Студопедия Главная Случайная страница Обратная связь

Разделы: Автомобили Астрономия Биология География Дом и сад Другие языки Другое Информатика История Культура Литература Логика Математика Медицина Металлургия Механика Образование Охрана труда Педагогика Политика Право Психология Религия Риторика Социология Спорт Строительство Технология Туризм Физика Философия Финансы Химия Черчение Экология Экономика Электроника

ДОЗИМЕТРИЯ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ.




1. Поглощённая и экспозиционная дозы. Мощность дозы.

 

Количественная оценка действия ионизирующего излучения на вещество живой и наживой природы привела к появлению раздела физики, называемого дозиметрией.

Дозиметрией называется раздел ядерной физики и измерительной техники, в котором изучаются величины, характеризующие действие ионизирующего излучения на вещество, а также методы и приборы для их измерения.

Первичное развитие дозиметрии было обусловлено, прежде всего, необходимостью учёта действия рентгеновского излучения на человека.

Действие на вещество обусловлено не всем падающим на него излучением, а только той частью, которая взаимодействует с его атомами и молекулами. Та часть излучения, которая проходит данное тело насквозь без поглощения, действия на него не оказывает. Ввести универсальные дозиметрические величины и единицы их измерения затруднительно, так как эффективность действия излучения зависит от многих факторов. Поэтому основной величиной, характеризующей действие ионизирующего излучения на вещество, является энергия излучения, поглощённая единицей массы вещества за время облучения. Эта величина называется поглощённой дозой (Д). Различные эффекты ионизирующего излучения, прежде всего, определяются поглощённой дозой. Она сложным образом зависит от вида ионизирующего излучения, энергии его частиц, состава облучаемого вещества и пропорциональна времени облучения. Единицей поглощённой дозы для любого вида излучения является “Грей” (Гр). За 1 Гр принимается доза излучения, при которой облученному веществу массой 1 кг передаётся энергия ионизирующего излучения в 1 Дж, т.е. 1 Гр=1Дж/кг.

Дозу облучения, отнесённую ко времени, называют мощностью дозы (P=Д/t). Мощность дозы выражается в Греях в секунду (Гр/с).

Внесистемной единицей дозы излучения, применяемой в радиобиологии, является рад. Рад – есть доза любого вида ионизирующего излучения, при которой 1г вещества поглощает энергию излучения, равную 100 эрг. 1Гр=100рад; 1рад=10-2Гр. Мощность дозы измеряется в рад/с.

Для нахождения поглощённой дозы излучения следует измерить энергию ионизирующего излучения, падающего на тело, затем энергию, прошедшую сквозь тело, и их разность разделить на массу тела. Однако практически в человеческом организме это сделать трудно, т.к. тело неоднородно, энергия рассеивается телом по всевозможным направлениям. Таким образом, вполне конкретное физическое понятие поглощённой дозы оказывается сложным для определения в биологических экспериментах. В связи с этим оценивают поглощённую телом дозу по ионизирующему действию излучения на воздух, окружающий тело. Для характеристики дозы по эффекту ионизации, вызываемому в воздухе, используется так называемая экспозиционная доза рентгеновского или γ-излучений (X). Следует запомнить, что экспозиционная доза определяется только для воздуха и только для квантового излучения. Важным достоинством этой дозы является то, что для её измерения существует простой физический метод, заключающийся в измерении суммарного заряда ионов, образовавшихся под действием излучения. За единицу экспозиционной дозы принят 1Кл/кг – экспозиционная доза фотонного излучения, при которой суммарный заряд ионов одного знака, производимых в 1 кг облученного воздуха, равен 1Кл.

Полная ионизация воздуха подразумевает эффект как от первичного действия ионизирующего излучения, так и от всех происходящих при этом вторичных процессов, в частности от действия вторичных электронов и ядер отдачи. На практике используют старую внесистемную единицу, называемую рентгеном (P). Экспозиционная доза в 1Р соответствует образованию 2,08·109 пар ионов в 0,001293г (в 1см3) сухого воздуха при нормальных условиях: 1Кл/кг =3876 Р, т.е. новая единица намного крупнее старой.

Единицей мощности экспозиционной дозы является 1 А/кг, а внесистемной единицей 1Р/с. Так как поглощённая доза пропорциональна падающему ионизирующему излучению, то между экспозиционной и поглощённой дозами должна быть пропорциональная зависимость Д=f·X, где f – определённый переходный коэффициент, зависящий от ряда причин и, прежде всего, от облучаемого вещества и энергии фотонов. Легко подсчитать величину f, если облучаемым веществом является воздух. Установлено, что для воздуха экспозиционной дозе в 1Р соответствует поглощённая доза, равная 0,88 рад. В этом случае Д=0,88X, f=0,88. Для воды и мягких тканей человека f=1, следовательно поглощённая доза в радах равна экспозиционной дозе в рентгенах. Этим в определённой мере обусловлено удобство использования единиц – рада и рентгена.

Действие излучения, особенно на ткани организма, зависит не только от общей поглощённой дозы, но и от мощности излучения. Для точечных источников излучений мощность экспозиционной дозы уменьшается с расстоянием по закону , где Kγ – ионизационная постоянная или гамма-постоянная радиоактивного изотопа, зависящая от его природы. Таким образом, степень влияния излучения на организм зависит от природы радиоактивного изотопа (Kγ), его активности (А) и расстояние (R) от человека до источника.

Гамма-постоянная – это мощность дозы излучения в Р/с, созданная гамма-лучами данного радиоактивного изотопа на расстоянии 1см от точечного источника, если его активность 1мКи. Экспозиционную дозу в этом случае можно оценить из соотношения , где Δt – время облучения.

 

2. Количественная оценка биологического действия

ионизирующего излучения. Эквивалентная доза. Эквивалентная эффективная доза. Коллективная доза.

 

Для защиты от радиоактивного излучения важно знать его воздействие на живую ткань. Для любого вида излучения биологическое действие обычно тем больше, чем больше поглощённая доза. Однако опыт показывает, что действие ядерных излучений на ткани живого организма определяется не только дозой, но и природой ионизирующего излучения. Тяжёлые частицы (α-частицы, нейтроны протоны, быстрые ионы) производят больше физиологических нарушений, чем β, γ и R-лучи. Особенно опасны сильно проникающие потоки нейтронов.

В дозиметрии принято сравнивать биологические эффекты различных видов излучений с соответствующими эффектами, вызванными рентгеновскими или γ-излучением.

Различия в величине радиоактивного воздействия можно учесть, приписав каждому излучению свой коэффициент качества излучения (К). Рентгеновское излучение, гамма-кванты и β-частицы поражают органическую ткань примерно одинаково и для них К=1. Для α-частиц К=20, т.е. считается, что они в 20 раз опаснее при попадании внутрь организма, чем γ-излучение. Для протонов и нейтронов К=10 и т.д.

В радиобиологии вместо коэффициента качества используется величина, называемая относительной биологической эффективностью (ОБЭ). Она равна отношению поглощённой дозы стандартного (рентгеновского, гамма) излучения, вызывающей определённый биологический эффект, к поглощённой дозе изучаемого вида радиации, дающей тот же эффект. Эта величина характеризует так же качество излучения, поэтому ОБЭ=К.

Для учёта поражающего действия на организм различных видов излучений со своими коэффициентами качества применяется понятие эквивалентная доза (ДЭ), которая связана с поглощённой дозой соотношением: ДЭ =КД.

Так как К является безразмерным коэффициентом, то эквивалентная доза излучения имеет ту же размерность, что и поглощённая доза, однако называется Зивертом (Зв). Внесистемная единица эквивалентной дозы – бэр (биологический эквивалент рентгена):

1 бэр = 10-2 Зв; 1 Зв = 100 бэр.

Эквивалентная (биологическая) доза в бэрах равна поглощённой дозе в радах, умноженной на К:

ДЭ (бэр) = КД (рад).

Эквивалентная доза рассчитывается для “средней” ткани человеческого тела. Но дозы приходится определять и для отдельных органов. В частности, это необходимо в лучевой терапии опухолей, когда не требуется облучать всё тело.

По отношению к ионизирующим излучениям органы и биологические ткани имеют разную радиочувствительность. Сильнее всего поражаются костный мозг и половые органы, а, например, нервная ткань весьма устойчива к радиации.

Учёт радиочувствительности производят с помощью коэффициентов радиационного риска (КР). Значения этих коэффициентов для тканей и органов человека при равномерном облучении всего тела приведены в таблице:

Красный костный мозг – 0,12

Костная ткань – 0,03

Щитовидная железа – 0,03

Молочные железы – 0,15

Лёгкие – 0,12

Яичники или семенники – 0,25

Другие органы – 0,30

Организм в целом – 1,00

Если КР для молочной железы 0,15, то это означает, что облучение молочной железы дозой 1Зв приводит к такому же поражению организма, как облучение дозой 0,15Зв всего тела.

Таким образом, если известно, какие органы и какими дозами облучены (что особенно важно знать при поступлении радиоактивности с пищей, водой, вдыхании воздуха с последующим накоплением в определённых органах), то, умножив эквивалентные дозы на соответствующие коэффициенты риска и просуммировав по всем органам и тканям, получим эквивалентную эффективную дозу (ЭЭД), отражающую суммарный эффект индивидуального облучения для организма. Она также измеряется в Зивертах.

Зная индивидуальные дозы и просуммировав их по группе облученных людей, можно получить коллективную эффективную эквивалентную дозу в человеко-Зивертах. Коллективную дозу можно рассчитать для отдельного посёлка, области, республики. Таким образом, коллективная доза – объективная оценка масштаба радиационного поражения. Если какое-то количество людей продолжает жить на загрязнённой радионуклидами территории в условиях длительного воздействия радиации и известны закономерности изменения радиационного воздействия, то можно рассчитать ожидаемую коллективную эффективную эквивалентную дозу (измеряется тоже в человеко-Зивертах) на определённый предстоящий период времени. Например, в результате аварии на ЧАЭС произошло загрязнение значительной территории радиоактивностью сложного изотопного состава. Оценка ожидаемой коллективной дозы с учётом распадающихся радионуклидов важна для прогнозирования неблагоприятных последствий для живущих и будущих поколений и служит ориентиром для принятия решений.

3. Дозы естественного облучения.

 

На биосферу Земли непрерывно действует космическое излучение, а также потоки α-, β-частиц, γ-квантов в результате излучения различных радионуклидов, рассеянных в земной коре, воде подземных источников, реках, морях, океанах, в воздухе. Кроме того, радионуклиды входят в состав живых организмов. Совокупность излучений этих радиоактивных источников называется естественным радиоактивным излучением. Наиболее распространённые на Земле радионуклиды – это , и , а также радионуклиды, составляющие ряд урана.

Изотоп радона распадается и даёт α-излучение, которое сопровождается испусканием γ-фотона.

В массе стабильного всегда содержится около 0,01% изотопа , ядра которого, распадаясь, образуют , β- и γ-излучение. Этот изотоп калия содержится в почве, удобрениях, а также в головном мозге, мышцах, селезёнке и костном мозге. Так у человека массой 70кг содержится в организме около 0,021г радионуклида . Период полураспада составляет 1,3·109 лет. Легко рассчитать, что каждую секунду в нашем организме распадается 5·103 атомов . Но это не представляет для нас опасности, и, по-видимому, является необходимым для развития организма, так как зарождение и развитие жизни на Земле всегда сопровождались этим процессом.

Космическое излучение состоит из потоков протонов, α-частиц, ядер некоторых элементов, потоков электронов, фотонов и нейтронов. Частицы высоких энергий, взаимодействуя с атмосферой, образуют в результате ядерных реакций серию радионуклидов ( , , ) и потоки нейтронов и протонов. Это вторичное излучение проникает в нижние слои атмосферы и воздействует на биосферу.

В результате этого природного как внешнего, так и внутреннего облучения средняя мощность дозы составляет около 2 мЗв в год (200 мбэр). Причём примерно 2/3 этой дозы (135 мбэр) человек получает от радиоактивных изотопов, попавших в организм с пищей, водой, воздухом (внутреннее облучение), и 65 мбэр от внешнего облучения. Важно отметить, что природный радиоактивный фон, оказывая влияние на развитие жизни на Земле, является неотъемлемой частью сферы обитания человека. Нарушения радиоактивного фона опасны для существования биосферы и могут привести к непоправимым последствиям.

Причиной увеличения радиоактивного фона является деятельность человека. Создание крупных промышленных предприятий, энергетических источников, военной техники и др. могут приводить к локальным изменениям фона. Но наиболее опасными причинами являются выбросы радиоактивных частиц, которые могут возникнуть при ядерных взрывах или при эксплуатации атомных электростанций (АЭС). Так, например, при аварии на Чернобыльской АЭС произошли выбросы, радионуклидов: (период полураспада Т=8 дней, даёт γ-излучение), (Т=29 лет, даёт β--излучение), (T=30 лет, даёт β-- и γ-издучения). Эти изотопы могут накапливаться в организме, вызывая в нём нарушения деятельности, как отдельных органов, так и организма в целом. Так, накапливается в щитовидной железе, и уже 0,35 мг радиоактивного йода опасна для жизни (ежесуточная потребность стабильного йода около 150 мг). Изотоп накапливается в костной ткани, а изотоп равномерно распределяется в клетках организма.

Предельно допустимой биологической дозой для человека при профессиональном облучении считается 5 бэр в год. Для населения установлена предельная доза в 10 раз меньшая –0,5 бэр в год. Минимальная летальная доза условно принята 600 бэр при облучении всего тела.

Иногда радиоактивный фон оценивается по мощности излучения. Так нормальный естественный фон не должен превышать 20 мкР/ч. Для районов, подвергшихся радиоактивному загрязнению в результате чернобыльской аварии были установлены нормы: для зоны эвакуации – 5 мР/ч и для зоны отчуждения – 20 мР/ч. Предельно допустимая удельная активность загрязнённой площади считается равной 15 Ки/км2. Установлены и нормы удельной активности радионуклидов в продуктах питания: зерно для хлебопродуктов 1,6·10-8 Ки/кг; мука, крупа - 1·10-8 Ки/кг; детское питание всех видов - 1·10-8 Ки/кг.

4. Дозиметрические приборы.

 

Дозиметрическими приборами или дозиметрами называются устройства для измерения доз ионизирующих излучений, или величин, связанных с дозами.

В этих приборах для измерения излучений всегда имеются устройства, называемые детекторами, в которых энергия ионизирующего излучения преобразуется в электрический сигнал. Поскольку в поглощающем веществе частица или фотон растрачивают свою энергию на образование заряда от ионизации, то по величине электрического сигнала можно судить об их энергии и о количестве зарегистрированных актов распада.

Существуют разнообразные детекторы излучений. Наиболее распространёнными детекторами являются: ионизационная камера, счётчик Гейгера-Мюллера, полупроводниковые и сцинтилляционные детекторы.

В ионизационной камере поглощающим веществом служит газ в пространстве между двумя электродами. Попадающие в камеру частицы и фотоны излучения вызывают появление заряда. Ток насыщения, возникающий в камере, характеризует интенсивность излучения.

В счётчиках Гейгера-Мюллера ионизация, созданная излучением, вызывает кратковременный разряд, который можно усилить и зарегистрировать.

Высокопроникающие γ-кванты в газе редко производят ионизацию. При этом ионов так мало, что зарегистрировать это излучение, используя ионизационные камеры, трудно. В этом случае применяют полупроводниковые или сцинтилляционные детекторы. В полупроводниковом детекторе поглощение происходит не в газе, а в полупроводниковом материале.

В сцинтилляционных детекторах прохождение γ-излучения вызывает световые вспышки, которые преобразуются в электрические импульсы и усиливаются фотоэлектронным умножителем. Для каждого вида излучения подбирают свой подходящий детектор.

Дозиметры могут быть рассчитаны на регистрацию доз какого-либо определённого вида излучения или регистрацию смешанного излучения. Приборы для измерения экспозиционной дозы (или мощности дозы) рентгеновского и гамма-излучения называются рентгенметрами. В качестве детектора ионизирующего излучения обычно у них является воздушная ионизационная камера, в которой собирается заряд от ионизации за некоторый промежуток времени. Для того чтобы измерить поглощённую дозу в органической ткани, нужны тканеэквивалентные (подобные тканям человеческого тела) детекторы, например, пластмассовые сцинтилляторы.

Можно применять и другие детекторы, например, ионизационные счётчики, но такой дозиметр предварительно необходимо прокалибровать, причём для каждого вида излучения нужны свои поправочные коэффициенты.

Дозиметры разделяют на две группы:

а) приборы, в которых непосредственно измеряется заряд, образовавшийся в ионизационной камере под действием излучения. По устройству это чаще всего конденсаторные дозиметры, измерительным прибором служит электрометр, шкала которого проградуирована в единицах экспозиционной дозы;

б) приборы, в которых возникает ток в связи с действием ионизационного излучения.

Принцип работы конденсаторного дозиметра заключается в следующем. Один из электродов ионизационной камеры соединён с чувствительным электрометром (рис.1), который предварительно заряжен до некоторого потенциала φ1. При этом на них образуется заряд q1 = Cφ1, где C – ёмкость электрода вместе с электрометром. После облучения в камере (объём V) образуются ионы двух знаков. Ионы, знак которых противоположен знаку электрода, притягиваются к нему и частично нейтрализуют его заряд. Потенциал снижается до значения φ2. Тогда заряд, образованный в камере под действием излучения: . Соответствующая экспозиционная доза (в рентгенах): , где K – коэффициент пропорциональности, установленный при градуировке прибора. Таким образом, доза X определяется по разности показаний электрометра в начале и в конце измерения.

Конденсаторные дозиметры весьма чувствительны и точны. В качестве примера опишем дозиметр (КИД-1), предназначенный для измерения небольших доз рентгеновского или γ-излечения в процессе индивидуального контроля для работающих с ионизирующим излучением в лабораторных условиях. В этот комплекс входит набор индивидуальных дозиметров (20 или 50), камеры которых по форме напоминает авторучку, и общее измерительное устройства (состоит из зарядной и измерительной камеры). Камера такого дозиметра содержит небольшой объём воздуха, но стенки её сделаны из лёгкого ионизирующего “воздухоэквивалентного” вещества (бакелит, плексиглас и т.д.). В камере обеспечиваются условия полной ионизации. Зарядное устройство представляет собой источник постоянного напряжения. Дозиметр в начале рабочего дня заряжается. В конце рабочего дня, чтобы установить дозу облучения камеры, а, следовательно, и человека, у которого находился дозиметр, измеряют остаточный потенциал и, сравнивая его с потенциалом при зарядке камеры, устанавливают искомую дозу.

В дозиметрах, основанных на измерении тока в ионизационной камере, напряжение между электродами должно быть достаточно большим, чтобы обеспечить ток насыщения, т.е. условия, при которых ток между электродами пропорционален только количеству ионов, образующихся в камере под действием излучения в единицу времени. При этом сила тока в камере прямопропорциональна мощности дозы излучения, действующего на неё. Ток ионизационной камеры очень мал и непосредственное его измерение затруднительно. Обычно в цепь электродов ИК последовательно включается достаточно большое сопротивление R (рис.2). Падение напряжения от ионизационного тока с R подаётся на усилитель, в выходную цепь которого включен измерительный прибор. Шкала прибора градуируется в мкР/с или мкР/ч (единицах мощности дозы). Дозиметры питаются от батарей или от сети переменного тока.

Дозиметр типа ДКЗ-1 применяется для контроля защиты помещения от рентгеновского и γ-излучения. Аналогичный по назначению дозиметр МРМ-1 или МРМ-2 (микрорентгенометр, ионизационная камера вынесена отдельно от прибора) применяется в лечебных и рентгенотерапевтических кабинетах. Существуют дозиметры, детекторами которых являются газоразрядные счётчики.

С помощью дозиметра можно измерять также и активность γ-препаратов. Для этого изотоп по возможности в форме точечного источника помещают на определённом расстоянии от центра ионизационной камеры. Затем измеряют мощность дозы и вычисляют активность вещества, исходя из приведённой выше формулы: .

Для измерения активности радиоактивных изотопов применяются приборы, называемые радиометрами. Используются и радиометры типа ДП-5, предназначенные для гражданской обороны и обладающие небольшой точностью. Для индивидуального использования населением с целью контроля радиационной обстановки на местности, в жилых и рабочих помещениях используют дозиметр-радиометр АНРИ-01-02 “СОСНА” и др.


тестЫ ДЛЯ ПРОВЕРКИ ЗНАНИЙ СТУДЕНТОВ







Дата добавления: 2015-09-19; просмотров: 2245. Нарушение авторских прав


Рекомендуемые страницы:


Studopedia.info - Студопедия - 2014-2020 год . (0.007 сек.) русская версия | украинская версия