Дозиметрия ионизирующих излучений

Приборы для обнаружения ионизирующих излучений. Дозиметрия ионизирующих излучений Наконец, с легкостью поделитесь или сохраните снимок экрана Lenovo.

Дозиметрия ионизирующих излучений

В любом медицинском учреждении, где проводятся рентгенодиагностика и лучевая терапия, обязательны к неукоснительному соблюдению все нормативы радиационной безопасности. В их числе осуществление во время облучения корректного учёта поглощаемой пациентами и медперсоналом энергии излучения.

Дозиметрия ионизирующих излучений предполагает проведение регулярных замеров мощности дозы радиационного фона используемых в учреждении рентген-аппаратов, а также: стен и перекрытий здания, воздуха в помещении и за его пределами, почвы и воды в ближайших окрестностях.

Основные понятия клинической дозиметрии

Для точного определения количественных показателей ионизирующего излучения в научный обиход было введено такое понятие, как «доза». Оно подразумевает соотношение объёма или массы облучаемого вещества и энергии излучения.

Количественный процесс распада атомов в течение одной временной единицы определяется активностью радиоактивного вещества. При обозначении уровня активности в интернациональной системе используется общепринятая единица – Беккерель. Его характеристика – 1 распад в течение 1-й секунды. Внесистемный аналог Беккереля – Кюри. Предполагает 3,7.1010 распадов за идентичную единицу времени.

Классификация доз излучения

Существует несколько разновидностей доз излучения. Для каждой из них характерны особые условия замера и свои сферы применения. Основные разновидности:

1. Экспозиционная. Её измерение осуществляется в сухом воздушном пространстве. Важное условие для получения корректных данных – отсутствие рассеивающих тел. Доза наиболее ярко выражает стабильность основных параметров и мощность источника излучения. Возможно применение дозы исключительно по отношению к ионизирующему излучению при максимальной энергии до 3-х МэВ. Внесистемная единица измерения – Рентген, системная – Кулон;
2. Поглощенная. Применяется в качестве количественного показателя влияния ИИ на подвергшиеся облучению части тела. Определяющий фактор доли – величина энергии, принятой во время облучения одной единицей массы облучаемой ткани. Область применения – все типы ионизирующих излучений. Системная единица измерения – Грей, внесистемная – Рад;
3. Эквивалентная. Понятие введено для сопоставления оказанных биологических действий на облучаемую часть тела разными типами ионизирующих излучений с равной поглощенной дозой. За основу при сравнении принято считать эффект фотонного излучения с базовым уровнем энергии в 200 кэВ. Применяется главным образом с целью определения степени радиационной опасности. Внесистемная единица измерения – Бэр, системная – Зиверт.

В современной медицине при проведении дозиметрического замера мощности ионизирующего излучения принято использовать системные единицы измерения. Но поскольку внесистемные единицы измерения активно применялись на протяжении достаточно долгого времени, с их использованием было выпущено большое количество тематической литературы и дозиметрических приборов. Поэтому актуальным остаётся навык соотношения обеих типов единиц.

Способы дозиметрии ионизирующих излучений

Ионизирующее излучение невозможно определить по запаху, на вкус или благодаря иным человеческим рецепторам. Для фиксации наличия излучения, а также определения его качественных и количественных характеристик, необходимо обеспечить плотное взаимодействия ИИ с облучаемым веществом. Фиксация полученных эффектов достигается с помощью дозиметра.

Дозиметры позволяют определить мощность дозы ионизирующего излучения, а также инициализировать химические, фотографические, сцинтилляционные, ионизационные и другие эффекты, возникающие вследствие взаимодействия ионизирующего излучения с облучаемым веществом. Они бывают трёх типов:

1. Индивидуальные. Предназначены для проведения регулярного мониторинга сотрудниками медицинских учреждений мощности поглощаемой ими дозы ионизирующего излучения;
2. Клинические. Позволяют осуществить измерение уровня ионизирующего излучения в рабочем пучке. Применяются во время подготовки и проведения лучевой терапии;
3. Дозиметры контроля защиты. Предназначены для оценки мощности дозы рассеянных лучей источника ионизирующего излучения. Мониторинг производится на постоянных рабочих местах медперсонала.

Применяемые в международной практике способы дозиметрии ионизирующих излучений бывают следующих типов:

1. Биологический. В его основе лежит оценка получаемой реакции ткани во время облучения. Имеет три ориентировочных дозы: эпиляционную, эритемную и летальную. Основное применение способа дозиметрии – экспериментальная радиобиология;
2. Физический. Во время ионизирующего излучения происходит ионизация облучаемого вещества, вследствие чего наблюдается образование электропроводящей среды из электрического нейтрального газа;
3. Химический. При облучении определённых веществ происходит фиксация необратимой химической реакции. Подразделяется на две разновидности: фотографическую и радиохимическую.

Цель проведения регулярных дозиметрических измерений

Плановые дозиметрические мероприятия проводятся для предотвращения возможности получения сотрудниками медицинского учреждения критической дозы облучения. В первую очередь регулярный мониторинг поглощенной дозы облучения распространяется на медперсонал группы А, представители которой осуществляют ежедневный контакт с источником радиационного излучения.

Также осуществление дозиметрического контроля за радиационным фоном в основных рабочих помещениях медицинского учреждения и смежных с ним территориях позволяет защитить пациентов клиники и обитающих в её окрестностях жителей от необоснованного радиационного облучения. При выявлении повышенных рисков возникновения внештатных ситуаций – дает возможность принять превентивные меры по их устранению.

Фотографии

Что такое дозиметр

Дозиметр – прибор для измерения кермы фотонного излучения, экспозиционной и поглощенной дозы, эквивалента дозы нейтронного, фотонного излучений, мощности этих величин. Основная задача его использования – определение дозы ионизирующего излучения. Процесс измерения называется дозиметрией. Оборудование такого типа применяется, чтобы оперативно измерять уровень радиации вручную или выступать в качестве предупреждающих индикаторов радиоактивной опасности.

На основе показаний бытового дозиметра оценивается уровень тяжести лучевого поражения, которое было получено человеком во время пребывания в зоне облучения. Индивидуальные приборы регистрируют и сохраняют данные о полученной дозе обучения за продолжительные временные периоды.

Существует множество разновидностей дозиметров, которые различаются конструкционными особенностями, техническими характеристиками, количество измеряемых типов радиации (α, β, γ), нейронное, рентгеновское излучение. Универсальные в использовании приборы имеют сложную конструкцию, высокую стоимость, являются профессиональными. Индивидуальные модели рассчитаны на измерение β, γ-излучения, реже – α. Бытовые устройства имеют небольшой диапазон измеряемых величин.

Из чего состоит дозиметр?

Бытовые модели включают в себя несколько основных конструкционных элементов. Из чего состоит прибор?

• Детектор частиц (также его принято называть ионизационной камерой). Датчик часто монтируется в едином блоке с регистрирующим, преобразующим устройствами. Детекторы работают в одном из двух режимов: подсчет отдельных частиц, которые через него проходят, или определение регистрируемой дозы (поглощенной за определенный временной промежуток).
• Регистрирующее устройство. Представлено в виде совокупности элементов средства измерений, регистрирующих значений измеряемых величин.
• Питающее устройство. Необходимо для приложения разности потенциалов на электроды. Обеспечивает питание электрической энергией всех энергозависимых элементов прибора.
• Преобразующее устройство. Преобразует первичный эффект излучения в электроимпульсы.

Предназначение

Индивидуальные дозиметры – приборы, которые измеряют дозу ионизирующего излучения или ее мощность. Бытовые модели предназначены для измерения эквивалентной дозы или ее мощности, созданной гамма и рентгеновским излучением. Применение устройств такого типа актуально для зон с высоким радиационным фоном или возле объектов высокого риска выбросов радиоактивности в окружающую среду.

Работа любого дозиметра базируется на задействовании детектора ионизирующего излучения. Датчики такого типа могут быть различными:

• полупроводниковые;
• сцинтилляционные;
• ионизационные камеры;
• счетчик Гейгера.

Вне зависимости от типа детектора, суть функционирования прибора заключается в преобразовании импульса кванта изучения, который передается веществу датчика, в электросигнал и последующего его перерасчета в единицы эквивалентной дозы. Дозиметры, будучи средствами измерений ионизирующих излучений, разделяют на следующие категории:

• измерители мощности дозы, ее изменения, что позволяет дать оценку радиоактивной обстановки на местности;
• комбинированные устройства (измеряют дозу и ее мощность);
• измерители дозы (рассчитаны на измерение поглощенной дозы в облучаемых объектах).

При использовании бытовых дозиметров, вне зависимости от типа детектора, для точного измерения дозы ионизирующего излучения требуется определенное время.

Как работает радиационный дозиметр: принцип работы

Детектор прибора заполнен аргоном, к нему подано напряжение с двух электродов (в условиях устранения всех возможных скачков напряжения). В процессе прохождения бета-частиц через ионизационную камеру, которая заполнена газом под напряжением, он ионизируется, благодаря чему увеличиваются его токопроводящие характеристики. За счет этого формируется электроразряд, снижающий напряжение на электродах до нулевого уровня.

Затем ионизационная камера мгновенно восстанавливается, напряжение имеет номинальное значение, а детектор готов к обнаружению и приему новых бета-частиц. Скачки регистрируются микропроцессорной платой, которая преобразует их в цифровые показатели. Пользователь в современных устройствах может задать указанный временной промежуток, за который и будут высвечиваться полученные значения измерений.

В процессе регистрации рентгеновских лучей, гамма-излучения принцип работы дозиметра примерно аналогичный. Отличие заключает в том, что формирование электроразряда в детекторе прибора возникает за счет выбивания электронов рентгеновскими или гамма-фотонами из специальной пленки, расположенной на поверхности датчика. Степень эффективной дозы, мощность излучения за определенный временной промежуток регистрируется и устанавливается благодаря последовательному подсчету подобных импульсов (соответственно, каждой частицы, которая проходит через детектор). Полученные сведения обрабатываются электронной схемой и преобразуются в цифровой сигнал, выводимый на дисплей прибора.

Что показывает?

Бытовые автоматические дозиметры могут иметь разные варианты подсчета радиации. Исчисление ведется в следующих показателях:

• зиверты в час (Зв/ч);
• рентгены в час (Р/ч).

В современных устройствах чаще применяются сведения, которые зарегистрированы в микрозивертах, микрорентгенах (в зависимости от того, как работает прибор). При измерении радиации нормальное значение радиоактивного фона – около 0,2 мкЗв/ч (20 мкР/ч). Зиверты и рентгены находятся в соотношении 1 мкЗв = 100 мкР.

Виды ионизирующих излучений

Ионизирующее излучение – тип энергии, которая высвобождается атомами в виде электромагнитных частиц, волн. Радиоактивность – спонтанный распад атомов. Излишки энергии, которые возникают при этом – форма ионизирующего излучения. Нестабильные элементы, которые формируются при распаде и испускают ионизирующее излучение – радионуклиды. Выделяются следующие виды ионизирующего излучения:

• нейтронное;
• альфа;
• бета;
• гамма;
• рентгеновское.

Каждая разновидность ионизирующего излучения обладает персонализированными показателями проникающей способности и иными характеристиками, оказывающими воздействие на степень воздействия (соответственно, нуждающиеся в различных мерах по обеспечению безопасности здоровья людей).

Сферы применения

Дозиметр и радиометр – приборы, которые по-разному устроены и имеют различные принципы работы. Дозиметр применяется для определения дозы излучения, а радиометр используется для установления уровня активности радионуклида. Измерения могут проводиться в отношении различных веществ, независимо от их физического состояния. Поэтому контроль с помощью дозиметра выполняется над твердыми телами, жидкостями, газами, аэрозолями (независимо от того, какие формы принимает объект исследования)

Приборы имеют широкую область применения – их используют в любых местах и случаях, в которых нужно проконтролировать радиационную ситуацию. А также при наличии подозрений относительно того, что существует опасность радиационного заражения. Дозиметрами пользуются для исследования следующих объектов:

• антиквариат, предметы старины;
• бумажные деньги, монеты;
• стройматериалы;
• сооружения, железобетонные конструкции, различные дома и здания;
• земельные участки;
• продовольственные товары, корма для животных;
• грузы, почтовые отправления;
• драгоценности, ювелирные изделия;
• удобрения;
• транспортные средства разного типа и т. д.

Виды дозиметров по методу измерения

Если говорить кратко и простыми словами, то основной рабочим элементом любого дозиметра является детектор радиации. От его технических характеристик и типа зависит скорость и точность получаемых сведений. При воздействии гамма-, бета-, альфа-излучения в детекторе происходят скачки напряжения, преобразующиеся в цифровые данные. По типу датчика бывают следующие виды дозиметров:

• слюдяные счетчики Гейгера-Мюллера (устанавливаются в бытовые дозиметры, фиксируют бета- и альфа-частицы);
• газоразрядные (применяются в миниатюрных приборах, способны регистрировать гамма- и бета-излучения, но только критические показатели);
• термолюминесцентные лампы (часто встречаются в бытовых устройствах, призваны замерять накопленную дозу радиации);
• сцинтилляционные кристаллы (не используются для измерения альфа-излучения);
• пин-диоды (устройства с невысокой чувствительностью, показывающие только критические уровни).

Как пользоваться индивидуальным дозиметром?

Чтобы замерить радиационный фон разных предметов и объектов, необходимо действовать в определенной последовательности. Работа с дозиметром включает в себя следующие этапы:

1. Сначала делают следующее – измеряется радиационный фон на расстоянии нескольких метров от объекта в течение 30-60 секунд. Нормальный показатель при этом – около 10-20 мкР/ч. В помещениях радиационный фон выше, чем в уличных условиях.
2. Затем необходимо поднести индикатор радиоактивности к измеряемому объекту стороной, где установлен детектор (обычно на задней поверхности устройства).
3. После этого замеряется радиационный фон на расстоянии в 10-20 мм от предмета.
4. В завершении из полученных данных нужно вычесть измеренный ранее уровень радиационного фона окружающей среды.

Своевременная проверка предметов личного пользования, грузов, продуктов питания и других веществ позволяет уберечь человека от невидимой угрозы и ее опасных последствий.

Источники ионизирующих излучений — общие сведения

Ионизирующее излучение (ionizing radiation) – это поток элементарных частиц или квантов электромагнитного излучения, который создается при радиоактивном распаде, ядерных превращениях, торможении заряженных частиц в веществе, и прохождение которого через вещество приводит к ионизации и возбуждению атомов или молекул среды.

Ионизацию среды могут производить только заряженные частицы — электроны, протоны и другие элементарные частицы и ядра химических элементов. Процесс ионизации заключается в том, что заряженная частица, кинетическая энергия которых достаточна для ионизации атомов, при своем движении в среде взаимодействует с электрическим полем атомов и теряет часть своей энергии на выбивание электронов с электронных оболочек атомов. Нейтральные частицы и электромагнитное излучение не производят ионизацию, но ионизируют среду косвенно, через различные процессы передачи своей энергии среде с порождением вторичного излучения в виде заряженных частиц (электронов, протонов), которые и производят ионизацию среды.

Ионизирующие излучения разделяют на фотонные и корпускулярные.

Фотонное ионизирующее излучение — это все виды электромагнитного излучения, возникающее при изменении энергетического состояния атомных ядер, электронов атомов или аннигиляции частиц — ультрафиолетовое и характеристическое рентгеновское излучение, излучения, возникающие при радиоактивном распаде и других ядерных реакциях и при торможении заряженных частиц в электрическом или магнитном поле.

Корпускулярное ионизирующее излучение — потоки альфa- и бета-частиц, протонов, ускоренных ионов и электронов, нейтронов и др. Корпускулярное излучение потока заряженных частиц относится к классу непосредственно ионизирующего излучения. Корпускулярное излучение потока незаряженных частиц называют косвенно ионизирующим излучением.

Источник ионизирующего излучения (ionizing radiation source) — объект, содержащий радиоактивный материал (радионуклид), или техническое устройство, испускающее или способное в определенных условиях испускать ионизирующее излучение. Предназначен для получения (генерации, индуцирования) потока ионизирующих частиц с определенными свойствами.

Источники излучений применяются в таких приборах, как медицинские гамма- терапевтические аппараты, гамма-дефектоскопы, плотномеры, толщиномеры, нейтрализаторы статического электричества, радиоизотопные релейные приборы, измерители зольности угля, сигнализаторы обледенения, дозиметрическая аппаратура со встроенными источниками и т.п.

По физической основе генерации излучения разделяют радионуклидные источники на основе естественных и искусственных радиоактивных изотопов, и физико-технические источники (нейтронные и рентгеновские трубки, ускорители заряженных частиц и пр.).

Для радионуклидных источников различают открытые и закрытые источники излучения.

Открытый источник ионизирующего излучения (unsealed source) — при использовании которого возможно поступление содержащихся в нём радиоактивных веществ в окружающую среду.

Закрытый источник ионизирующего излучения (sealed source) — в котором радиоактивный материал заключён в оболочку (ампула или защитное покрытие), предотвращающую контакт персонала с радиоактивным материалом и его поступление в окружающую среду свыше допустимых уровней в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.

По видам излучения выделяют источники гамма-излучения, источники заряженных частиц и источники нейтронов. Для радионуклидных источников такое разделение не является абсолютным, т.к. при ядерных реакциях, индуцирующих излучение, основной вид излучения источника может сопровождаться существенным вкладом сопутствующих видов излучения.

По назначению выделяют калибровочные (образцовые), контрольные (рабочие) и промышленные (технологические) источники.

Промышленные источники излучения применяют в различных производственных процессах и установках производственного назначения (ядерные методы каротажа, бесконтактные методы контроля технологических процессов, методы анализа вещества, дефектоскопия и т.п.).

Контрольные источники используются для проверки и настройки ядерно-физических приборов и установок (спектрометров, радиометров, дозиметров и пр.) путем контроля за стабильностью и повторяемостью показаний приборов в определенной геометрии положения источника относительно детектора излучения.

Калибровочные источники используются при калибровке и метрологической поверке ядерно-физической аппаратуры.

Технические характеристики источников излучения:

1. 1. Вид излучения (для радионуклидных – основной по назначению).
2. 2. Геометрия источника (форма и размеры). Геометрически источники могут быть точечными и протяженными. Протяженные источники могут быть линейными, поверхностными или объемными.
3. 3. Активность (количество распадов в единицу времени) и ее распределение по источнику для радионуклидных источников. Мощность или плотность потока излучения для физико-технических источников.
4. 4. Энергетический состав. Энергетический спектр источников может быть моноэнергетическим (испускаются частицы одной фиксированной энергии), дискретным (испускаются моноэнергетические частицы нескольких энергий) или непрерывным (испускаются частицы разных энергий в пределах некоторого энергетического диапазона).
5. 5. Угловое распределение излучения. Среди многообразия угловых распределений излучений источников для решения большинства практических задач обычно задаются изотропное, косинусоидальное или мононаправленное.

ГОСТ Р 51873-2002 – Источники ионизирующего излучения радионуклидные закрытые. Общие технические требования. Введен в действие в 2003 г. Стандарт распространяется на закрытые радионуклидные источники альфа-, бета-, гамма-, рентгеновского и нейтронного излучений. Не распространяется на образцовые и контрольные источники, а также на источники, активность радионуклидов в которых не превышает минимально значимой, установленной «Нормами радиационной безопасности».

Согласно стандарту источники должны быть герметичными, с установленными классами прочности, допустимых климатических и механических воздействий по ГОСТ 25926 (но не ниже диапазона от -50 до +50 о С и влажности не менее 98% при +40 о С). Срок службы источника должен быть не менее:

• — двух периодов полураспада — для источников с периодом полураспада менее 0,5 года;
• — одного периода полураспада (но не менее 1 года) — с периодом полураспада от 0,5 до 5 лет;
• — 5 лет — для источников гамма- и нейтронного излучений с периодом полураспада 5 и более лет. Для источников альфа-, бета- и рентгеновского излучений с периодом полураспада 5 и более лет срок службы устанавливают в нормативном документе на конкретный тип источника.

Источники относятся к невосстанавливаемым промышленным изделиям и не подлежат ремонту. При сохранении радиационных параметров в пределах, удовлетворяющих пользователя, сохранении герметичности и отсутствии дефектов допускается продление срока эксплуатации источника. Порядок продления устанавливают органы государственного управления использованием атомной энергией.

Единицы измерения радиоактивности и доз облучения.

Мерой радиоактивности радионуклида является его активность, которая измеряется в Беккерелях (Бк). Один Бк равен 1 ядерному превращению в секунду. Несистемная единица — Кюри (Ки), активность 1 г радия (Ra). 1 Кюри = 3.7*10 10 Бк.

Доза ионизирующего излучения (radiation dose) — количество энергии ионизирующего излучения, которое воспринимается некоторой средой за определенный промежуток времени.

Поглощённая доза — энергия, поглощённая единицей массы облучаемого вещества. За единицу поглощённой дозы облучения принимается грей (Гр) = 1 джоуль на килограмм (Дж/кг).

Поглощённая доза различных видов излучения вызывает в единице массы биологической ткани различное биологическое действие. Эквивалентная доза равна произведению поглощённой дозы на средний коэффициент качества излучения по сравнению с гамма-излучением. Значения коэффициента: рентгеновское излучение, электроны, позитроны, бета-излучение -1, нейтроны тепловые – 3, протоны, нейтроны быстрые – 10, альфа-частицы и ядра отдачи – 20. В качестве единицы измерения эквивалентной дозы принят зиверт (Зв) — доза любого излучения, поглощённая 1 кг биологической ткани и приносящая такой же биологический вред, как и поглощённая доза фотонного излучения в 1 Гр. Внесистемная единица — бэр. 1 Зв = 100 бэр.

Экспозиционная доза (Д_эксп) служит для характеристики фотонного излучения и определяет меру ионизации воздуха под действием этих лучей. Она равна дозе излучения, при которой в 1 кг атмосферного воздуха возникают ионы, несущие заряд электричества в 1 кулон (Кл). Д_эксп = Кл/кг. Внесистемная единица — рентген (Р). 1 Р = 2,58 · 10 -4 Кл/кг.

Основные радионуклиды мониторинга среды. Ниже в таблице приведены краткие данные по ядерно-физическим характеристикам радионуклидов, содержание которых в окружающей среде, в строительных материалах, в рабочих и бытовых помещениях и, особенно, в пищевых продуктах сельского хозяйства может быть значимым по радиационной опасности для здоровья человека.

Особого внимания заслуживает Радон-222, продукт распада Ra-226. Он является инертным газом, и выделяется из любых сред и объектов (почвы, строительные материалы и пр.), которые практически всегда содержат уран и продукты его распада. Средняя концентрация радона на уровне земли вне помещений составляет 8 Бк/м 3 . Период полураспада радона составляет 3.824 суток, и он может накапливаться в закрытых и плохо вентилируемых помещениях.

Основную часть облучения население Земли получает от естественных источников радиации. Это природные радионуклиды и космические лучи. Полная доза, обусловленная естественными источниками радиации, составляет в среднем около 2,4 мЗв в год.

2. Источники заряженных частиц.

Известны десятки элементарных заряженных частиц, но время жизни большинства из них не превышает микросекунд. К элементарным заряженным частицам, участвующим в ядерных реакциях, относят бета-частицы (электроны и позитроны), протоны и альфа-частицы (ядра гелия 4 Не, заряд +2, масса 4).

Взаимодействие заряженных частиц с веществом. Заряженные частицы относятся к малопроникающим видам ионизирующего излучения. При своем движении в веществе они взаимодействуют с элект­рическими полями атомов среды. В результате взаимодей­ствия электроны атомов среды получает до­полнительную энергию и переходит на более удаленные от ядра энергетические уровни (процесс возбуждения) или совсем покидает атомы (процесс ионизации). При прохождении вблизи атомного ядра частицы испытывает торможение в его электрическом поле, которое сопровождается испусканием тормоз­ного гамма-излучения.

Длина пробега частицы в веществе зависит от ее заряда, массы, началь­ной кинетической энергии, и от свойств среды. Пробег увеличивается с возрастанием энер­гии частицы и уменьшением плотности среды. Массивные частицы обладают меньшими ско­ростями, чем легкие, взаимо­действуют с атомами более эффективно и быстрее теряют свою энергию.

Пробег бета-частиц в воздухе – до нескольких метров в зависимости от энергии. От потока бета-частиц с максималь­ной энергией 2 МэВ полностью защищает слой алюминия толщиной 3,5 мм, железа – 1,2 мм, свинца – 0,8 мм. Одежда поглощает до 50 % бета-частиц. При внешнем облучении организма на глубину более 1 мм проникает 20—25 % бета-частиц.

Альфа-частицы, имеющие большую массу, при столкновениях с электронами атомных обо­лочек испытывают очень небольшие отклонения от своего перво­начального направления и движутся почти прямолинейно. Про­беги альфа-частиц в веществе очень малы. Например, у альфа-частицы с энергией 4 МэВ длина пробега в воздухе примерно 2,5 см, в воде или в мягких тканях животных и человека — сотые доли миллиметра.

Источники бета-излучения.

Бета-излучение (beta radiation) – корпускулярное ионизирующее излучение, поток электронов или позитронов, возникающий при бета-распаде атомных ядер с выбросом из ядра электрона или позитрона со скоростью, близкой к скорости света.

Бета-распад радионуклидов сопровождается излучением нейтрино, при этом разделение энергия распада между электроном и нейтрино имеет случайный характер. Это приводит к тому, что энергетическое распределение излучаемых бета-частиц является непрерывным от 0 до определенной для каждого изотопа максимальной энергии Е_мах, мода распределения сдвинута в область низких энергий, а среднее значение энергии частиц порядка (0,25-0,45)Е_мах. Пример энергетического распределения бета-излучения приведен на рис. 1.

Рис 1. Пример распределения бета-излучения по энергии

Чем меньше период полураспада радионуклида, тем больше максимальная энергия излучаемых бета-частиц. Интервал значений Е_мах для различных радионуклидов простирается от десятка кэВ до десятка МэВ, но периоды полураспада нуклидов в последнем случае очень малы, что затрудняет их использование для технологических целей.

Характеристика проникающей способности излучения обычно дается по средней величине поглощения энергии излучения при прохождении излучения через слой вещества с поверхностной плотностью 1 г/см 2 . Поглощение энергии бета-частиц при прохождении через вещество составляет порядка 2 МэВ на 1 г/см 2 , и защита от излучения радионуклидных источников не представляет проблем. Слой свинца толщиной 1 мм практически полностью поглощает излучение с энергией до 2,5 МэВ.

Источники бета-излучения (дисковые и точечные) изготавливаются в тонкослойном варианте на специальных подложках, от материала которых существенно зависит коэффициент отражения бета-частиц от подложки (увеличивается с увеличением атомного номера материала, и может достигать десятков процентов для тяжелых металлов). Толщина активного слоя и наличие на активном слое защитного покрытия зависит от назначения источника и энергии излучения. При спектрометрических измерениях поглощение энергии частиц в активном слое и защитном покрытии не должно превышать 2-3%. Диапазон активности источников от 0,3 до 20 ГБк.

Мощные источники изготавливаются в виде герметических капсул из титана или нержавеющей стали, имеющих специальное выходное окно для бета-излучения. Так, изотопная установка «СИРИУС–3200» на смеси изотопов Sr-Y с активностью 3200 Ки обеспечивает выходную плотность потока электронов до 10 8 электр·см –2 ·с –1 .

В таблице 1 приведены наиболее распространенные радионуклидные источники бета-частиц.

Таблица 1. Радионуклидные источники бета-частиц.

Максимальная энергия, кэВ

Бета-распад для большинства радионуклидов сопровождается сильным гамма-излучением. Это объясняется тем, что конечное ядро распада образуется в возбужденном состоянии, энергия которого снимается испусканием гамма-квантов. Кроме того, при торможении бета-частиц в плотной среде возникает тормозное гамма-излучение, а перестройка электронной оболочки нового атома сопровождается появлением характеристического рентгеновского излучения.

Промышленные физико-технические источники заряженных частиц — ускорители электронов (микротроны, бетатроны линейные волновые ускорители) используются для получения высокоэнергетических потоков электронов (более 3-5 МэВ).

В отличие от изотопных источников с непрерывным спектром электронов, ускорители дают пучок электронов фиксированной энергии, причём поток и энергия электронов могут варьироваться в широких интервалах.

Рис 2. Ускоритель ЭЛВ-8 (Новосибирск)

В России используются промышленные ускорители серии ЭЛВ с энергией (0.2-2.5) МэВ, мощностью до 400 кВт, и серии ИЛУ с энергией (0.7-5) МэВ, мощностью до 50 кВт. Машины рассчитаны на непрерывную работу в промышленных условиях, снабжены разнообразными системами развертки пучка электронов для облучения различных продуктов. Они применяются для радиационно-химических технологий, используемых при производстве кабельной продукции с термостойкой изоляцией, полимерных труб горячего водоснабжения, термоусаживаемых труб, хладостойких полимеров, полимерных рулонных композитных материалов и т.п. Импульсный ускоритель РИУС-5 создает ток электронов в импульсах (0.02-2) мкс до 100 кА при энергии электронов до 14 МэВ. Малогабаритные импульсные бетатроны типа МИБ используются для радиографического контроля качества материалов и изделий в нестационарных условиях.

Источники альфа-излучения.

Альфа-излучение – это корпускулярное ионизирующее излучение, представляет собой поток альфа-частиц (ядер атомов гелия) с энергией до 10 МэВ, начальная скорость около 20 тыс. км/с. Эти частицы испускаются при распаде радионуклидов с большим атомным номером, в основном это трансурановые элементы с атомными номерами более 92. Их ионизирующая способность огромна, а проникающая способность незначительна. Длина пробега в воздухе составляет 3—11 см (примерно равна энергии частиц в МэВ), в жидких и твердых средах — сотые доли миллиметра. Слой вещества с поверхностной плотностью 0,01 г/см 2 полностью поглощает излучение с энергией до 10 МэВ. Внешнее альфа-излучение поглощается в роговом слое кожи человека.

В радионуклидных источниках альфа-излучения используется альфа-распад нестабильных ядер как естественных изотопов, так и тяжелых искусственных изотопов. Основной диапазон энергий альфа-частиц при распаде от 4 до 8 МэВ. Энергетическое распределение излучения дискретно и представлено альфа-частицами нескольких групп энергий. Выход альфа-частиц с максимальной энергией обычно максимален, ширина энергетических линий излучения очень мала. Для изготовления радионуклидных альфа-источников используются изотопы с максимальным выходом альфа-частиц и с минимальным сопутствующим гамма-излучением. Изготавливаются источники в тонкослойном варианте на металлических подложках.

Таблица 2. Радионуклидные источники альфа-частиц.

Энергии частиц, МэВ

Практически чистые альфа-излучатели (например, полоний-210) являются великолепными источниками энергии. Удельная мощность излучателя на базе Ро-210 составляет более 1200 Ватт на кубический сантиметр. Полоний-210 послужил в качестве обогревателя «Лунохода-2», поддерживая температурные условия, необходимые для работы аппаратуры. В качестве источников энергии полоний-210 широко задействован в качестве источников питания удалённых маяков. Применяется он также для удаления статического электричества на текстильных фабриках, ионизации воздуха для лучшего горения топлива в мартеновских печах, и даже для удаления пыли с фотоплёнок.

Выпускаются и низкоактивные источники, используемые в качестве эталонов излучения для калибровки радиометров, дозиметров и прочей измерительной аппаратуры. Образцовые источники альфа-излучения изготавливаются на базе изотопов уран-234 и 238, плутоний-239.

К физико-техническим источникам пучков ионов гелия, протонов или тяжелых ионов относится циклотрон. Это ускоритель протонов (или ионов), в котором частота ускоряющего электрического поля и магнитное поле постоянны во времени. Частицы движутся в циклотроне по плоской развертывающейся спирали. Максимальная энергия ускоренных протонов 20 МэВ.

3. Источники электромагнитного (фотонного) излучения.

Источники гамма-излучения.

Гамма-излучение (gamma radiation) — коротковолновое электромагнитное излучение с длиной волны менее 0,1 нм, которое возникает при распаде радиоактивных ядер, переходе ядер из возбужденного состояния в основное, при взаимодействии быстрых заряженных частиц с веществом, аннигиляции электронно-позитронных пар и при других превращениях элементарных частиц. В виду того, что ядра имеют только определенные разрешенные уровни энергетического состояния, спектр гамма-излучения дискретен и состоит, как правило, из нескольких групп энергий в диапазоне от нескольких кэВ до десятка МэВ. Для радионуклидов с большими атомными номерами количество энергетических групп гамма-квантов может достигать нескольких десятков, но они резко различаются по вероятности выхода и количество квантовых линий с наибольшим выходом обычно невелико.

Поток гамма-квантов обладает волновыми и корпускулярными свойствами и распространяется со скоростью света. Высокая проникающая способность гамма-излучения объясняется отсутствием электрического заряда и значительным запасом энергии. Интенсивность облучения гамма-лучами снижается обратно пропорционально квадрату расстояния от точечного источника.

Гамма-кванты взаимодействуют в основном с электронными оболочками атомов, передавая часть своей энергии электронам в процессе фотоэффекта и эффекта Комптона. При фотоэффекте фотон поглощается атомом среды с испусканием электрона, причем энергия фотона за вычетом энергии связи электрона в атоме передается освобожденному электрону. Вероятность фотоэффекта максимальна в области энергий квантов менее 200 кэВ, и быстро убывает с ростом энергии фотона. В случае эффекта Комптона на выбивание электрона с атомной оболочки расходуется только часть энергии фотона, а сам фотон изменяет направление движения. Комптоновское рассеяние преобладает в области энергий (0.2-5) МэВ и пропорционально атомному номеру среды. При энергии фотона выше 1,022 МэВ вблизи атомного ядра становится возможным образование пар электрон — позитрон, вероятность этого процесса увеличивается с ростом энергии фотона.

Пути пробега гамма-квантов в воздухе измеря­ются сотнями метров, в твердом веществе — десятками сантимет­ров. Проникающая способность гамма-излуче­ния увеличивается с ростом энергии гамма-квантов и умень­шается с увеличением плотности среды. Ослабление фотонного ионизирующего излучения слоем вещества происходит по экспоненциальному закону. Для энергии излучения 1 МэВ толщина слоя десятикратного ослабления составляет порядка 30 г/см 2 (2,5 см свинца, 4 см железа или 12-15 см бетона).

Радионуклидные источники гамма-квантов — естественные и искусственные бета-активные изотопы (таблица 3), дешевые и удобные в эксплуатации. При бета-распаде нуклидов ядро — продукт распада, образуется в возбужденном состоянии. Переход возбужденного ядра в основное состояние происходит с испусканием одного или нескольких следующих друг за другом гамма-квантов, снимающих энергию возбуждения. Радионуклидные источники представляют собой герметичные ампулы из нержавеющей стали или алюминия, заполненные активным изотопом. Энергия гамма-квантов радионуклидных источников не превышает 3 МэВ.

Таблица 3. Радионуклидные источники гамма-излучения.

120; 136; 265; (280; 400)

610; 640-1450; 1690; 2080

В настоящее время мощные источники гамма-излучения нашли применение в медицине (радиотерапия, стерилизация инструментов и материалов), в геологии и горной промышленности (плотнометрия, рудосортировка), в радиационной химии (радиационно-химическая модификация материалов, синтез полимеров), и во многих других отраслях промышленного производства и строительства (дефектоскопия, массометрия, толщинометрия материалов и многое другое).

В радиологических отделениях онкологических диспансеров эксплуатируются закрытые радионуклидные источники с суммарной активностью до 5*10 14 Бк. Переносные гамма-дефектоскопы типа «Гаммарид» и «Стапель-5М» на основе иридия-192 имеют источники с активностью от 85 до 120 Бк.

Физико-технические источники излучения представляют собой ускорители электронов, которые используются для генерации гамма-излучения. В этих ускорителях электронный поток разгоняется до энергий в несколько МэВ и направляется на мишень (цирконий, барий, висмут и др.), в которой возникает мощный поток гамма-квантов тормозного излучения с непрерывным спектром от нуля до максимальной энергии электронов.

Для создания мощных импульсных потоков тормозного гамма-излучения используются установки ЛИУ–10, ЛИУ–15, УИН–10, РИУС–5. Импульсный ускоритель РИУС-5 создает ток электронов в импульсах (0.02-2) мкс до 100 кА при энергии электронов до 14 МэВ, что позволяет создавать мощность дозы тормозного излучения до 10 13 Р/с со средней энергией гамма-квантов порядка 2 МэВ.

Малогабаритные импульсные бетатроны типа МИБ используются для радиографического контроля качества материалов и изделий в нестационарных условиях: на монтажных и строительных площадках, при контроле сварных соединений и запорной арматуры нефте- и газопроводов, контроле опор мостов и других ответственных строительных конструкций, а также контроле литья и сварных соединений больших толщин. Максимальная энергия тормозного излучения установок до 7.5 МэВ, максимальная толщина просвечивания материалов до 300 мм.

Источники рентгеновского излучения.

Рентгеновское излучение по своим физическим свойствам аналогично гамма-излучению, но природа его совсем другая. Это низкоэнергетическое (не более 100 кэВ) электромагнитное излучение. Оно возникает при возбуждении атомов элементов потоком электронов, альфа-частиц или гамма-квантов, при котором происходит выброс электронов с электронных оболочек атома. Восстановление электронных оболочек атома сопровождается излучением рентгеновских квантов и имеет линейчатый спектр энергий связи электронов с ядром на электронных оболочках.

Рентгеновское излучение сопровождает также бета-распад радионуклидов, при котором ядро элемента увеличивает свой заряд на +1, и происходит перестройка его электронной оболочки. Этот процесс позволяет создавать достаточно мощные и дешевые радионуклидные источники рентгеновского излучения (таблица 4). Естественно, что такие источники одновременно являются источниками определенного бета- и гамма-излучения. Для изготовления источников используются радионуклиды с минимальной энергией излучаемых бета-частиц и гамма-квантов.

Таблица 4. Радионуклидные источники квантов низких энергий.

Энергии излучения, кэВ

Защита от рентгеновского излучения существенно проще защиты от гамма-излучения. Слой свинца 1 мм обеспечивает десятикратное ослабление излучения с энергией 100 кэВ.

Физико-технические источники рентгеновского излучения — рентгеновские трубки, в которых под воздействием потока электронов, разогнанных до нескольких десятков кэВ, в мишени (аноде трубки) возбуждается излучение.

Рентгеновская трубка состоит из стеклянного вакуумного баллона с впаянными электродами – катодом, нагреваемым до высокой температуры, и анодом. Электроны, испускаемые катодом, ускоряются в пространстве между электродами сильным электрическим полем (до 500 кВ для мощных трубок) и бомбардируют анод. При ударе электронов об анод их кинетическая энергия частично преобразуется в энергию характеристического и тормозного излучения. КПД рентгеновских трубок обычно не превышает 3%. Поскольку большая часть кинетической энергии электронов превращается в тепло, анод выполняется из металла с высокой теплопроводностью, а на его поверхность (под 45 о к потоку электронов) в зоне фокусировки потока наносится мишень из материала с большим атомным номером, например вольфрама. Для мощных рентгеновских трубок применяется принудительное охлаждение анода (водой или специальным раствором). Удельная мощность, рассеиваемая анодом в современных трубках, от 10 до 10 4 Вт/мм 2 .

Рис 3. Спектр излучения рентгеновской трубки

Типовой спектр излучения рентгеновской трубки приведен на рис. 3. Он состоит из непрерывного спектра тормозного излучения электронного пучка и характеристических линий рентгеновского излучения (острые пики) при возбуждении внутренних электронных оболочек атомов мишени.

4. Источники нейтронов.

Нейтронное излучение — это поток нейтральных частиц, имеющих массу, примерно равную массе протона. Эти частицы вылетают из ядер атомов при некоторых ядерных реакциях, в частности, при реакциях деления ядер урана и плутония. Вследствие того, что нейтроны не имеют электрического заряда, нейтронное излучение взаимодействует только с атомными ядрами среды и обладает достаточно большой проникающей способностью. В зависимости от кинетической энергии (в сравнении со средней энергией теплового движения E_t ≈ 0.025 эВ) нейтроны условно подразделяют на тепловые (Е

E_t), медленные (E_t < E < 1 кэВ), промежуточные (1 < E < 500 кэВ) и быстрые (E > 500 кэВ).

Процесс ослабления нейтронного излучения при прохождении через вещество складывается из процессов замедления быстрых и промежуточных нейтронов, диффузии тепловых нейтронов и их захвата ядрами среды.

В процессах замедления быстрых и промежуточных нейтронов основную роль играет передача нейтронами энергии ядрам среды при прямых столкновениях с ними (неупругое и упругое рассеяние). При неупругом рассеянии часть энергии нейтронов расходуется на возбуждение ядра, которое снимается гамма-излучением. При упругом рассеянии чем меньше масса ядра и больше угол рассеяния, тем большую часть своей энергии передает нейтрон ядру. Вероятность упругого рассеяния практически постоянна до энергий 200 кэВ, и уменьшается в 3-5 раз по мере роста энергии нейтронов.

Радиационный захват нейтронов возможен на любых ядрах, за исключением ядер гелия. При захвате образуется возбужденное ядро, которое переходит в основное состояние с испусканием гамма-излучения, характерного для каждого нуклида, что широко используется для нейтронно-активационного анализа химического состава сред с высочайшей степенью точности (до 10 -8 %). На легких ядрах наблюдаются ядерные реакции с вылетом протонов и альфа-частиц. Тяжелые ядра при захвате нейтронов делятся на два более легких ядра с освобождением энергии до 200 МэВ, из которых порядка 160 МэВ передается осколкам деления. Вероятность захвата имеет индивидуальную для нуклидов зависимость от энергии нейтронов, с резонансными пиками и спадом к области высоких энергий. Захват нейтронов преобладает для медленных и тепловых нейтронов.

Защита от нейтронов выполняется из смеси (слоев) тяжелых элементов (железо, свинец для неупругого рассеяния), легких водородо- и углеродосодержащих веществ (вода, парафин, графит – упругое рассеяние), и элементов захвата тепловых нейтронов (водород, бор). При среднем соотношении 1:4 тяжелых и легких элементов ослабление потока нейтронов в 10:100:1000 раз достигается в слоях примерно 20:32:40 см.

Из всех видов внешних воздействий на человека нейтронное излучение наиболее опасно, т.к. интенсивно замедляется и поглощается водородосодержащей средой организма и вызывает ядерные реакции в его внутренних органах.

Радионуклидные источники нейтронов (таблица 5) выполняются на основе возбуждения в определенных химических элементах ядерных реакций типа (a,n) — поглощение альфа-частицы Þ испускание нейтрона, или (g,n) — поглощение гамма-кванта Þ испускание нейтрона. Они представляют собой, как правило, однородную спрессованную смесь элемента-излучателя альфа-частиц или гамма-квантов и элемента-мишени, в котором возбуждается ядерная реакция. В качестве альфа-излучателей используются полоний, радий, плутоний, америций, кюрий, в качестве гамма-излучателей — сурьма, иттрий, радий, мезоторий. Элементы — мишени для альфа-излучателей — бериллий, бор, для гамма-излучателей — бериллий, дейтерий. Смесь элементов запаивается в ампулы из нержавеющей стали.

Наиболее известными ампульными источниками являются радиево-бериллиевый и полониево-бериллиевый. Полоний-210 — практически чистый альфа-излучатель. Распад полония сопровождается гамма-излучением слабой интенсивности. Основной недостаток — небольшой срок службы, определяемый периодом полураспада полония.

В калифорниевом нейтронном источнике используется спонтанная ядерная реакция с выбросом нейтрона из ядра, которая сопровождается сильным гамма-излучением. При каждом делении ядра выделяется четыре нейтрона. 1 г источника в секунду выделяет 2,4*10 12 нейтронов, что соответствует нейтронному потоку среднего ядерного реактора. Источники имеют постоянный поток нейтронов (не требуется мониторинг), “точечность” излучения, длительный ресурс (более трех лет), сравнительно низкую стоимость.

Источники тепловых нейтронов выполняются аналогично и дополнительно содержат графитовый чехол-замедлитель.