Ионизирующие излучения

Виды ионизирующих излучений. Ионизирующее излучение – любое излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию в ней заряженных атомов и молекул – ионов.

Излучения характеризуются по их ионизирующей и проникающей способности.

Ионизирующая способность излучения определяется ионизацией, т.е. числом пар ионов, создаваемых излучением в единицах объема (1 мм³ или 1 см³), единицах массы среды (1 г) или единицах длины пути (1 мм или 1 см). Излучения различных видов обладают различной ионизирующей способностью.

Проникающая способность излучения определяется величиной пробега частицы излучения в веществе, т.е. длиной пути, пройденного частицей до полной остановки. Это расстояние называется длиной пробега.

Альфа-излучение – поток ядер атомов гелия, наблюдающийся преимущественно у естественных радиоактивных элементов (радий, торий, уран, полоний и др.). Альфа-частицы распространяются в средах прямолинейно, их пробег составляет в воздухе 8-9 см, в биологических тканях – 30-150 мкм, в алюминии –10-69 мкм. Обладая сравнительно большой массой, альфа-частицы быстро теряют свою энергию при взаимодействии с веществом, что обуславливает их низкую проникающую способность и высокую удельную ионизацию, составляющую в воздухе на 1 см пути 25 – 60 тысяч пар ионов.

Бэта-излучение – это поток электронов или позитронов, возникающих при радиоактивном распаде. Скорость их близка к скорости света, максимальный пробег в воздухе составляет 1800 см, в биологических тканях – 2,5 см, в металлах 1 мм. Ионизирующая способность бета-частиц ниже (100 пар на 1 см пробега), а проникающая способность выше, чем у альфа-частиц, т. к. они обладают значительно меньшей массой и большей скоростью распространения в веществе.

Альфа- и бэта-излучения являютсякорпускулярными, так как представляют собой потоки частиц.

Гамма-излучение – это высокочастотное электромагнитное (фотонное) излучение, возникающее в процессе ядерных реакций или радиоактивного распада. Гамма-лучи обладают большой проникающей способностью и малым ионизирующим действием. Они свободно проходят через тело человека и другие материалы без заметного ослабления. Гамма-лучи распространяются прямолинейно, имеют большой пробег в воздухе и могут создавать вторичное и рассеянное излучение в средах, через которые они проходят.

Рентгеновское излучение – электромагнитное излучение, возникающее при бомбардировке вещества потоком электронов. Оно представляет собой совокупность тормозного и характеристического излучения. Характеристическое излучение – фотонное излучение, испускаемое при изменении энергетического состояния атома, обусловленного переходом электронов из верхних оболочек на близко расположенные к ядру атома. Тормозное излучение – возникает в среде, окружающей источник бета излучения, в рентгеновских трубках, в ускорителях электронов – связано с изменением кинетической энергии заряженных частиц.

Практически рентгеновские лучи могут возникнуть в любых электровакуумных установках, в которых применяются достаточно большие напряжения (десятки и сотни киловольт) для ускорения электронного пучка. Как и гамма-излучения, оно обладает малой ионизирующей способностью.

Гамма- и рентгеновское излученияявляютсяфотонными, так как представляют собой электромагнитные волны..

Нейтронное излучение – это поток элементарных частиц, не имеющих заряда с массой, близкой к массе протона. Нейтроны преобразуют свою энергию в упругих и неупругих взаимодействиях с ядрами атомов. При неупругих взаимодействиях возникает вторичное излучение, которое может состоять как из заряженных частиц, так и из гамма-квантов. При упругих взаимодействиях возможна обычная ионизация вещества. Проникающая способность нейтронов существенно зависит от их энергии и состава атомов вещества, с которым они взаимодействуют. Нейтронное излучение является смешанным, так как в нем наряду с потоком частиц присутствует поток гамма-квантов.

Дозы ионизирующих излучений и единицы их измерения. Различают экспозиционную, поглощенную, эффективную и эквивалентную дозу.

Для характеристики дозы по эффекту ионизации применяют так называемую экспозиционную дозу рентгеновского и гамма-излучений, которая равна заряду заряженных частиц одного знака, образовавшихся в единице массы атмосферного воздуха под действием ионизирующего излучения:

,

где Q – заряд одного знака образованный при поглощении гамма- или рентгеновского излучения в воздухе массой m.

Единицей экспозиционной дозы рентгеновского и гамма–излучения является кулон, деленный на килограмм (Кл/кг).

Внесистемной единицей экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучения является рентген (Р) – доза, которая в 1 см³ сухого воздуха при нормальных условиях производит в воздухе ионы, несущие заряд каждого знака в одну электростатическую единицу (1Кл).

Экспозиционная доза, отнесенная к единице времени, называется мощностью экспозиционной дозы:

,

где t – время облучения.

Поглощенная доза излучения – это отношение энергии Е излучения, поглощенного в некотором объеме среды, к массе m этого объема:

.

За единицу поглощенной дозы излучения принимается Дж/кг; 1Дж/кг = 1Гр (грей). Внесистемная единица поглощенной дозы – рад. 1рад=10^-2 Дж/кг.

Поглощенная доза, отнесенная к единице времени, называется мощностью поглощенной дозы:

.

Эквивалентная доза излучения – величина, введенная для оценки радиационной опасности хронического облучения и определяемая произведением поглощенной дозы на коэффициент качества КК данного вида излучения и коэффициент распределения: Дэкв=Дпогл ^. КК ^. КР. Единица эквивалентной дозы (биологический эквивалент рада) называется бэр. Специальная единица эквивалентной дозы – зиверт (Зв). 1Зв=100 бэр.

Коэффициент качества КК используется для сравнения различных видов ионизирующих излучений по ожидаемому биологическому эффекту. Значение КК для разных видов излучений лежит в диапазоне от 1 до 20. Коэффициент распределения КР в настоящем времени принят =1 для гамма-излучения, =5 для альфа- и бета-излучений.

Дозу излучения (Р) на рабочем месте можно рассчитать по формуле:

,

где А – активность источника, мКл; К – постоянная изотопа, которая берется из таблицы; t – время облучения, ч; R – расстояние, см.

Биологическое воздействие ионизирующих излучений. Работа с источниками ионизирующих излучений связана с невидимой опасностью для обслуживающего персонала. Ионизирующее излучение может оказать общее воздействие на организм, особенно на кровь и кроветворные органы, вызвать повреждение кожи, злокачественные опухоли, лучевые катаракты и др. патологические изменения.

Ионизация живой ткани приводит к разрыву молекулярных связей и изменению химической структуры различных соединений. Изменения в химическом составе значительного числа молекул приводят к гибели клеток.

Под влиянием излучения в живой ткани происходит расщепление воды на атомарный водород Н⁺ и гидроксильную группу ОН^-, которые обладая высокой химической активностью, вступают в соединения с другими молекулами ткани и образуют новые химические соединения, несвойственные здоровой ткани. В результате произошедших изменений нормальное течение биохимических процессов и обмен веществ нарушается.

В зависимости от того, расположен ли источник излучения вне или внутри организма, различают внешнее или внутреннее облучение человека.

Под внешним облучением следует понимать такое воздействие излучения на человека, когда источник радиации расположен вне организма и исключена вероятность попадания радиоактивных веществ внутрь его.

Биологическая опасность внешнего облучения определяется: видом и энергией излучения; активностью источника излучения, т. е. числом частиц или g-квантов, образуемых в единицу времени; расстоянием от источника; продолжительностью облучения.

Наибольшую опасность при внешнем облучении представляют излучения, обладающие высокой проникающей способностью, т. е. сравнительно легко преодолевающие внешние препятствия на своем пути. К таким видам излучения относятся g-излучение, рентгеновское и нейтронное излучение.

Внешнему облучению может подвергаться весь организм (общее облучение) или отдельные органы организма – клетки, руки, ноги, голова (локальное облучение).

Внутреннее облучение определяется радиоактивными веществами, проникающими внутрь организма человека. Радиоактивные вещества поступают внутрь организма человека с вдыхаемым воздухом, продуктами питания, водой.

При попадании радиоактивных веществ внутрь организма человек подвергается непрерывному облучению до тех пор, пока радиоактивное вещество не выведется из организма в результате распада или физиологического обмена. Это облучение очень опасно, т. к. вызывает долго не заживающие язвы, поражающие различные органы.

Различают три пути поступления радионуклидов в организм человека, связанные с его жизнедеятельностью: через органы дыхания; через органы пищеварения; через кожные покровы.

Биологическая опасность внутреннего облучения определяется следующими факторами: 1) Чем больше радиоактивность данного вещества, попавшего в организм, тем больше опасность. При попадании вещества в очень малых количествах организм может оказаться способным быстро заменять разрушенные клетки. Одновременно введенная большая доза может повлечь опасное повреждение. 2) Вид излучения, α-излучатели почти безвредны для внутренних органов при наружном облучении, в то время как при попадании внутрь они оказывают губительное действие вследствие создаваемой ими большой плотности ионизации.3) Химические и физиологические свойства вещества.4) Период полураспада радиоактивного вещества имеет важное значение. Вещества с коротким периодом полураспада быстро теряют активность.5) Скорость выведения радиоактивных веществ из организма связана с химическими и физиологическими свойствами данного вещества. Труднее всего выводятся элементы, химически связывающиеся в костной ткани (стронций, радий и др.).

Нормирование ионизирующих излучений. «Нормы радиационной безопасности» (НРБ-99) и «Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ИИ» (ОСП–72/80) устанавливают предельно допустимые уровни ионизирующего излучения в зависимости от категории облучаемых лиц и групп критических органов.

Исходя из возможных последствий влияния ионизирующих излучений на организм устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

А – персонал (профессиональные работники) – лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ИИ;

Б – ограниченная часть населения – лица, которые не работают непосредственно с источниками излучения, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию радиоактивных веществ и других источников излучения, применяемых в учреждениях и (или) удаляемых во внешнюю среду с отходами.

В – население в целом (области, края, страны).

Группы критических органов и тканей: I – все тело, гонады, красный костный мозг); II – мышцы, жировая ткань, печень, почки, легкие, селезенка, желудочно-кишечные тракт, хрусталик глаза и др. органы за исключением тех, которые относятся к гр. I,III и IV; III – костная ткань, щитовидная железа, кожный покров (кроме кожи кистей, предплечий, лодыжек и стоп); IV – кисти, предплечья, лодыжки и стопы.

Предельно допустимая доза (ПДД) – годовой уровень облучения персонала, не вызывающий при равномерном накоплении дозы в течении 50 лет неблагоприятных изменений в состоянии здоровья самого облучаемого и его потомства, обнаруживаемых современными методами.

В качестве основных дозовых пределов для категории А установлена предельно допустимая доза (ПДД) за год, для категории Б – предельная доза (ПД) за год.

К работе с радиоактивными веществами допускаются лица старше 18 лет. При этом предельно допустимая доза внешнего и внутреннего облучения для лиц категории А конкретного возраста определяется формулой:

Д = 5 ^. (N-10),

где N – возраст в годах.

В любом случае доза, накопленная к 30 годам, не должна превышать 12 ПДД.

НРБ–99 и ОСП 72/80 устанавливают также допустимые уровни облучения и контрольные уровни. В качестве допустимых уровней раздельно для лиц категорий А и Б регламентируются: допустимое содержание (ДС) изотопов в органах и тканях; допустимая мощность дозы (ДМД); допустимая плотность потока (ДПП); допустимая концентрация (ДК); предельно допустимое годовое поступление (ПДП); допустимое загрязнение поверхности (для лиц категории А); предел годового поступления (для лиц категории Б); среднегодовые допустимые концентрации (СДК) в воздухе рабочих помещений, а также в воздухе и воде наблюдаемой зоны.

Мероприятия по защите от ионизирующих излучений. В зависимости от условий облучения, характера и местонахождения источника излучения могут быть применены различные средства и методы защиты от облучения.

1) Важное значение имеет уменьшение времени нахождения персонала в зоне ионизирующих излучений, а также увеличение расстояния от рабочего места до источника излучений, что позволяет снизить дозу облучения до нормативных значений.

При воздействии внешнего гамма-излучения допустимое время пребывания персонала и расстояние безопасное расстояние связно соотношением:

,

где t – продолжительность работы с источником в течении рабочей недели, ч; m – активность источника, мг.экв. радия; R – расстояние от источника до человека, м.

2) Эффективным средством защиты от излучений является экранирование. Материалы, используемые для экранирования, и толщина слоя этих экранов определяются характером ераззирующего излучения и его энергией.

Альфа-излучения практически не опасны при внешнем облучении, поэтому работа с этим источником не требует каких-либо специальных экранов; достаточно находится на расстоянии 15-20 см от источника, чтобы быть в безопасности. Однако следует избегать приближения к источнику или экранировать его любым материалом (х/б тканью, бумагой и т.д.).

Аналогичным образом решаются вопросы защиты при еботе с источниками мягкого бета-излучения, которое также задерживается небольшим слоем воздуха или простейшим экранами. При больших энергиях бета-излучения (жесткое излучение) требуются специальные экраны, материалами для которых могут служить стекло, прозрачные пластмассы от 2 до 10 мм, алюминий и другие материалы с малым атомным номером

Для защиты от рентгеновского и гамма-излучения применяют экраны из материалов с большим атомным номером (свинец, вольфрам, сталь, сплавы меди), а для стационарных защитных устройств – бетон или баритобетон. Смотровые окна изготавливают из свинцового стекла, стекла с жидким наполнителем (бромистым или хлористым цинком) и др.

Для защиты от нейтронного излучения применяют воду, парафин, водосодержащие материалы, а также графит, бериллий и др. Нейтроны с малой энергией сильно поглощаются бором, поэтому применяемый для защиты от нейтронов бетон вводят соединение бора.

Для комбинированной защиты от гамма-излучения и нейтронов используют смеси тяжелых материалов с водой или водосодержащими материалами, или комбинации слоев тяжелых и легких материалов: железо-вода, свинец-полиэтилен, железографит.

Необходимая толщина экрана с учетом спектрального состава излучения, его интенсивности, расстояния персонала от источника и времени его пребывания в сфере воздействия излучения может быть определена расчетным путем, по табличным данным и номограммам.

Работы с открытыми источниками ионизирующих излучений предоставляют опасность не только для внешнего, но и внутреннего облучения. В этих случаях необходимо предусмотреть целый комплекс специфических мероприятий, которые сводятся, в основном, к предупреждению попадания едиоактивных веществ внутрь организма и загрязнения ими кожного покрова и слизистых оболочек.

3) Для работы с открытыми радиоактивными веществами необходимо специально оборудовать рабочие помещения. Прежде всего в их планировке и оборудовании следует предусмотреть полную изоляцию помещений, где не имеют дела с источниками излучения, от тех, где работают с этими источниками. Необходима также изоляция помещения для работы с разными по характеру и мощности источниками. И, наконец, во всех случаях рабочие помещения должны быть разделены на зоны: чистые, где находится обслуживающий персонал, и грязные или «горячие», где находятся источники излучений.

Все рабочие помещения обязательно используют вентиляцию. Преимущественно применяют местные отсосы от мест возможного выделения в воздух радиоактивных паров, газов и аэрозолей. Вентиляционные выбросы подлежат обязательной чистке в специальных фильтрах.

4) Индивидуальные меры защиты включают средства индивидуальной защиты и радиопротекторы и дополняют основные меры защиты.

Средства индивидуальной защиты предохраняют от попадания радиоактивных загрязнений на кожу и внутрь организма, защищают от альфа-излучения и по возможности от бета-излучения. От гамма-излучений и нейтронного излучения индивидуальные средства, как правило, не защищают. Спецодежда (в зависимости от активности изотопов) – это х/б халат, шапочки, резиновые перчатки или хлорвиниловые комбинезоны, ботинки, очки, респираторы или специальные пластиковые пневматические костюмы с принудительной подачей в них воздуха. Материалы, применяемые для средств индивидуальной защиты должны легко дезактивизироваться.

Радиопротекторами называют химические вещества, повышающие стойкость организма против облучения и ослабляющие лучевую болезнь. В настоящее время известны такие эффективные радиопротекторы, как уланид натрия, азид, вещества, содержащие сульфонидные группы и др.

Дозиметрический контроль. Для проведения дозиметрического контроля применяют различного вида и назначения дозиметры, которые по назначению могут быть условно разделены на следующие группы:

1. Рентгенметры – приборы, измеряющие мощность экспозиционной дозы ионизирующего излучения;

2. Радиометры – приборы, измеряющие плотность потоков ионизирующих излучений (интенсивность внешних потоков бета-частиц, нейтронов и др.);

3. Индивидуальные дозиметры – приборы, измеряющие экспозиционную или поглощенную дозу ионизирующих излучений.

Задача. В цехе машиностроительного завода предусмотрена выгородка для размещения участка неразрушающего контроля изделий гаммадефектоскопией. Требуется определить толщину бетонной перегородки, если ближайшее рабочее место персонала группы Б находится на расстоянии 4 м от источника излучения кобальт-60 активностью 30 мКи, проектная мощность дозы для персонала группы Б составляет 0,12 мбэр/час (0,00012 бэр/час). Также определить допустимое время работы оператора (персонал группы А) с изотопом за 6-часовую смену, если допустимая доза облучения персонала группы А 1,4 рад/час.

Решение.

1. Мощность дозы на расстоянии 400 см от источника при отсутствии экрана, бэр/час:

где А – активность, мКи; Кγ – гамма-постоянная изотопа, Р^.см²/(ч^.мКи): кобальт-60 – 12,9; цезий-137 – 3,24; иридий-192 – 4,72; R_Б – расстояние от источника до рабочего места персонала группы Б, см.

2. Необходимая кратность ослабления:

где Д_0Б – проектная мощность дозы для персонала группы Б, бэр/час.

3. По графику (рис. 4.5) определяем необходимую толщину бетонной перегородки при кратности ослабления К = 20:

d = 30 см.

Рис. 4.5. Номограмма для определения толщины экрана:

- свинец, - железо; - бетон;

1 – иридий, 2 – цезий, 3 – кобальт.

 

4. Допустимая доза облучения за смену персонала группы А, рад:

где Д_0А – допустимая доза облучения персонала группы А, рад/час, t – продолжительность смены, час.

5. Допустимое время работы, час:

где R_А – расстояние от источника до рабочего места персонала группы А, см.

Вывод: толщина железобетонной перегородки для защиты рабочего места персонала группы Б на расстоянии 4 м не менее 40 см. Продолжительность работы с изотопом персонала группы А не должно превышать 2 часов.

Варианты для расчета защиты от ионизирующих излучений приведены в таблице 4.18.

Таблица 4.18

Варианты для расчета защиты от ионизирующих

излучений

№	Изотоп	Материал экрана	RА, м	RБ, м	А, мКи	Д0А, рад/час	Д0Б, мбэр/час
	Иридий	Свинец	2,5	5,0		1.2	0,10
	Цезий	Свинец	2,7	4,5		1,3	0,11
	Кобальт	Свинец	1,5	4,2		1,4	0,12
	Иридий	Железо	1,8	3,5		1,5	0,13
	Цезий	Железо	2,0	3,8		1.2	0,14
	Кобальт	Железо	2,2	4,0		1,3	0,15
	Иридий	Бетон	1,7	4,1		1,4	0,10
	Цезий	Бетон	1,3	4,6		1,5	0,11
	Кобальт	Бетон	1,9	5,0		1.2	0,12
	Иридий	Свинец	2,1	3,9		1,3	0,13
	Цезий	Свинец	2,4	4,3		1,4	0,14
	Кобальт	Свинец	2,0	4,6		1,5	0,15
	Иридий	Железо	1.8	4,7		1.2	0,10
	Цезий	Железо	1,6	5,0		1,3	0,11
	Кобальт	Железо	2.1	4,3		1,4	0,12
	Иридий	Бетон	2,3	3,6		1,5	0,13
	Цезий	Бетон	2,5	3,2		1.2	0,14
	Кобальт	Бетон	1,8	4,8		1,3	0,15
	Иридий	Свинец	1,4	5,0		1,4	0,12
	Цезий	Железо	2,0	4,1		1,5	0,14

Вопросы для самоконтроля

1. Что такое «ионизирующее излучение»?

2. Назовите основные характеристики ионизирующих излучений.

3. Какие из видов ионизирующих излучений относятся к фотонным?

4. Какая доза характеризует излучение по величине энергии, поглощенной в веществе?

5. Что представляет собой эквивалентная доза?

6. В чем проявляется биологическое действие ионизирующих излучений?

7. Перечислите категории облучаемых лиц?

8. Какие материалы могут быть использованы при изготовлении экранов для защиты от гамма- и рентреновского излучения?

9. Что такое «радиопротекторы»?

10. Какие приборы используются для дозиметрического контроля?