В. В. Ткаченко В. А. Кутьков

В.П. РОМАНЦОВ  И.В. РОМАНЦОВА

 

ДОЗИМЕТРИЯ И ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

 

Часть II

 

Нормирование облучения человека.

Прикладная дозиметрия и защита от ионизирующих

излучений

 

 

Учебное пособие

 

 

Обнинск 2015

[1]См. литературу [3].

[2] МКРЕ – Международная комиссия по радиационным единицам и измерениям (International Commision Units and Measurements, ICRU), основана в 1925 г. на I Международном радиологическом конгрессе.

^[3] Перевод англоязычного термина ambient (от лат. аmbi – кругом, вокруг, с обеих сторон) dose equivalent - эквивалент дозы, характеризующей радиационную обстановку.

[4] Поскольку доза внутреннего облучения может формироваться в течение длительного времени после поступления радионуклида в организм, то для ее вычисления необходимо определить период времени τ, прошедший после поступления радионуклида, за который необходимо интегрировать мощность дозы облучения.

[5] В настоящее время известно только одно средство, способное несколько защитить организм от внутреннего переоблучения, получаемого за счет отложившегося радиоактивного вещества, - это биохимические стимуляторы обменных процессов в живом организме. Эти биостимуляторы, называемые комплексообразователями, связывают радиоактивное вещество в химическую форму, обладающую повышенной скоростью выведения из организма. Например, существует препарат этилендиаминтетрауксусной кислоты, применение которого в несколько раз ускоряет вывод отложившегося в организме плутония.

[6]Депонирование – отложение, сохранение.

[7] Ядерный топливный цикл – комплекс крупных предприятий, обеспечивающий работу АЭС; сюда относятся добыча и обогащение урановой руды, переработка уранового сырья в ядерное топливо, производство тепловыделяющих элементов, переработка отработавшего топлива с целью дальнейшего использования, транспортировка и захоронение образующихся радиоактивных отходов. 

[8] Например, если частица имеет АМАД = 30, это означает, что она будет осаждаться в воздухе так же, как водяная капля диаметром 30 мкм.

[9]Случайная величина  имеет логарифмически-нормальное распределение в том случае, когда логарифм этой величины распределен по нормальному закону (распределение Гаусса).

[10] Если взять значение медианы, умножить и разделить его на 2,5, то между полученными значениями будет находиться примерно 68 % всех аэрозолей.

[11]АМТД − такое значение термодинамического диаметра частиц дисперсной фазы радиоактивного аэрозоля, при котором 50 % активности указанного аэрозоля приходится на частицы, имеющие диаметр меньше, чем АМТД, а 50 % − на частицы, имеющие термодинамический диаметр больше, чем АМТД.

[12] Находящийся вне грудной клетки.

[13] Находящийся в грудной клетке.

[14] Стандартные аэрозоли – имеющие логарифмически нормальные распределения размеров частиц, т.е. логарифмы диаметров имеют нормальное распределение.

[15] Стандартный работник – нормально дышащий «условный взрослый» человек, выполняющий легкую работу: 2,5 ч сидячей работы и 5,5 ч легкой нагрузки.

[16] Другими словами, k_ij – коэффициент переноса, имеющий смысл доли содержимого камеры i, переносимого за единицу времени в камеру j.

[17] Согласно сделанным допущениям о том, что поступление радионуклида происходит только в одном направлении – из камеры i в камеру i +1, следует, что коэффициенты обратных переходов равны нулю: k ₁₃ = k ₁₂ = k ₂₃ = 0.

[18] Именно эта формула используется для расчета эффективной дозы в камерной модели.

[19] Защитные камеры представляют собой помещения, смонтированные из радиационно-чистого стального или чугунного литья с толщиной стен 15 – 20 см. Эти камеры снижают фоновое излучение в 30 – 300 раз. В качестве детектора наиболее часто используется сцинтилляционный детектор NaI(Tl), обладающий высокой эффективностью регистрации g-излучения и высокой чувствительностью в диапазоне 0,1 – 3,0 МэВ. В высококачественных прецизионных установках СИЧ может использоваться и полупроводниковый детектор, имеющий по сравнению со сцинтилляционным детектором высокое энергетическое разрешение.

[20] В частности, для обеспечения электронного равновесия необходимо, чтобы линейные размеры рассматриваемого объема были много меньше пробега электронов и интенсивность и спектральный состав первичного излучения были постоянны во всех точках области.

[21] В соответствии с теоремой Фано поток вторичных частиц не зависит от вариаций плотности объёма, возбуждаемого первичным излучением. Этот факт играет важную роль в дозиметрии.

[22] где N_А – число Авогадро; М – массовое число; Z – атомный номер; ρ – плотность вещества.

[23] Число электронов в единице массы вещества n_e связано с числом атомов в единице массы вещества n_a соотношением n_e = n_a · Z.

[24] Отношение линейных коэффициентов передачи энергии для двух веществ строго пропорционально отношению соответствующих электронных коэффициентов

[25] В отличие от металлов, у которых электропроводность с ростом температуры уменьшается.

[26] Носители электрического заряда в полупроводнике обозначаются так: n – электроны, p – дырки.

[27] Диффузионные способности носителей зависят от многих факторов, например, от температуры, количества примесей и т.д.

[28] Описываемый р - n -переход нельзя создать механически, соединив два образца. Так, например, для изготовления диффузионных детекторов требуется температура до 800 ^°С.

[29] Шумовые токи ППД складываются из тепловых шумов и шумов, связанных с токами утечки через переход.

[30] Более высокую конверсионную эффективность имеет ZnS(Ag), но это мелкокристаллический, плохо прозрачный для собственного излучения порошок, кристаллы которого невозможно получить больших размеров.

[31] Работа выхода – энергия, которую необходимо затратить на вырывание электрона с металлической поверхности. Так, для вольфрама, меди, молибдена работа выхода составляет ~ 4,4 эВ, для цезия на вольфраме – 1,36 эВ.

[32] Функцию е^х можно разложить в ряд:  . Тогда при малых х (х ® 0) функция , а отношение .

[33] Энергия g-квантов, испускаемых радионуклидными источниками, не превышает 3 МэВ.

[34] До этого переход электронов в валентную зону был маловероятен, поскольку для этого необходимо, чтобы электрон и дырка находились рядом друг с другом.

[35] Например, для нейтронов, имеющих энергию 1 МэВ, вклад в общую дозу в биологической ткани, обусловленный тепловыми нейтронами, составляет 11 %.

[36] Чувствительность или показания реального дозиметра МКС-01, предназначенного для контроля нейтронной радиационной обстановки, связаны с распределением флюенса нейтронов по энергии следующим соотношением: М = , где - плотность распределения флюенса падающих на дозиметр нейтронов по энергии нейтронов e _n; d(e _n) – коэффициент чувствительности, переводящий значение флюенса падающих на дозиметр нейтронов с энергией e _n в показания прибора. Способ измерений, реализованный в дозиметре МКС-01, основан на моделировании энергетической зависимости коэффициента d(e _n).

[37] В ядерной физике и радиационной физике и технике альбедо характеризует отражение ионизирующих излучений от рассеивающих тел.

[38] Понятие эффективной дозы используется для поглощенных доз, не превышающих 0,1 Гр.

[39]Нуклид ²³⁷Np нестойкий на воздухе.

[40] В реакции ¹⁰В(n, )⁷Li ядра ⁴Не и ⁷Li разлетаются с энергией соответственно 1,5 и 1 МэВ. В ионизационных камерах или пропорциональных счетчиках применяется бор в виде газа (ВF₃ или B(CH₃)₃) или в виде твердого вещества В₄С, наносимого тонким слоем на поверхность электродов. При наполнении газом ВF₃ ионизацию в приборе производят обе частицы (⁴Не и ⁷Li), а при нанесении твердого слоя В₄С в ионизации участвует только одна из частиц, так как другая поглощается стенкой. Поэтому камеры с В₄С менее эффективны, чем камеры с газовым заполнением ВF₃.

[41] Ядерные реакторы классифицируются по назначению, по энергетическому спектру нейтронов, по типу замедлителя или теплоносителя, по числу теплоотводящих контуров, по структуре активной зоны, по принципу действия и т.д.

[42] В результате радиационных повреждений материалов изменяются их физико-механические свойства – это может существенно ограничить срок службы материала.

[43] Некоторая часть (несколько процентов) полной мощности реактора в виде энергии нейтронов (при их торможении) и γ-квантов выделяется вне активной зоны реактора, в основном, в прилегающих к активной зоне слоях защиты. Поглощаемая энергия может быть столь велика, что ее поглощение в материалах с плохой теплопроводностью, таких как бетон, приведет к образованию недопустимо высоких перепадов температур, вызывающих термические напряжения в этих материалах. Этот процесс обусловливает необходимость охлаждения основной защиты.

[44] Обычно расстояние измеряется в безразмерных единицах m d (d - толщина защиты), поскольку так удобнее сравнивать легкие и тяжелые материалы.

[45] Основным показателем защитных свойств материала по отношению к гамма-излучению служит линейный коэффициент ослабления плотности потока гамма-излучения μ. Чем выше плотность материала, тем больше μ, тем более высокими защитными свойствами обладает материал.

[46] При проектировании защиты реактора одним из главных недостатков воды считается ее текучесть, т.е. необходимо иметь герметичный бак.

[47] При толщине около 40 см мощность дозы на 90 % определяется тепловыми нейтронами.

[48] По названию полуострова Портленд (Англия).

[49] Дозовые факторы накопления, рассчитанные по экспозиционной дозе, поглощенной дозе в воздухе и воздушной керме, совпадают, если выполняются условия электронного равновесия, и можно пренебречь тормозным излучением.

 

[50] Формула (10.13) справедлива только для небольшой толщины защиты.

[51] Это хорошо видно из рис. 2.11 а, гл. I, на котором изображены сечения различных процессов, происходящих при взаимодействии         γ-квантов с легким веществом (в данном случае с алюминием).

[52] См. рис. 2.9, гл.I.

[53] В алюминии фотоэффект преобладает при энергии фотонов меньше 0,05 МэВ, в свинце – меньше 0,5 МэВ (табл. 2.1, гл. I).

[54] Исключение составляют большие энергии излучения источников (> 3 МэВ) и большие толщины материалов. В этих случаях зависимость фактора накопления от Z вначале растет, проходит через максимум, а затем медленно падает.

[55] См. формулы (2.32) и (2.33) в гл. 2 части 1 настоящего учебного пособия.

[56] Микроскопическое сечение рассеяния называется эффективным нейтронным сечением, характеризующим вероятность взаимодействия в расчете на одно ядро.

[57] Данные для энергетических диапазонов 0,7 − 1,5;  1,5 − 2,5;     2 − 10 МэВ получены из измерений сцинтилляционным спектрометром спектров быстрых нейтронов в барьерной геометрии.

[58] Если бы длина релаксации L была постоянна на всем протяжении защиты d, то зависимость ln(j× r ²) была бы пропорциональна r, т.е. ln(j× r ²) = const×(– r), где   r – расстояние от источника в защите.

[59] Величина R _min зависит от энергетического порога детектора нейтронов: чем он выше, тем меньше R _min. Например, R _min для камеры деления с ²³²Th (e_пор= 2 МэВ) равно 20 см, а для порогового индикатора из ⁶³Cu (12,8 МэВ) R _min = 5 см. Если поток нейтронов измеряется с помощью 1/ v -детектора, то R _min = 60 − 65 см.

[60] См. формулы (3.43) и (3.47) гл. 3 части I учебного пособия.

[61] Линейным источником можно считать, например, трубопроводы теплоносителя первого контура, технологические каналы и т.д., если расстояние от объекта излучения будет примерно в 2,5 раза больше его диаметра.

[62] Прямоугольные треугольники СОР и АВС подобны, т.к. угол С у них общий.

[63] Arctg0 = 0, т.к. tg0 = 0.

 

[64] .

[65] .

[66] Площадь кругового кольца S = 2p × t, где – средний радиус кольца, t – его ширина. В данном случае t = dr и (учитывая малость dr по сравнению с r) , т.е. dS @ 2p× r × dr.

[67] .

[68]

[69]

[70] E_n (x) = = - интегральные показательные функции. В частности, E ₁(x) = , а значения E ₂(0) = = 1; E ₂(¥) = 0. Функции Е ₁(х), Е ₂(х) являются табулированными.