источники 8. Рентгеновские аппараты: • - тормозное излучение со сплошным спектром (3 -100 ke. V); • - характеристическое излучение с линейчатым спектром (3 -20 ke. V) E [e. V] = hν = hc/λ ~ 1240 / λ [nm]

>  Ионизирующие излучения и их   источники • 9. УФ- излучение (3, Ионизирующие излучения и их источники • 9. УФ- излучение (3, 5 – 6, 2 э. В) • УФ – лазеры (газовые, твердотельные) • 10. Ускорители заряженных частиц (электроны, протоны, ионы)

>  Источники нейтронов  а) Изотопные (Ra-Be, Pu-Be, Po-Be)   α-излучатель+легкий материал; Источники нейтронов а) Изотопные (Ra-Be, Pu-Be, Po-Be) α-излучатель+легкий материал; b) Изотопы - делящиеся материалы (Th, U, Np, Pu, Cm, Cf) 235 U → A +A + 2, 5 n 1 1 2 0 c) Циклотроны (используются ускоренные ионы H, D, He). Реакция пороговая по энергии. Возникает сопутствующее γ -излучение. d) Ядерные реакторы: реакции (α n), (γ n), (d n) z XA +2 He 4 →z+2 XA+3 + on 1 +Q

> Характеристики изотопных (α, n) - источников Источник  Т 1/2  Выход Характеристики изотопных (α, n) - источников Источник Т 1/2 Выход Число γ- Средняя Макси- нейтронов* квантов энергия, мальная 106 на 1 Мэ. В энергия, [0 n 1/Кюри*c] нейтрон Мэ. В Ra-Be 1620 17 5*103 4, 6 12, 2 лет Po-Be 138 1, 6 -3, 0 ~ 1 5, 3 10, 9 суток Pu-Be 24360 1, 7 ~ 1 4, 5 10, 7 лет

>  Основные дозиметрические характеристики  • Система дозиметрических величин формируется как  результат Основные дозиметрические характеристики • Система дозиметрических величин формируется как результат развития радиобиологии, дозиметрии и радиационной безопасности. • Важную роль в унификации этих систем играет Международная комиссия по радиологической защите (МКРЗ) – независимая организация, объединяющая экспертов в области биологического действия излучения, дозиметрии и радиационной безопасности и Международная комиссия по радиационным единицам измерения (МКРЕ) – независимая организация, объединяющая экспертов в области радиационных измерений, дозиметрии и радиационной безопасности.

> Современная система дозиметрических величин       ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЕ ВЕЛИЧИНЫ Современная система дозиметрических величин ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЕ ВЕЛИЧИНЫ Величины, Непосредственно являющиеся мерой определяемые в воздействия ущерба (вреда) от измерениях ионизирующего воздействия величины, излучения на предназначенные для вещество человека при оценки нормируемых радиационном величин нормировании ФИЗИЧЕСКИЕ НОРМИРУЕМЫЕ ОПЕРАЦИОННЫЕ ВЕЛИЧИНЫ ВЕЛИЧИНЫ Поглощенная Эквивалентная доза Амбиентный доза D, Н эквивалент дозы Н*(d), Индивидуальный Керма K, Эффективная эквивалент дозы Нp(d), Экспозиционная доза Е Направленный доза Х, эквивалент дозы Флюенс Ф Н’(d, Ω)

>  Основные дозиметрические характеристики Дозиметрические характеристики поля излучения • Поле излучения – это Основные дозиметрические характеристики Дозиметрические характеристики поля излучения • Поле излучения – это пространственно временное распределение излучения в рассматриваемой среде r(x, y, z, t). Информация о поле частиц задается распределением частиц во времени, пространстве и по энергии. • Для полного представления о поле излучения необходимо указать, сколько частиц, с какой энергией приходит в любую точку пространства в каждый момент времени. • Обычно поле излучения задается в потоковых величинах.

>  Потоковые характеристики поля ИИ Характеристика   Частицы ИИ   Энергия Потоковые характеристики поля ИИ Характеристика Частицы ИИ Энергия ИИ Поток F=d. N/dt, [с-1] Fw=d. W/dt, [Дж/с=Вт] (мощность источника) Флюенс Φ=d. N/d. S [m-2] Фw=d. W/d. S, [Дж/м 2] (поток энергии) Плотность потока φ=d. Ф/dt=∂2 N/dtd. S, φw =d. W/dt= [c-1 м-2] ∂2 W/dtd. S, [Вт м-2] (плотность потока энергии) Интенсивность за J=E* φw интервал времени t 0 Ф= 0 ∫t 0 φ(t)dt

> Основные дозиметрические характеристики  Доза поглощенная – отношение средней энергии d. Е, которая Основные дозиметрические характеристики Доза поглощенная – отношение средней энергии d. Е, которая передана ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме к массе dm вещества в этом объеме D = d. Е/dm. Единица измерения в системе СИ – 1 Грэй, [Гр], 1 Грей = 1 Дж/кг. Внесистемная единица – 1 рад (аббревиатура от английского - radiation absorbed dose), 1 Рад = 100 Эрг/г → 1 Гр = 100 рад.

>  Основные дозиметрические характеристики • Керма (аббревиатура от англ. – kinetic energy released Основные дозиметрические характеристики • Керма (аббревиатура от англ. – kinetic energy released into material) – отношение суммы кинетических энергий d. EK всех заряженных частиц, образованных под влиянием косвенно ионизирующего излучения в элементарном объеме вещества, к массе dm вещества в этом объеме K = d. EK/dm. Единица измерения кермы – 1 Грэй (Гр). • Керма характеризуется кинетической энергией образованных в материале заряженных частиц, в том числе и той ее частью, которая расходуется затем на тормозное излучение. Таким образом, керма для пучка фотонного излучения может быть представлена в виде суммы двух членов: К = КИ+В + КТ , • где КИ+В – компонента кермы, обусловленная кинетической энергией заряженных частиц, затраченной на ионизацию и возбуждение при взаимодействии частиц с атомами среды; • КТ - компонента кермы, обусловленная кинетической энергией заряженных частиц, затраченной на тормозное излучение (радиационные потери). Доля радиационных потерь К / КТ ~ 2%. Поэтому значение кермы отличается от поглощенной дозы только на радиационные потери, которые для фотонного излучения не превышают 2%.

> Основные дозиметрические характеристики • Экспозиционная доза – количественная характеристика поля  излучения, основанная Основные дозиметрические характеристики • Экспозиционная доза – количественная характеристика поля излучения, основанная на величине ионизации сухого воздуха при нормальном атмосферном давлении, представляет собой отношение суммарного заряда d. Q всех ионов одного знака, созданных в воздухе, к массе объема воздуха dm X= d. Q/dm Единица экспозиционной дозы в СИ: кулон на килограмм (Кл/кг), внесистемная единица: рентген (Р). Рентген фотонного излучения, проходящий через 1 см 3 сухого воздуха, создает ионы, несущие одну электростатическую единицу заряда каждого знака, при нормальных условиях: температуре 0 ºC и давлении 760 мм рт. ст. 1 Р соответствует поглощенная доза 0, 873 рад в воздухе или 0, 95 рад в биологической ткани. Поэтому с погрешностью до 5% экспозиционную дозу в рентгенах и поглощенную дозу в ткани в радах можно считать совпадающими.

> Основные дозиметрические характеристики • Линейная передача энергии (ЛПЭ) - отношение энергии d. E, Основные дозиметрические характеристики • Линейная передача энергии (ЛПЭ) - отношение энергии d. E, переданной среде движущейся заряженной частицей, при перемещении ее на единицу длины: L=d. E/dl • Единицы измерения: Дж/м, кэ. В/мкм. • Поглощенная доза сама по себе не определяет радиационный эффект в биологической ткани, который зависит от сорта излучения. Для разных видов излучения биологический эффект при одинаковой поглощенной дозе, оказывается различным. • Для сравнения биологических эффектов, производимых одинаковой поглощенной дозой различных видов излучения, в Нормах радиационной безопасности (НРБ-99) используют понятие взвешивающего коэффициента для отдельных видов излучений - WR.

>  Взвешивающий коэффициент для отдельных видов    излучений WR.  Вид Взвешивающий коэффициент для отдельных видов излучений WR. Вид излучения Взвешивающий коэффициент для излучений WR. Фотоны любых энергий 1 Электроны и мюоны любых 1 энергий Нейтроны с энергией менее 10 кэ. В 5 от 10 кэ. В до 100 кэ. В 10 от 100 кэ. В до 2 Мэ. В 20 от 2 Мэ. В до 20 Мэ. В 10 более 20 Мэ. В 5 Протоны с энергией более 2 Мэ. В 5 Альфа-частицы 20 Осколки деления, тяжелые ядра 20

>  Основные дозиметрические характеристики • Эквивалентная доза - произведение поглощенной дозы в биологической Основные дозиметрические характеристики • Эквивалентная доза - произведение поглощенной дозы в биологической ткани DT на соответствующий взвешивающий коэффициент излучения WR, вводится для оценки радиационной опасности облучения человека в поле ионизирующего излучения. HT, R = WR × DT. где T - вид ткани или орган; R - вид излучения. В системе СИ единица эквивалентной дозы - 1 Зиверт (Зв). • Зиверт - единица измерения эквивалентной дозы любого вида излучения в биологической ткани, которая создает такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1 Гр образцового рентгеновского или γ -излучения. • Внесистемная единица эквивалентной дозы 1 бэр (биологический эквивалент рада). • Бэр - единица измерения эквивалентной дозы любого вида излучения в биологической ткани, которая создает такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1 рад образцового рентгеновского или γ - излучения. Таким образом, 1 бэр = 0, 01 Зв. • Эквивалентная доза используется для всех видов излучений при поглощенной дозе меньшей 0, 25 Гр, т. е. исключая аварийную дозиметрию.

> Основные дозиметрические характеристики • Доза эффективная (Е) - величина, используемая как  мера Основные дозиметрические характеристики • Доза эффективная (Е) - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты: E = Σ WT × HTR = Σ WT × WR × DT, т • где НТR- эквивалентная доза в органе или ткани Т, • WT взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т. Единица эффективной дозы 1 зиверт (Зв).

> Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной дозы (WT) с учетом Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной дозы (WT) с учетом их радиочувствительности Гонады 0, 20 Костный мозг (красный) 0, 12 Толстый кишечник 0, 12 Легкие 0, 12 Желудок 0, 12 Мочевой пузырь 0, 05 Грудная железа 0, 05 Печень 0, 05 Пищевод 0, 05 Щитовидная железа 0, 05 Кожа 0, 01 Клетки костных поверхностей 0, 01 Остальное 0, 05

>  Основные дозиметрические характеристики  • Коллективная эквивалентная доза - мера  коллективного Основные дозиметрические характеристики • Коллективная эквивалентная доза - мера коллективного риска стохастических (вероятностных) эффектов облучения персонала или населения, оценка дозовой нагрузки на коллектив, она не характеризует уровень облучения, а оценивает радиационный риск n Нs = Σ Hi Ni [человеко-зиверт] • Hi - средняя эквивалентная доза на i-группу людей; • Ni – число людей в i-группе; • n – число групп людей.

>    Пример пересчета дозовых единиц  • Дозиметр показывает мощность экспозиционной Пример пересчета дозовых единиц • Дозиметр показывает мощность экспозиционной дозы гамма-излучения d. X/dt = 10 мк. Р/час = 10 -5 Р/час. • Каково значение мощности эквивалентной дозы? • 1 Р соответствует поглощенная доза 0, 873 рад в воздухе или 0, 95 рад в биологической ткани, 100 рад = 1 Грей Эквивалентная доза HT, R = WR × DT. где T - вид ткани или орган; R - вид излучения Тогда HT, R = 1*0, 87*10 -2 Гр или d. H/dt = 1*0, 87*10 -2*10 -5 = 0, 87*10 -7 Зв/час ≈ 0, 1 мк. Зв/час. То есть показания прибора нужно разделить приблизительно на 100! Но ставить не знак равенства доз, а знак соответствия!

>  Современная система дозиметрических величин     ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЕ ВЕЛИЧИНЫ  Величины, Современная система дозиметрических величин ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЕ ВЕЛИЧИНЫ Величины, Непосредственно являющиеся мерой определяемые в воздействия ущерба (вреда) от измерениях ионизирующего воздействия величины, излучения на предназначенные для вещество человека при оценки нормируемых радиационном величин нормировании ФИЗИЧЕСКИЕ НОРМИРУЕМЫЕ ОПЕРАЦИОННЫЕ ВЕЛИЧИНЫ ВЕЛИЧИНЫ Поглощенная Эквивалентная доза Амбиентный доза D, Н эквивалент дозы Н*(d), Индивидуальный Керма K, Эффективная эквивалент дозы Нp(d), Экспозиционная доза Е Направленный доза Х, эквивалент дозы Флюенс Ф Н’(d, Ω)

>  Основные дозиметрические характеристики  •  Операционная величина - амбиентный эквивалент дозы Основные дозиметрические характеристики • Операционная величина - амбиентный эквивалент дозы Н*(d). • Это эквивалент дозы, создаваемый в шаре из тканеэквивалентного вещества диаметром 30 см и плотностью 1 г/см 2 внешним излучением. Шар является фантомом, «моделирующим человека» . Амбиентный эквивалент дозы измеряется в шаре на глубине d=10 мм в Зивертах. Если есть прибор, измеряющий мощность амбиентного эквивалента дозы, то его показания, умноженные на время пребывания человека в месте измерения этим прибором, дадут оценку значения эффективной дозы, которое получит человек в течение этого времени. • Для слабо проникающего излучения, например ниэкоэнергетического рентгеновского излучения или бета-излучения, глубина d = 0, 07 мм, если хотят определить эквивалентную дозу в базальном слое кожи и сравнить с соответствующим пределом, либо равной 3 мм, когда хотят оценить лучевую нагрузку на хрусталик глаза.

>   Активность радионуклида •  Для описания количественных характеристик радионуклидов важно знать Активность радионуклида • Для описания количественных характеристик радионуклидов важно знать не их массу, а активность. • Активность радионуклида в источнике (А) - отношение числа спонтанных (самопроизвольных) ядерных превращений в источнике (d. N) за единицу времени (dt): A = d. N/dt • Единица активности в системе СИ - 1 Беккерель (Бк) = 1 распад/с. Внесистемная единица - Кюри (Ки) = 3, 7*1010 Бк. • Число радиоактивных ядер N(t) данного изотопа уменьшается со временем по закону радиоактивного распада: N(t) = N 0 exp (-λ × t) = N 0 exp (- 0. 693 × t /T 1/2), A(t) = A 0 exp (-λ × t) = A 0 exp (- 0. 693 × t /T 1/2), • где N 0, A 0 - число радиоактивных ядер или активность в момент времени t = 0; • Т 1/2 - период полураспада - время, в течение которого распадается половина радиоактивных ядер; • λ = d. N/Ndt – постоянная распада - доля ядер, распавшихся в единицу времени. λ = ln 2/ T 1/2.

>   Активность радионуклида •  Гамма-эквивалент:  m [мг-эквивалент радия] = A Активность радионуклида • Гамма-эквивалент: m [мг-эквивалент радия] = A [m. Ku] * Гх / Гх. Ra где Гх – ионизационная гамма-постоянная нуклида [P*cм 2/час*мкюри] Гх. Ra – ионизационная гамма-постоянная радия = 8, 25 [P*cм 2/час*мкюри] • Связь массы m радионуклида и активности А: m = 2. 4· 10 -24 ×M ×T 1/2 × A, где М - массовое число (атомная масса) радионуклида, А - активность в Беккерелях, T 1/2 - период полураспада в секундах, масса - в граммах. Пример: Активность 131 J, выброшенного в результате Чернобыльской аварии А=7, 3 МКюри. Т 1/2 = 8 суток. M=60 г. Предельно-допустимая концентрация для лиц категории Б ПКБ= 5, 6*10 -3 Бк/л. Этого достаточно, чтобы загрязнить 20 км 3 воздуха. Если принять высоту слоя воздуха h=10 м, то площадь зараженной территории составит 2000 км 2.

>  Расчет мощности экспозиционной дозы по заданной    активности гамма-источника Расчет мощности экспозиционной дозы по заданной активности гамма-источника d. X/dt = A*Гx/r 2 [Рентген/час] • X – экспозиционная доза, [P] • A – активность источника [м. Кюри] • Гx – ионизационная гамма-постоянная источника [P*cм 2/час*м. Кюри] – из справочника • r – расстояние источник - детектор [см]

> Основные методы дозиметрии • Поглощенная доза: Dпогл=d. E/dm  • напрямую не может Основные методы дозиметрии • Поглощенная доза: Dпогл=d. E/dm • напрямую не может быть измерена, а измеряется только косвенным путем - через величину производимого эффекта в материале, в котором поглощается энергия ИИ.

> Рабочее  Физический эффект, метод    Измеряемый параметр  тело Газ Рабочее Физический эффект, метод Измеряемый параметр тело Газ Ионизация Ток Сцинтилляционный Ток, скорость счета импульсов Жидкость Сцинтилляционный Ток ФЭУ, скорость счета импульсов ФЭУ Химические превращения Оптическая плотность (изменение валентности) Нагрев (калориметрический) Изменение температуры Люминесцентный Ток ФЭУ Твердое Сцинтилляционный Ток ФЭУ, скорость счета импульсов тело ФЭУ Нагрев (калориметрический) Изменение температуры Изменение проводимости Удельная проводимость Люминесцентный: Ток ФЭУ, скорость счета импульсов -радиофотолюминесцентный ФЭУ -деградация люминесценции под действием излучения - термолюминесцентный Окрашивание Оптическая плотность Фотографический Оптическая плотность Создание электронно-дырочных Импульс напряжения пар – полупроводниковые детекторы g-фактор, амплитуда сигнала ЭПР Электронно-парамагнитный резонанс Число треков Появление треков

>   Сравнительные характеристики дозиметров, применяемых  в практической работе с источниками ионизирующих Сравнительные характеристики дозиметров, применяемых в практической работе с источниками ионизирующих излучений Тип дозиметра Измеряемая Вид регистрируемого Диапазон характеристика излучения измеряемых доз Пленочный* Оптическая Х, гамма, бета 0, 05 м. Гр- 10 Гр плотность Тепл. нейтроны 0, 2 м. Зв-0, 5 Зв Быстрые нейтроны 0, 2 м. Зв-0, 2 Зв Термолюми- Ток ФЭУ Х, гамма 0, 01 м. Гр- 1000 Гр несцентный* Нейтроны быстрые, промеж. , тепловые Радиофото- Ток ФЭУ Х, гамма 0, 2 м. Гр- 10 Гр люминесцентный* Тепл. нейтроны 0, 1 м. Зв - 2 Зв Трековый* Число треков Нейтроны тепловые, 0, 01 м. Зв -100 Зв быстрые, промеж. 1 м. Зв - 1000 Зв Ионизационная камера Ионизационный ток, Х, гамма 0, 2 м. Гр- 2 м. Гр (карманная)* изменение заряда Тепл. нейтроны Быстрые нейтроны Химический* Оптическая Х, гамма 20 – 107 Гр плотность На основе окрашивания Оптическая Х, гамма стекол и пластиков плотность Тепл. нейтроны 50 – 105 Гр Быстрые нейтроны На основе деградации Ток ФЭУ Х, гамма 103– 107 Гр люминесценции Тепл. нейтроны Быстрые нейтроны

> Основная погрешность дозиметрических приборов – энергетическая зависимость чувствительности – зависимость показаний дозиметров от Основная погрешность дозиметрических приборов – энергетическая зависимость чувствительности – зависимость показаний дозиметров от энергии регистрируемого излучения: например, зависимость d. H/d. T = f(Eγ) – «ход с жесткостью» .

>     ДОЗИМЕТР-РАДИОМЕТР ДРБП-03   • Энергетический диапазон измеряемого ДОЗИМЕТР-РАДИОМЕТР ДРБП-03 • Энергетический диапазон измеряемого излучения от 0. 05 до 3. 0 Мэ. В • Основная погрешность для штатного режима не более ± 15 %