Источники ионизирующих излучений Ионизирующее излучение (ИИ) – излучение,

Скачать презентацию Источники ионизирующих излучений Ионизирующее излучение (ИИ) – излучение, Скачать презентацию Источники ионизирующих излучений Ионизирующее излучение (ИИ) – излучение,

2-2-istochniki+edinicy_dozy.ppt

  • Количество слайдов: 35

>Источники ионизирующих излучений Ионизирующее излучение (ИИ) – излучение, взаимодействие которого со средой приводит к 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 распад: 88Ra226 → 2He4 + Ионизирующие излучения и их источники 1. α – радиоактивный распад: 88Ra226 → 2He4 + 86Rn222 α – частица – дважды ионизованный атом гелия: 2He4 – 2e- = (2He4)-- Eα = 2-9 МэВ – монохроматическое! 2. β – распад: 38Sr90 → 39Y90 + β- Cпектр β-излучения – непрерывный от 0 до Eβmax сопровождается вылетом нейтрино (m=0.002me). 3. γ – нуклиды: Сo60, Cs137…… Всегда сопутствует β – излучение. Чистых гамма-нуклидов нет (кроме 3He)! Ядерные реакции: 4Be9 (p γ) 5B10 Eγ = 7 МэВ

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

>Ионизирующие излучения и их источники 4. Радиационный захват: 48Сd113(nтеплγ)48Cd114 (Eγ=7.3 МэВ) Реакция лежит в Ионизирующие излучения и их источники 4. Радиационный захват: 48Сd113(nтеплγ)48Cd114 (Eγ=7.3 МэВ) Реакция лежит в основе построения защиты от нейтронов 5. Позитронный β-распад: 7N14→ 6C13 + β+ (позитрон) 6. Гамма-излучение в результате распада продуктов активации: 11Na23 + 0n1тепл → 11Na24 → β- + γ1 (2.7 МэВ)+ γ2(1.4МэВ) 10Ne24

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

>Шкала электромагнитных волн Шкала электромагнитных волн

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

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

>Источники нейтронов     а) Изотопные (Ra-Be, Pu-Be, Po-Be)   Источники нейтронов а) Изотопные (Ra-Be, Pu-Be, Po-Be) α-излучатель+легкий материал; b) Изотопы - делящиеся материалы (Th, U, Np, Pu, Cm, Cf) 235U → A1 +A2 + 2,5 0n1 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) zXA +2He4 →z+2XA+3 + on1 +Q

>Характеристики изотопных (α,n) - источников Характеристики изотопных (α,n) - источников

>Основные дозиметрические характеристики Система дозиметрических величин формируется как результат развития радиобиологии, дозиметрии и радиационной 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 Современная система дозиметрических величин

>Основные дозиметрические характеристики      Дозиметрические характеристики поля излучения Поле излучения 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 Потоковые характеристики поля ИИ

>Основные дозиметрические характеристики Доза поглощенная  – отношение средней энергии dЕ, которая передана ионизирующим Основные дозиметрические характеристики Доза поглощенная – отношение средней энергии dЕ, которая передана ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме к массе dm вещества в этом объеме D = dЕ/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 into material) – Основные дозиметрические характеристики Керма (аббревиатура от англ. – kinetic energy released into material) – отношение суммы кинетических энергий dEK всех заряженных частиц, образованных под влиянием косвенно ионизирующего излучения в элементарном объеме вещества, к массе dm вещества в этом объеме K = dEK/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 на величине ионизации Основные дозиметрические характеристики Экспозиционная доза – количественная характеристика поля излучения, основанная на величине ионизации сухого воздуха при нормальном атмосферном давлении, представляет собой отношение суммарного заряда dQ всех ионов одного знака, созданных в воздухе, к массе объема воздуха dm X= dQ/dm Единица экспозиционной дозы в СИ: кулон на килограмм (Кл/кг), внесистемная единица: рентген (Р). Рентген фотонного излучения, проходящий через 1 см3 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 dE, переданной среде движущейся Основные дозиметрические характеристики Линейная передача энергии (ЛПЭ) - отношение энергии dE, переданной среде движущейся заряженной частицей, при перемещении ее на единицу длины: L=dE/dl Единицы измерения: Дж/м, кэВ/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.