где k характеризует часть коэффициента поглощения, приводящую к преобразованию первичной энергии фотона в кинетическую энергию электрона. s характеризует преобразование энергии первичных фотонов в энергию характеристического излучения.

Линейный коэффициент фотоэлектрического поглощения пропорционален отношению:

Величина резко уменьшается с ростом энергии и при E > 10 Мэв фотоэлектроны практически не образуются.

Ослабление интенсивности I падающего пучка фотонов в зависимости от толщины слоя вещества описывается соотношением:

где линейный коэффициент ослабления в случае фотоэффекта;

линейный коэффициент ослабления для комптон-эффекта;

линейный коэффициент ослабления в случае эффекта образования пар.

В случае эффекта Комптона, часть энергии -кванта преобразуется в кинетическую энергию электронов отдачи, а часть энергии уносит рассеянный фотон. Аналогично фотоэффекту линейный коэффициент комптоновского взаимодействия можно представить в виде:

где k и s имеют тот же смысл, что и k и s в случае фотоэффекта.

Вероятность рассеяния -квантов в случае эффекта Комптона зависит от плотности атомных электронов ne Z. Линейный коэффициент комптоновского рассеяния Z/E. Поэтому с увеличением энергии число рассеянных -квантов уменьшается.

В случае тяжёлых ядер комптон-эффект начинает преобладать над фотоэффектом в области энергий E > 1 M эв. Комптон-эффект слабее зависит от энергии по сравнению с фотоэффектом. Поэтому им можно пренебречь лишь в области энергий E > 10 M эв, где становится существенным эффект образования электрон-позитронных пар.

В случае образования электрон-позитронных пар баланс энергии имеет следующий вид:

где Ee и Ee+ кинетические энергии электрона и позитрона.

В случае эффекта образования электрон-позитронных пар энергия первичного фотона преобразуется в кинетическую энергию электрона и позитрона и в энергию аннигиляционного излучения.

Если через обозначить линейный коэффициент эффекта образования пар, то часть коэффициента k, характеризующая преобразование энергии первичного фотона в кинетическую энергию электрона и позитрона, определяется соотношением:

Линейный коэффициент эффекта образования пар Z 2 ln E. В области энергий E > 10 M эв основную роль в ослаблении пучка -квантов играет эффект образования пар.

Таким образом, во всех трех процессах взаимодействия первичного фотона с веществом часть энергии преобразуется в кинетические энергии электронов и позитронов, а часть в энергию вторичного фотонного излучения.

Поэтому коэффициент линейного ослабления потока фотонов можно записать в виде:

где k и s имеют тот же смысл, что и k и s в случае фотоэффекта.

µk линейный коэффициент передачи энергии излучения. Он определяет долю энергии -излучения, переданную электронам и позитронам в слое вещества. Значения µ и µk в различных средах даны в таблице 8.

µs линейный коэффициент рассеяния. Он определяет долю энергии -излучения, преобразованную в энергию вторичного -излучения.

Величина µ зависит от плотности, заряда ядер вещества Z и энергии -квантов:

Можно ввести массовый коэффициент ослабления µm = µ/. Тогда соотношение I(x) = I0 eµx будет иметь вид:

где Mx = x. Если точечный источник -излучения находится в вакууме, то плотность потока -излучения I будет меняться с изменением расстояния R до источника по закону:

Линейные коэффициенты передачи µk и линейные коэффициенты Если точечный источник -излучения помещен в вещество, то на ослабление плотности потока моноэнергетических -квантов влияет и взаимодействие с веществом и увеличение расстояния:

Это соотношение не учитывает вклад в интенсивность рассеянного излучения. Рассеянные -кванты после многократных столкновений с электронами могут выйти из вещества. В точку, расположенную после защитного слоя, попадают как первичные, так и рассеянные -кванты. Тогда приведенное соотношение будет иметь вид:

Величина В называется фактором накопления. Она обычно измеряется экспериментально.

4. Воздействие радиации на ткани живого организма В органах и тканях биологических объектов как и в любой среде при облучении в результате поглощения энергии идут процессы ионизации и возбуждения атомов. Эти процессы лежат в основе биологического действия излучений. Его мерой служит количество поглощенной в организме энергии.

В реакции организма на облучение можно выделить четыре фазы. Длительность первых трёх быстрых фаз не превышает единиц микросекунд, в течение которых происходят различные молекулярные изменения. В четвёртой медленной фазе эти изменения переходят в функциональные и структурные нарушения в клетках, органах и организме в целом.

Первая, физическая фаза ионизации и возбуждения атомов длится 1013 сек. Вo второй, химико-физической фазе, протекающей 1010 сек образуются высокоактивные в химическом отношении радикалы, которые, взаимодействуя с различными соединениями, дают начало вторичным радикалам, имеющим значительно большие по сравнению с первичными сроки жизни. В третьей, химической фазе, длящейся 106 сек, образовавшиеся радикалы, вступают в реакции с органическими молекулами клеток, что приводит к изменению биологических свойств молекул.

Описанные процессы первых трёх фаз являются первичными и определяют дальнейшее развитие лучевого поражения. В следующей за ними четвёртой, биологической фазе химические изменения молекул преобразуются в клеточные изменения. Наиболее чувствительным к облучению является ядро клетки, а наибольшие последствия вызывает повреждение ДНК, содержащей наследственную информацию. В результате облучения в зависимости от величины поглощённой дозы клетка гибнет или становится неполноценной в функциональном отношении. Время протекания четвёртой фазы очень различно и в зависимости от условий может растянуться на годы или даже на всю жизнь.

Различные виды излучений характеризуются различной биологической эффективностью, что связано с отличиями в их проникающей способности (рисунок 7) и характером передачи энергии органам и тканям живого объекта, состоящего в основном из лёгких элементов (таблица 9).

Альфа-излучение имеет малую длину пробега частиц и характеризуется слабой проникающей способностью. Оно не может проникнуть сквозь кожные покровы. Пробег альфа-частиц с энергией 4 МэВ в воздухе составляет 2.5 см, а в биологической ткани лишь 31 мкм. Альфа-излучающие нуклиды представляют большую опасность при поступлении внутрь организма через органы дыхания и пищеварения, открытые раны и ожоговые поверхности.

Бета-излучение обладает большей проникающей способностью. Пробег бета-частиц в воздухе может достигать нескольких метров, а в биологической ткани нескольких сантиметров. Так пробег электронов с энергией 4 МэВ в воздухе составляет 17.8 м, а в биологической ткани 2.6 см.

Гамма-излучение имеет еще более высокую проникающую способность. Если внешнее альфа- и бета-излучение поглощается как правило в одежде или коже и представляет в основном опасность при попадании радионуклидов внутрь организма, то при внешнем гамма-облучении его воздействию подвергается весь организм. Это с одной стороны требует специальных мер защиты от гамма-излучения, а с другой позволяет использовать его в разнообразных методах дистанционной диагностики.

Нейтроны. Биологический эффект от действия тепловых нейтронов в основном обусловлен процессами H(n, )2 H и l4 N(n, p)l4 C. Сечения этих реакций составляют соответственно 0.33 и 1.76 барн. Основной эффект воздействия на биологическую ткань происходит под действием протонов, образующихся в реакции (n, p) и теряющих всю свою энергию в месте рождения.

Для медленных нейтронов сечения захвата нейтронов малы. Большая часть энергии расходуется на возбуждение и расщепление молекул ткани.

Для быстрых нейтронов до 90 % энергии в ткани теряется при упругом взаимодействии. При этом решающее значение имеет рассеяние нейтронов на протонах. Дальнейшее выделение энергии происходит в результате ионизации среды протонами отдачи.

Рис. 7: Схематическое изображение проникающей способности различных излучений.

5. Дозы излучения и единицы измерения Действие ионизирующих излучений представляет собой сложный процесс. Эффект облучения зависит от величины поглощенной дозы, ее мощности, вида излучения, объема облучения тканей и органов. Для его количественной оценки введены специальные единицы, которые делятся на внесистемные и единицы в системе СИ. Сейчас используются преимущественно единицы системы СИ. Ниже в таблице 10 дан перечень единиц измерения радиологических величин и проведено сравнение единиц системы СИ и внесистемных единиц.

Основные радиологические величины и их единицы Для описания влияния ионизирующих излучений на вещество используются следующие понятия и единицы измерения: Активность радионуклида в источнике A. Активность равна отношению числа самопроизвольных ядерных превращений в этом источнике за малый интервал времени dN к величине этого интервала dt:

Единица активности в системе СИ беккерель (Бк). Внесистемная единицакюри (Ки).

Число радиоактивных ядер N (t) данного изотопа уменьшается со временем по закону:

где N0 число радиоактивных ядер в момент времени t = 0, T1/2 период полураспада время, в течение которого распадается половина радиоактивных ядер.

Массу m радионуклида активностью A можно рассчитать по формуле:

где M массовое число радионуклида, A активность в беккерелях, T1/2 период полураспада в секундах. Масса получается в граммах.

Экспозиционная доза (X). В качестве количественной меры рентгеновского и излучения принято использовать во внесистемных единицах экспозиционную дозу, определяемую зарядом вторичных частиц dQ), образующихся в массе вещества dm при полном торможении всех заряженных частиц :

Единица экспозиционной дозы рентген (Р). Рентген это экспозиционная доза рентгеновского и -излучения, создающая в 1 см воздуха при температуре 0 C и давлении 760 мм рт. ст. суммарный заряд ионов одного знака в одну электростатическую единицу количества электричества. Экспозиционной дозе 1 Р соответствует 2.08 · 109 пар ионов [2.08 · 109 = 1/(4.8 · 1010 )]. Если принять среднюю энергию образования 1 пары ионов в воздухе равной 33.85 эВ, то при экспозиционной дозе 1 Р одному кубическому сантиметру воздуха передается энергия, равная:

а одному грамму воздуха:

Поглощение энергии ионизирующего излучения является первичным процессом, дающим начало последовательности физико-химических преобразований в облученной ткани, приводящей к наблюдаемому радиационному эффекту. Поэтому естественно сопоставить наблюдаемый эффект с количеством поглощенной энергии или поглощенной дозы.

Поглощённая доза D основная дозиметрическая величина. Она равна отношению средней энергии dE, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:

Единица поглощённой дозы грей (Гр).

Внесистемная единица рад определялась как поглощённая доза любого ионизирующего излучения, равная 100 эрг на 1 грамм облучённого вещества.

Эквивалентная доза Н. Для оценки возможного ущерба здоровью человека в условиях хронического облучения в области радиационной безопасности введено понятие эквивалентной дозы Н, равной произведению поглощённой дозы Dr, созданной облучением r и усреднённой по анализируемому органу или по всему организму, на весовой множитель Wr, называемый ещё коэффициент качества излучения (таблица 11 ).

Единицей измерения эквивалентной дозы является Джоуль на килограмм. Она имеет специальное наименование зиверт (Зв).

Влияние облучения носит неравномерный характер. Для оценки ущерба здоровью человека за счет различного характера влияния облучения на разные органы (в условиях равномерного облучения всего тела) введено понятие эффективной эквивалентной дозы Eэфф, применяемое при оценке возможных стохастических эффектов злокачественных новообразований.

Эффективная доза равна сумме взвешенных эквивалентных доз во всех органах и тканях:

где Wt тканевый весовой множитель (таблица 12), а Ht эквивалентная доза, поглощённая в ткани t.

Коллективная эффективная эквивалентная доза. Для оценки ущерба здоровью персонала и населения от стохастических эффектов, вызванных действием ионизирующих излучений, используют коллективную эффективную эквивалентную дозу S, определяемую как:

где Ei средняя эффективная доза на всю группу людей; Ni число людей в группе.

Единицей S является человеко-зиверт (чел-Зв).

Тканевые весовые множители Wt для разных органов Радионуклиды радиоактивные атомы с данным массовым числом и атомным номером, а для изомерных атомов и с данным определённым энергетическим состоянием атомного ядра. Радионуклиды (и нерадиоактивные нуклиды) элемента иначе называют его изотопами.

Помимо приведённых выше величин для сравнения степени интенсивности взаимодействия вещества с ионизирующими частицами разных типов и энергий используется также величина линейной передачи энергии (ЛПЭ), определяемая соотношением:

где dE средняя энергия, локально переданная среде ионизирующей частицей вследствие столкновений на элементарном пути dl (таблица 13).

Пороговая энергия обычно относится к энергии электрона. Если в акте столкновения первичная заряженная частица образует -электрон с энергией большей, то эта энергия не включается в значение dE, и -электроны с энергией большей рассматриваются как самостоятельные первичные частицы.

Выбор пороговой энергии является произвольным и зависит от конкретных условий.

Из определения следует, что линейная передача энергии является некоторым аналогом тормозной способности вещества. Однако, между этими величинами есть различие.

Заключается оно в следующем:

1. ЛПЭ не включает энергию, преобразованную в фотоны, т.е. радиационные потери;

2. при заданном пороге ЛПЭ не включает в себя кинетическую энергию частиц, превышающую.

Величины ЛПЭ и тормозной способности совпадают, если можно пренебречь потерями на тормозное излучение и.

Средние значения величины линейной передачи энергии L и пробега R для электронов, протонов и -частиц По величине линейной передачи энергии можно определить весовой множитель данного вида излучения (таблица 14).

Зависимость весового множителя излучения Wr 5.1. Предельно допустимые дозы облучения Нормы радиационной безопасности (НРБ) разрабатываются на международном уровне и уровне государства и предназначены для регламентации облучения людей. Ниже описываются НРБ-99.

Нормы распространяются на следующие виды воздействия ионизирующего излучения на человека:

1) в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников облучения;

2) в результате радиационной аварии;

3) от природных источников излучения;

4) при медицинском облучении.

Для обоснования расходов на радиационную защиту принимается, что облучение в коллективной эквивалентной дозе в 1 чел. · Зв приводит к потенциальному ущербу, равному потере 1 чел. · года жизни населения. Величина денежного эквивалента потери 1 чел. · года жизни населения устанавливается указаниями федерального органа госсанэпиднадзора в размере не менее 1 годового душевого национального дохода.

Предел индивидуального пожизненного риска (вероятности возникновения у человека какого-либо эффекта в результате облучения) в условиях нормальной эксплуатации для техногенного облучения в течение года персонала принимается округлённо равным 1.0 · 103, а для населения 5.0 · 105. Уровень пренебрежимого риска составляет 106.

Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам.

Основные пределы доз, как и все остальные уровни облучения персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А.

Относится к дозе на глубине 300 мг/см2.

Относится к среднему по площади в 1 см2 значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2. На ладонях толщина покровного слоя 40 мг/см2. Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усреднённого облучения любого 1 см2 кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик глаза от бета-частиц.

Категории облучаемых лиц. Потенциально облучаемые лица разделены на две категории.

1) персонал (группы А и Б);

2) всё население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности.

Для категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса нормативов:

1) основные дозовые пределы, приведённые в таблице 15;

2) допустимые уровни монофакторного (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего излучения), являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объмные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и другие;

3) контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков и др.). Их значения должны учитывать достигнутый в учреждении уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

Основные пределы доз. В таблице 15 приведены основные дозовые пределы.

Основные пределы доз облучения не включают в себя 1) дозы от природного облучения;

2) дозы от медицинского облучения;

3) дозы вследствие радиационных аварий.

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) 70 мЗв.

Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.

6. Естественные источники радиации Избежать облучения ионизирующим излучением невозможно. Жизнь на Земле возникла и продолжает развиваться в условиях постоянного облучения. Радиационный фон Земли складывается из трех компонентов 1. космическое излучение;

2. излучение от рассеянных в земной коре, воздухе и других объектах внешней среды природных радионуклидов;

3. излучение от искусственных (техногенных)радионуклидов.

Облучение по критерию месторасположения источников излучения делится на внешнее и внутреннее. Внешнее облучение обусловлено источниками, расположенными вне тела человека. Источниками внешнего облучения являются космическое излучение и наземные источники. Источником внутреннего облучения являются радионуклиды, находящиеся в организме человека.

6.1. Космическое излучение Космическое излучение складывается из частиц, захваченных магнитным полем Земли, галактического космического излучения и корпускулярного излучения Солнца. В его состав входят в основном электроны, протоны и альфа-частицы. Это так называемое первичное космическое излучение, взаимодействуя с атмосферой Земли, порождает вторичное излучение. В результате на уровне моря излучение состоит почти полностью из мюонов (подавляющая часть) и нейтронов.

Поглощённая мощность дозы космического излучения в воздухе на уровне моря равна 32 нГр/час и формируется в основном мюонами. Для нейтронов на уровне моря мощность поглощённой дозы составляет 0.8 нГр/час и мощность эквивалентной дозы составляет 2.4 нЗв/час. За счет космического излучения большинство населения получает дозу, равную около 0.35 мЗв в год.

Космическому внешнему облучению подвергается вся поверхность Земли. Однако облучение это неравномерно. Интенсивность космического излучения зависит от солнечной активности, географического положения объекта и возрастает с высотой над уровнем моря. Наиболее интенсивно оно на Северном и Южном полюсах, менее интенсивно в экваториальных областях. Причина этого магнитное поле Земли, отклоняющее заряженные частицы космического излучения. Наибольший эффект действия космического внешнего облучения связан с зависимостью космического излучения от высоты (рис. 8).

Рис. 8: Величина солнечного излучения во время максимальной и минимальной активности солнечного цикла в зависимости от высоты местности над уровнем моря и географической широты.

Солнечные вспышки представляют большую радиационную опасность во время космических полетов. Космические лучи, идущие от Солнца, в основном состоят из протонов широкого энергетического спектра (энергия протонов до 100 МэВ), Заряженные частицы от Солнца способны достигать Земли через 15–20 мин. после того, как вспышка на его поверхности становится видимой. Длительность вспышки может достигать нескольких часов.

Величина дозы радиоактивного облучения, получаемая человеком, зависит от географического местоположения, образа жизни и характера труда. Например на высоте 8 км мощность эффективной дозы составляет 2 мкЗв/час, что приводит к дополнительному облучению при авиаперевозках. При трансконтинентальном перелете на обычном турбовинтовом самолете, летящем со скоростью ниже скорости звука (Тполета 7.5 часа), индивидуальная доза, получаемая пассажиром (50 мкЗв), на 20 % больше, чем доза, полученная пассажиром сверхзвукового самолета (Тполета 2.5 часа) (40 мкЗв), хотя последний подвергается более интенсивному облучению из-за большей высоты полета.

Коллективная эффективная доза от глобальных авиаперевозок достигает 104 чел-Зв, что составляет на душу населения в мире в среднем около 1 мкЗв за год, а в Северной Америке около 10 мкЗв.

6.2. Космогенные радионуклиды В результате ядерных реакций, идущих в атмосфере (а частично и в литосфере) под влиянием космических лучей, образуются радиоактивные ядра космогенные радионуклиды. Например В создание дозы наибольший вклад вносят 3 H, 7 Be, 14 C и 22 Na, которые поступают вместе с пищей в организм человека (таблица 16).

Взрослый человек потребляет с пищей 95 кг углерода в год при средней активности на единицу массы углерода 230 Бк/кг. Суммарный вклад космогенных радионуклидов в индивидуальную дозу составляет около 15 мкЗв/год.

6.3. Внешнее облучение от радионуклидов земного В настоящее время на Земле сохранилось 23 долгоживущих радиоактивных элемента с периодами полураспада от 107 лет и выше. Физические характеристики некоторых из них представлены в таблице 17.

Радиоактивные изотопы, изначально присутствующие на Земле В трёх радиоактивных семействах: урана (238 U), тория (232 Th) и актиния (235 Ac) в процессах радиоактивного распада постоянно образуется 40 радиоактивных изотопов.

Средняя эффективная эквивалентная доза внешнего облучения, которую человек получает за год от земных источников, составляет около 0.35 мЗв, т.е. чуть больше средней индивидуальной дозы, обусловленной облучением из-за космического фона на уровне моря. Однако уровень земной радиации неодинаков в различных районах. Так, например, в 200 километрах к северу от Сан-Пауло (Бразилия) есть небольшая возвышенность, где уровень радиации в 800 раз превосходит средний и достигает 260 мЗв в год. На югозападе Индии 70000 человек живут на узкой прибрежной полосе, вдоль которой тянутся пески, богатые торием. Эта группа лиц получает в среднем 3.8 мЗв в год на человека. Как показали исследования, во Франции, ФРГ, Италии, Японии и США около 95 % населения живут в местах с дозой облучения от 0.3 до 0.6 мЗв в год. Около 3 % получает в среднем 1 мЗв в год и около 1.5 % более 1.4 мЗв в год. Если человек находится в помещении, доза внешнего облучения изменяется за счет двух противоположно действующих факторов:

1. Экранирование внешнего излучения зданием;

2. облучение за счет естественных радионуклидов, находящихся в материалах, из которого построено здание.

В зависимости от концентрации изотопов 40 K, 226 Ra и 232 Th в различных строительных материалах мощность дозы в домах изменяется от 4·108 до 12·108 Гр/ч. В среднем в кирпичных, каменных и бетонных зданиях мощность дозы в 2 3 раза выше, чем в деревянных. В таблице 18 приведены данные о фоновом облучении в некоторых городах.

6.4. Внутреннее облучение от радионуклидов земного происхождения В организме человека постоянно присутствуют радионуклиды земного происхождения, поступающие через органы дыхания и пищеварения. Наибольший вклад в формирование дозы внутреннего облучения вносят 40 K, 87 Rb, и нуклиды рядов распада (238 U) и (232 Th) (таблица 19).

Среднегодовая эффективная эквивалентная доза внутреннего Средняя доза внутреннего облучения за счет радионуклидов земного происхождения составляет 1.35 мЗв/год. Наибольший вклад (около 3/4 годовой дозы) дают не имеющий вкуса и запаха тяжёлый газ радон (Rn) и продукты его распада. Поступая в организм при дыхании, он вызывает облучение слизистых тканей лёгких. Радон высвобождается из земной коры повсеместно, но его концентрации в наружном воздухе существенно различается для разных мест Земного шара. Однако, большую часть дозы облучения от радона человек получает, находясь в закрытом непроветриваемом помещении. В зонах с благоприятным климатом концентрация радона в закрытых помещениях в среднем примерно в 8 раз выше, чем в наружном воздухе. Источниками радона являются также строительные материалы. Так, например, большой удельной радиоактивностью обладают гранит и пемза, кальций-силинатрий, шлак и ряд других материалов. Радон проникает в помещение из земли и через различные трещины в межэтажных перекрытиях, через вентиляционные каналы и т.д. Источниками поступления радона в жилые помещения являются также природный газ и вода (таблица 20).

Мощность излучения различных источников радона Доля домов, внутри которых концентрация радона и его продуктов деления равна от 103 до 104 Бк/см3, составляет от 0.01 до 0.1 % в различных странах. Это означает, что значительное число людей подвергаются заметному облучению из-за высокой концентрации радона внутри домов, где они живут. В качестве удобрений ежегодно используются несколько десятков млн. тонн фосфатов. Большинство разрабатываемых в настоящее время фосфатных месторождений содержит уран, присутствующий в довольно высокой концентрации. Содержащиеся в удобрениях радиоизотопы проникают из почвы в пищевые продукты, приводят к повышению радиоактивности молока и других продуктов питания. Таким образом, эффективная доза от внутреннего облучения за счет естественных источников (1.35 мЗв/год) в среднем примерно в два раза превышает дозу внешнего облучения от них (0.65 мЗв/год). Следовательно, суммарная доза внешнего и внутреннего облучения от естественных источников радиации в среднем равна 2 мЗв/год. Для отдельных контингентов населения она может быть выше. Причем максимальное превышение над средним уровнем может достигать одного порядка.

7. Радиация от источников, созданных деятельностью В результате деятельности человека во внешней среде появились искусственные радионуклиды и источники излучения. В природную среду стали поступать в больших количествах естественные радионуклиды, извлекаемые из недр Земли вместе с углем, газом, нефтью, минеральными удобрениями, строительными материалами. Сюда относятся геотермические электростанции, создающие в среднем выброс около 4 · 1014 Бк изотопа Rn на 1 ГВт выработанной электроэнергии; фосфорные удобрения, содержащие и 238 U (до 70 Бк/кг в Кольском апатите и 400 Бк/кг в фосфорите); уголь, сжигаемый в жилых домах и электростанциях, содержит естественные радионуклиды 40 K 232 U и 238 U в равновесии с их продуктами распада. Роль различных искусственных источников излучений в создании радиационного фона иллюстрируется таблицей 21.

Среднегодовые дозы, получаемые от естественного радиационного фона и различных искусственных источников излучения За последние несколько десятилетий человек создал несколько тысяч радионуклидов и начал использовать их в научных исследованиях, в технике, медицинских целях и др.

Это приводит к увеличению дозы облучения, получаемой как отдельными людьми, так и населением в целом. Иногда облучение за счет источников, созданных человеком, оказывается в тысячи раз интенсивнее, чем от природных источников. В настоящее время основной вклад в дозу от источников, созданных человеком, вносит внешнее радиоактивное облучение при диагностике и лечении. В развитых странах на каждую тысячу населения приходятся от 300 до 900 таких обследований в год, не считая массовой флюорографии и рентгенологических обследований зубов. Для исследования различных процессов, протекающих в организме, и для диагностики опухолей используются также радиоизотопы, вводимые в организм человека. В промышленно развитых странах ориентировочно проводится 10 40 обследований на 1 млн. жителей в год. Коллективные эффективные эквивалентные дозы составляют 20 чел-Зв на 1 млн. жителей в Австралии и 150 чел-Зв в США. Средняя эффективная эквивалентная доза, получаемая от всех источников облучения в медицине, в промышленно развитых странах составляет 1 мЗв в год на каждого жителя, т.е. примерно половину средней дозы от естественных источников.

8. Испытания ядерного оружия Радиологические последствия испытаний ядерного оружия определяются количеством испытаний, суммарными энерговыделением и активностью осколков деления, видами взрывов (воздушные, наземные, подводные, надводные, подземные) и геофизическими факторами окружающей среды в период испытаний (район, метеообстановка, миграция радионуклидов и др.). Испытания ядерного оружия, которые особенно интенсивно проводились в период 1954–1958 и 1961–1962 гг., стали одной из основных причин повышения радиационного фона Земли и, как следствие этого, глобального повышения доз внешнего и внутреннего облучения населения.

В США, СССР, Франции, Великобритании и Китае в общей сложности проведено не менее 2060 испытаний атомных и термоядерных зарядов в атмосфере, под водой и в недрах Земли, из них непосредственно в атмосфере 501 испытание. Испытания в атмосфере в СССР были завершены в 1962 г., подземные взрывы на Семипалатинском полигоне в 1989 г., на Северном полигоне, в 1990 г. По оценкам во второй половине 20-го века за счет ядерных испытаний во внешнюю среду поступило 1.81 · 1021 Бк продуктов ядерного деления (ПЯД), из них на долю атмосферных испытаний приходится 99.84 %.

Продукты ядерного деления (ПЯД) представляют собой сложную смесь более чем 200 радиоактивных изотопов 36 элементов (от цинка до гадолиния). Большую часть активности составляют короткоживущие радионуклиды. Так, через 7, через 49 и через суток после взрыва активность ПЯД снижается соответственно в 10, 100 и 1000 раз по сравнению с активностью через час после взрыва. Выход наиболее биологически значимых радионуклидов приведен в таблице 22. Кроме ПЯД радиоактивное загрязнение обусловлено радионуклидами наведенной активности ( 3 H, 14 C, 28 Al, 24 Nа, 56 Mn, 59 Fe, Cо и др.) и неразделившейся частью урана и плутония. Особенно велика роль наведенной активности при термоядерных взрывах.

Выход некоторых продуктов деления при ядерном взрыве При ядерных взрывах в атмосфере значительная часть осадков (при наземных взрывах до 50 %) выпадает вблизи района испытаний. Часть радиоактивных веществ задерживается в нижней части атмосферы и под действием ветра перемещается на большие расстояния, оставаясь примерно на одной и той же широте. Находясь в воздухе примерно месяц, радиоактивные вещества во время этого перемещения постепенно выпадают на Землю. Большая часть радионуклидов выбрасывается в стратосферу (на высоту 10 15 км), где происходит их глобальное рассеивание и в значительной степени распад.

Нераспавшиеся радионуклиды выпадают по всей поверхности Земли. Дозы облучения населения от глобальных выпадений незначительны (таблица 23 ).

Годовые дозы облучения населения коррелируют с частотой испытаний. Так, в году коллективная среднегодовая доза, связанная с ядерными испытаниями, составила 7 % дозы облучения от естественных источников. К 1966 году она снизилась до 2 %, а к началу 80-ых годов уменьшилась до 1 %. В дальнейшем формирование доз будет происходить практически только за счет 14 C.

Дозы облучения населения от глобальных выпадений в год Суммарная ожидаемая коллективная эффективная доза от всех испытаний, произведенных к настоящему времени, составит в будущем около 3 · 107 чел-Зв. К 1980 г.

человечество получило лишь 12 % этой дозы. Из этой суммарной дозы основной вклад (%) дадут следующие радионуклиды:

9. Атомная энергетика Источником облучения, вокруг которого ведутся наиболее интенсивные споры, являются атомные электростанции. Преимущество атомной энергетики состоит в том, что она требует существенно меньших количеств исходного сырья и земельных площадей, чем тепловые станции (таблица 24), не загрязняет атмосферу дымом и сажей. Опасность состоит в возможности возникновения катастрофических аварий реактора, а также в реально не решенной проблеме утилизации радиоактивных отходов и утечке в окружающую среду небольшого количества радиоактивности.

Расход природных ресурсов для производства 1 ГВт в год электроэнергии в угольном и ядерном топливных циклах * При содержании урана в руде менее 0.1 %.

** При прямоточном охлаждении.

К концу 1984 г. в 26 странах работало 345 ядерных реакторов, вырабатывающих электроэнергию. Их мощность составляла 220 ГВт или 13% суммарной мощности всех источников электроэнергии. К 1994 году в мире работало 432 атомных реактора, их суммарная мощность составила 340 ГВт.

В настоящее время более 20 % производимой в мире электроэнергии вырабатывают АЭС. В таблице 25 показана доля атомной энергетики в производстве энергии в отдельных странах в 2001 г.

После аварии на Чернобыльской АЭС мировая атомная энергетика некоторое время находилась в состоянии стагнации и даже спада. В ряде стран было принято решение о прекращении строительства новых АЭС и постепенном закрытии существующих. За это время удалось значительно усилить меры по безопасной и безаварийной эксплуатации АЭС, поднять их производственные характеристики. В настоящее время АЭС производят электроэнергию наименьшей стоимости и с наименьшим экологическим ущербом. Ряд стран, включая США, вернулись к программам развития атомной энергетики.

Объём электроэнергии, произведённой атомными электростанциями Европейского Союза, вырос в 2001 г. на 3 % c 821.1 до 846 тераватт·часов.

Производство электроэнергии на АЭС является одним из звеньев ядерного топливного цикла, производственная и дозовая структура которого показана в таблице 26.

* ТВЭЛ тепловыделяющий элемент.

В таблице 28 приведены данные о действующих и строящихся энергоблоках на апрель 2001 г.

В процессе работы ядерных реакторов в них накапливается огромное количество продуктов ядерного деления и трансурановых элементов (таблица 27).

В условиях нормальной эксплуатации АЭС выбросы радионуклидов во внешнюю среду незначительны и состоят в основном из радионуклидов йода и инертных радиоактивных газов Xe, Kr), периоды полураспада которых (за исключением изотопа 85Kr ) в основном не превышают нескольких суток. Эти нуклиды образуются в процессе деления урана и могут просачиваться через микротрещины в оболочках твэлов (тепловыделяющие элементы, содержащие внутри себя уран). Так, в течении 1992 года максимальные среднесуточные радиоактивные выбросы АЭС России в процентах от допустимой нормы составили (ИРГ - инертные радиоактивные газы):

1. На АЭС с ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор):

2. На АЭС с РБМК (реактор большой мощности канальный):

3. Среднесуточный допустимый выброс равен:

• по йоду 0.01 Ки/сут на 1000 МВт, • по ИРГ 500 Ки/сут на 1000 МВт.

Значения удельной активности (Бк/т урана) основных продуктов деления в ТВЭЛах, извлеченных из реактора ВВЭР после трехлетней 90 % всей дозы облучения, возможной в результате выброса на атомной станции и обусловленной короткоживущими изотопами (йод, ИРГ), население получает в течение года после выброса, 98 % в течение 5 лет. Почти вся доза приходится на людей, живущих вблизи АЭС. Дозы облучения обычно значительно ниже установленных пределов для отдельных лиц из населения (0.5 бэр/год).

Долгоживущие продукты выброса (137 Cs, 90 Ce, 85 Kr и др.) распространяются по всему земному шару. Оценка ожидаемой коллективной эквивалентной дозы от облучения такими изотопами составляет 670 чел-Зв на каждый ГВт вырабатываемой электроэнергии.

Приведённые выше оценки получены в предположении, что ядерные реакторы работают нормально. Вклады различных источников облучения в этом случае приведены на рисунке 9. Количество радиоактивных веществ, поступивших в окружающую среду при аварии, существенно больше. Известно, что за период с 1971 по 1984 г. в 14 странах мира произошла 151 авария на АЭС.

26 апреля 1986 г. на Чернобыльской атомной электростанции произошла авария с разрушением активной зоны реактора, что привело к выбросу части накопившихся в активной зоне радиоактивных продуктов в атмосферу.

На рис. 10 показана схема загрязнения территории в районе Чернобыльской АЭС. В качестве условной границы загрязненной территории принята изолиния мощности дозы излучения 0.05 мР/год на 10 июня 1986 г.

В таблицах 29 и 30 приведены оценка радионуклидного состава выброса и ежесуточные выбросы радиоактивных веществ в атмосферу из аварийного блока (без радиоактивных инертных газов).

10. Медицинское применение радиации Излучение используется в медицине для двух различных целей: диагностики болезней или повреждений и для уничтожения клеток, поражённых раком.

Одно из самых старых и наиболее распространённых диагностических применений это рентгенодиагностика рентгеновские лучи, проходят через тело пациента и позволяют получить изображение требуемого объекта. Ценности этого метода весьма высока ежегодно проводятся миллионы рентгенологических исследований. В результате одного рентгенологического исследования грудной клетки пациент получает дозу излучения 0,1 мЗв.

В случае некоторых заболеваний диагностическую информацию можно получить с использованием гамма-лучей, испускаемых радиоактивными веществами, которые вводятся в организм пациента путём инъекции, через рот или органы дыхания. Этот метод Рис. 10: Схема загрязнённой территории в районе Чернобыльской АЭС: 0.05 условная граница загрязнённой территории.

называют ядерной медициной. Радиоактивное вещество входит в состав фармацевтического препарата, подобранного таким образом, чтобы он преимущественно накапливался в исследуемом органе или ткани. Для наблюдения за распределением и движением радиоактивного вещества применяется "гамма-камера". Она позволяет обнаруживать гаммаизлучение и получать изображение, и таким образом можно определить, является ли ткань здоровой, а также получить информацию о характере и стадии развития болезни.

Оценка радионуклидного состава выброса из аварийного блока Приведены данные об активности основных радионуклидов, определяемых при радиометрическом анализе.

Суммарный выброс к 6 мая 1986г..

Для лечения раковых заболеваний применяется лучевая терапия, в которой используют высокоэнергичные рентгеновские лучи или гамма-лучи, испускаемые кобальтом- или аналогичными источниками. Производится их точное нацеливание, часто с нескольких направлений, с тем, чтобы уничтожить поражённую ткань и при этом снизить дозу, получаемую окружающей здоровой тканью. При лечении болезней могут использоваться радиоактивные вещества либо в виде небольших количеств твёрдого материала, временно вводимого в ткани, либо в виде радиоактивных растворов, обеспечивая высокие, но локализованные дозы излучения.

Применение излучений в медицине является самым значительным источником искусственного облучения людей; глобальная среднегодовая доза составляет 1,4 мЗв.

Ежесуточный выброс радиоактивных веществ в атмосферу Значения пересчитаны на 06.05.1986 с учётом радиоактивного распада. В момент выброса 26.04.1986 активность составила 20 22 МКи.

11. Воздействие радиации на человека Эффекты воздействия радиации на человека обычно делятся на две категории (таблица 31):

1. Соматические (телесные) возникающие в организме человека, который подвергался облучению;

2. Генетические связанные с повреждением генетического аппарата и проявляющиеся в следующем или последующих поколениях: это дети, внуки и более отдаленные потомки человека, подвергшегося облучению.

Локальные лучевые поражения Хромосомные аберрации Различают пороговые (детерминированные) и стохастические эффекты. Первые возникают когда число клеток, погибших в результате облучения, потерявших способность воспроизводства или нормального функционирования, достигает критического значения, при котором заметно нарушаются функции пораженных органов. Зависимость тяжести нарушения от величины дозы облучения показана в таблице 32.

Воздействие различных доз облучения на человеческий организм Хроническое облучение слабее действует на живой организм по сравнению с однократным облучением в той же дозе, что связано с постоянно идущими процессами восстановления радиационных повреждений. Считается, что примерно 90 % радиационных повреждений восстанавливается.

Стохастические (вероятностные) эффекты, такие как злокачественные новообразования, генетические нарушения, могут возникать при любых дозах облучения. С увеличением дозы повышается не тяжесть этих эффектов, а вероятность (риск) их появления. Для количественной оценки частоты возможных стохастических эффектов принята консервативная гипотеза о линейной беспороговой зависимости вероятности отдаленных последствий от дозы облучения с коэффициентом риска около 7 · 102 /Зв (таблица 33).

Число случаев на 100000 человек при индивидуальной дозе облучения * Все население включает не только как правило здоровый работающий персонал, но и критические группы (дети, пожилые люди и т.д.) Радионуклиды накапливаются в органах неравномерно. В процессе обмена веществ в организме человека они замещают атомы стабильных элементов в различных структурах клеток, биологически активных соединениях, что приводит к высоким локальным дозам. При распаде радионуклида образуются изотопы химических элементов, принадлежащие соседним группам периодической системы, что может привести к разрыву химических связей и перестройке молекул. Эффект радиационного воздействия может проявиться совсем не в том месте, которое подвергалось облучению. Превышение дозы радиации может привести к угнетению иммунной системы организма и сделать его восприимчивым к различным заболеваниям. При облучении повышается также вероятность появления злокачественных опухолей.

В таблице 34 приведены сведения о накоплении некоторых радиоактивных элементов в организме человека.

Организм при поступлении продуктов ядерного деления подвергается длительному, убывающему по интенсивности, облучению.

Наиболее интенсивно облучаются органы, через которые поступили радионуклиды в организм (органы дыхания и пищеварения), а также щитовидная железа и печень. Дозы, поглощенные в них, на 1-3 порядка выше, чем в других органах и тканях. По способности концентрировать всосавшиеся продукты деления основные органы можно расположить в следующий ряд:

Так, в щитовидной железе накапливается до 30 % всосавшихся продуктов деления, преимущественно радиоизотопов йода.

По концентрации радионуклидов на втором месте после щитовидной железы находится печень. Доза облучения, полученная этим органом, преимущественно обусловлена радионуклидами 99 Mo, 132 Te, 131 I, 132 I, 140 Bа, 140 La.

Органы максимального накопления радионуклидов * Относящаяся к данному органу доля полной дозы, полученной всем телом человека.

Среди техногенных радионуклидов особого внимания заслуживают изотопы йода.

Они обладают высокой химической активностью, способны интенсивно включаться в биологический круговорот и мигрировать по биологическим цепям, одним из звеньев которых может быть человек (рис. 11).

Основным начальным звеном многих пищевых цепей является загрязнение поверхности почвы и растений. Продукты питания животного происхождения один из основных источников попадания радионуклидов к человеку.

Исследования, охватившие примерно 100000 человек, переживших атомные бомбардировки Хиросимы и Нагасаки, показывают, что рак наиболее серьезное последствие облучения человека при малых дозах. Первыми среди раковых заболеваний, поражающих население, стоят лейкозы (рис. 12).

Распространенными видами рака под действием радиации являются рак молочной железы и рак щитовидной железы. Обе эти разновидности рака излечимы и оценки ООН показывают, что в случае рака щитовидной железы летальный исход наблюдается у одного человека из тысячи, облученных при индивидуальной поглощенной дозе один грей.

Данные по генетическим последствиям облучения весьма неопределенны. Ионизирующее излучение может порождать жизнеспособные клетки, которые будут передавать то или иное изменение из поколения в поколение. Однако анализ этот затруднен, так как примерно 10 % всех новорожденных имеют те или иные генетические дефекты и трудно выделить случаи, обусловленные действием радиации. Экспертные оценки показывают, что хроническое облучение при дозе 1 Гр, полученной в течение 30 лет, приводит к появлению около 2000 случаев генетических заболеваний на каждый миллион новорожденных среди детей тех, кто подвергался облучению.

Рис. 11: Пути воздействия радиоактивных отходов АЗС на человека.

Рис. 12: Относительная среднестатистическая вероятность заболевания раком после получения однократной дозы в 0.01 Гр при равномерном облучении всего тела.

В последние десятилетия процессы взаимодействия ионизирующих излучений с тканями человеческого организма были детально исследованы. В результате выработаны нормы радиационной безопасности, отражающие действительную роль ионизирующих излучений с точки зрения их вреда для здоровья человека. При этом необходимо помнить, что норматив всегда является результатом компромиса между риском и выгодой.

Меры защиты персонала и населения регламентируются нормами радиационной безопасности (НРБ-99) и гигиеническими нормативами (ГН.2.61.054-99).

МКРЗ и НКРЗ Российской Федерации в рекомендациях по радиационной безопасности исходят из:

• непревышения основного дозового предела;

• исключения всякого необоснованного облучения;

• снижения доз до наиболее низкого уровня с учётом медицинских и социальноэкономических критериев.

МКРЗ и НКРЗ Российской Федерации в рекомендациях по радиационной безопасности полагают, что:

• вмешательства должны принести больше пользы, чем вреда, т. е. уменьшение дозы должно быть достаточным, чтобы оправдать возможный вред от вмешательства и защиты, включая социальные затраты;

• форма, масштаб и длительность должны быть оптимизированы, т. е. польза от уменьшения ущерба от излучения за вычетом ущерба, связанного с вмешательством, должна быть максимальной.

• планируемое повышенное облучение персонала при ликвидации аварии выше установленных дозовых пределов (таблица 15) может быть разрешено только в тех случаях, когда нет возможности принять меры, исключающие их применение, и может быть оправдано лишь спасением жизни людей, предотвращением дальнейшего развития аварии и облучения большого числа людей. Планируемое повышенное облучение допускается только для мужчин старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения при ликвидации аварии и риске для здоровья.

• Планируемое повышенное облучение в дозе не более 100 мЗв в год допускается с разрешения территориальных органов госсанэпиднадзора, а облучение в дозе не более 200 мЗв в год только с разрешения Госкомсанэпиднадзора России. Повышенное облучение не допускается:

– для работников, ранее уже получивших дозу 200 мЗв в год в результате аварии или планируемого повышенного облучения;

– для лиц, имеющих медицинские противапоказания согласно списку Минздравмедпрома России.

• Лица, подвергшиеся однократному облучению в дозе, превышающей 100 мЗв, в дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв/год.

Однократное облучение в дозе свыше 200 мЗв/год должно рассматриваться как потенциально опасное.

Меры радиационной защиты персонала и населения регламентируются нормами радиационной безопасности (НРБ-99) и основными санитарными правилами (ОСП-72Меры защиты направлены на:

• предотвращение возникновения детерминированных эффектов путем ограничения облучения дозой ниже порога возникновения этих эффектов (нормирование годовой • принятие обоснованных мер по снижению вероятности индуцирования отдаленных стохастических последствий (онкологических и генетических) с учетом экономических и социальных факторов.

Целью мер защиты является обеспечение высоких показателей здоровья населения, которые включают: продолжительность жизни, интегральные по времени характеристики физической и умственной работоспособности, самочувствие и функцию воспроизводства.

Меры защиты включают:

• снижение облучения населения от всех основных источников излучения;

• ограничение вредного действия на население нерадиационных факторов физической и химической природы;

• повышение резистентности и антиканцерогенной защищенности жителей;

• медицинскую защиту населения;

• повышение уровня радиационно-гигиенических знаний населения, психологическую помощь населению, помощь в преодолении преувеличенного восприятия опасности радиации;

• формирование здорового образа жизни населения;

• повышение социальной, экономической и правовой защищенности населения.

В случаях аварийных ситуаций принимаются дополнительные меры защиты, обеспечивающие снижение дозы облучения населения загрязненной территории и включающие:

• отселение жителей (временное или постоянное);

• отчуждение загрязненной территории или ограничение проживания и функционирования населения на этой территории;

• дезактивацию территории, строений и других объектов;

• систему мер в цикле сельскохозяйственного производства по снижению содержания радионуклидов в местной растительной и животной пищевой продукции; нормирование, радиационный контроль и выбраковку сельскохозяйственных и природных пищевых продуктов с последующей переработкой их в радиационно чистые продукты, а также снабжение населения радиационно чистыми пищевыми продуктами;

• внедрение в практику специальных правил поведения жителей и ведения ими приусадебного хозяйства.

Дополнительные меры также включают оптимизацию медицинского обслуживания населения и снижение доз облучения от других источников, в частности за счет ограничения поступления радона в жилые и производственные помещения.

13. Примеры решения задач Задача 1. Рассчитать суммарную активность трития, образовавшегося в результате испытания ядерного оружия до 1970 г., если общий эквивалент ядерных взрывов составил 220 Мт.

Решение. Образование трития при испытании ядерного оружия составляет 2.6 · 10 Бк/Мт. До 1970 г. общий эквивалент ядерных взрывов составил 220 Мт. Образование трития:

Задача 2. По санитарным нормам допустимая плотность потока быстрых нейтронов составляет:

Определить на каком минимальном расстоянии от источника, интенсивностью S = 106n/с, можно работать без дополнительной защиты.

Решение. Плотность потока нейтронов I(r) на расстоянии r от источника определяется соотношением:

Минимальное безопасное расстояние из соотношения (1):

Задача 3. Индивидуальная доза облучения, полученная в результате воздействия источника 60 Co в течении 10 с, составила 100 Гр. Сколько фотонов -излучения попало при этом в организм человека, если каждый фотон теряет в тканях тела около 40 % своей энергии ?

Решение. При распаде 60 Co образуется 2 - кванта с энергиями 1.33 и 1.17 МэВ.

Каждая такая пара фотонов выделит в тканях человека (1.33 + 1.17) · 0.4 = 1 МэВ = 1.6 · 1013 Дж.

Для человека весом 75 кг поглощённая доза от одной пары фотонов составит При получении дозы 100 Гр число фотонов, попавших в организм, составит Задача 4. Студент предполагает использовать для работы с источником 90 Sr, имеющим активность А = 270 МБк и находящемся в стеклянной пробирке, в качестве защиты только плотные перчатки. Не опасно ли это ?

Решение. Е = 1.74 МэВ, масса человека М = 70 кг, = 0.1. На один акт распада 90 Sr приходится 1 фотон с энергией 1.74 МэВ, откуда для поглощённой человеком мощности дозы Dt получим Предел дозы: ПД = 0.5 Гр/год 1.6 · 108 Гр/с Работать опасно !!!

Задача 5. Количество 90 Sr, которое ежедневно попадает с пищей в организм человека, составляет 0.94 Бк. Каково значение дозы, накопленной в костной ткани за год Решение.

1. Средние энергии -распада составляют 0.3 0.4 от Emax. В расчете возьмем 0.4.

2. Будем считать, что в организме поглощается 10 % фотонов. Общее количество энергии, поглощённой в организме от одного распада: Q = (0.546+2.27)·0.4+1.734·0.1 = 1.3 МэВ = 1.3 · 1.6 · 1013 Дж = 2.08 · 1013 Дж, (1 МэВ = 1.6 · 1013 Дж).

Согласно таблице 34, доля радионуклида 90 Sr, поглощённая костной тканью, составляет 0.94 Бк · 0.7 = 0.66 Бк или 5.68 · 104 распадов в сутки, ( в сутках 86400 с).

Органы максимального накопления радионуклидов Таким образом, в сутки костная ткань поглощает Доза, поглощённая в год:

Доза, поглощённая за год в 1 кг костной ткани:

Задача 6. Каково максимальное количество радионуклида 90 Sr при попадании которого в организм не будет превышена доза D = 1 мГр/год. T1/2 (90 Sr) = 28 лет.

Решение. Наибольшее количество радионуклида 90 Sr поглощается в костях. Масса вещества кости M составляет 7 кг; доля полной полученной дозы составляет = 0. (табл. 34). Поэтому полная энергия, выделенная в организме за год, будет составлять:

Доля ядер радионуклида Sr, распадающаяся за год:

Используя схему распада радиоактивного изотопа Sr, получим энергию, выделяющуюся в костях на один акт распада:

E = 0.1 · E + 0.4 · Emax = 0.1 · 1.734 + 0.4 · (0.54 + 2.27) = Полное число ядер изотопа:

Задача 7. Какова поглощённая доза в организме человека в течении 10 лет, если через органы дыхания в него попало 100 мкг изотопа 239 Pu? Период полураспада 239 Pu равен 2.4 · 104 лет.

Число ядер Pu распавшихся за 10 лет:

Распад 239 Pu приводит к появлению трёх -линий при энергиях и с вероятностями распада, указанными в таблице.

E = 5.1 МэВ. Масса тела M = 70 кг. Поглощённая доза:

Задача 8. При какой концентрации плутония в воздухе n годовая доза от его попадания в лёгкие составит D = 1.7 · 106 Гр.

Для расчёта принять:

1. в среднем человек вдыхает V0 = 0.01 литров воздуха в минуту;

3. первоначально плутоний в лёгких отсутствовал.

Решение. Период полураспада 239 Pu T1/2 = 2.4 · 104 лет. Средняя энергия -частиц распада E = 5 МэВ. Масса лёгких Mл = 0.5 кг. Число актов распада 239 Pu за время dt:

накопления и распада :

Учитывая, что вследствии большого периода полураспада вторым членом в этом уравнении можно пренебречь, после интегрирования получим:

Отсюда находим число ядер, распавшихся за время t :

Энергия Е, поглощённая в ткани лёгких за год:

Число распадов ядер, необходимое для выделения энергии Е:

Из выражения для Np (t) получим концентрацию P u в воздухе:

14. Контрольные вопросы и задачи 1. Что такое радиация?

2. Перечислите основные виды радиоактивного излучения.

3. Опишите механизм передачи энергии тяжёлой заряженной частицей веществу.

4. В чем различие между пробегами тяжёлой заряженной частицы и лёгкой?

5. Рассчитать толщину защиты из Al от электронов, имеющих в воздухе пробег 10 м.

6. Какова должна быть толщина Al фильтра для полного поглощения -частиц радиоактивного источника 32 P?

7. Электроны с энергией Е0 попадают на свинцовую пластину толщиной 0.1 см и имеют на выходе из пластины энергию Е = 1 МэВ. Определить энергию Е0 .

8. Как зависит пробег тяжёлой заряженной частицы от ее заряда и знергии?

9. Электроны с энергией 100 МэВ падают на свинцовую пластину толщиной 1 см.

Подсчитать энергию электронов после прохождения пластинки.

10. Протоны с энергией 100 МэВ падают на алюминивую пластинку толщиной 6 мм.

Подсчитать энергию протонов после прохождения пластинки.

11. Протоны с энергией Е0 падают на Al пластинку толщиной 0.2 см и имеют на выходе пластинки энергию Е = 0.5 МэВ. Определить энергию Е0.

12. Что такое удельные ионизационные потери заряженной частицы? Как они зависят от заряда среды, заряда и энергии частицы?

13. Оценить отношение ионизационных потерь протонов к ионизационным потерям электронов для энергии частиц 10 ГэВ.

14. Протоны с кинетической энергией 5 МэВ проходят через газовую среду. Для какого из двух газов неона или азота удельная ионизация будет больше и во сколько?

15. Определить удельные потери энергии на ионизацию и среднее число пар ионов на 1 см пути -частицы с энергией 10 МэВ при прохождении через воздух. Учесть, что на образование одной пары ионов в воздухе необходимо 35 эВ.

16. Вычислить отношение удельных потерь на ионизацию в свинце и алюминии для -частиц с энергией 5 МэВ.

17. Что такое радиационные потери энергии? При каких энергиях необходимо учитывать радиационные потери?

18. Определить средние удельные потери энергии на радиационное излучение при прохождении электрона с энергией 50 МэВ через Al-фильтр и сравнить ее со средними удельными потерями энергии на ионизацию.

19. Во сколько раз удельные потери энергии на радиационное излучение в висмуте больше, чем в железе?

20. Что такое критическая энергия электронов? Зависит ли эта величина от свойств рассеивающей среды?

21. Определить критическую энергию электронов при прохождении через алюминий.

22. Что такое радиационная длина?

23. Опишите механизм передачи энергии нейтрона веществу.

24. Определить толщину слоя кадмия, ослабляющую поток тепловых нейтронов в раз. Сечение поглощения тепловых нейтронов кадмием составляет 2540 барн.

25. Что лежит в основе классификации нейтронов по энергиям?

26. Почему сечения взаимодействия тепловых нейтронов с веществом могут быть R2 (R радиус ядра)?

27. Описать основные механизмы взаимодействия гамма-квантов с веществом. Какие механизмы взаимодействия гамма-квантов с веществом доминируют при различных энергиях -квантов?

28. Как зависит сечение фотоэффекта от свойств среды и энергии -кванта?

29. Как зависит сечение эффекта Комптона от свойств среды и энергии -кванта?

30. Нарисовать спектр, полученный с помощью сцинтилляционного детектора с кристаллом NaI(Tl), для фотонов с энергией 500 кэВ.

31. Нарисовать спектр, полученный с помощью сцинтилляционного детектора с кристаллом NaI(Tl), для фотонов с фотонов с энергией 3 МэВ.

32. Как зависит сечение эффекта Комптона от свойств среды и энергии -кванта?

33. Рассчитать толщину защиты из свинца, необходимую для ослабления интенсивности излучения -квантов с энергией 1 МэВ в 100 раз.

34. Распад 60 Co на возбуждённые состояния ядра сопровождается последовательным испусканием двух гамма-квантов с энергиями 1.17 и 1.33 МэВ. Найти отношение интенсивностей этих линий после прохождения слоя свинца, толщиной 10 см ( геометрия узкого пучка).

35. Линейный коэффициент ослабления гамма-излучения в свинце равен 1.65 см1.

Определить энергию гамма-квантов. Рассчитать ослабление интенсивности пучка гамма-квантов при прохождении 10 см свинца.

36. Монохроматическое гамма-излучение 198 Au (E = 0.411 МэВ) проходит через фильтр толщиной 2 см. Определить линейный и массовый коэффициенты поглощения, если известно, что фильтр ослабляет интенсивность гамма-излучения в 5 раз.

37. Определить ослабление интенсивности -излучения с энергией 2.6 МэВ при прохождении через свинцовый фильтр толщиной 2 см.

38. -лучи с энергией 3 МэВ проходят через свинцовый фильтр толщиной 10 см. Какова должна быть толщина алюминиевого фильтра, чтобы вызвать такое же ослабление -лучей.

39. В чем особенности воздействия радиации на ткани живого организма?

40. Что такое радионуклид? В чем различие понятий радионуклид и изотоп?

41. Что такое активность радионуклида в источнике?

42. Что такое экспозиционная доза?

43. Рассчитать дозу облучения в рентгенах от источника 60 Со активностью 50 мКи, полученную за 6 часов работы на расстоянии 40 см от источника.

44. Мощность дозы -излучения на расстоянии 10 см от источника составляет 5 Р/мин.

Определить расстояние от источника, на котором можно находиться без защиты в течении рабочего дня (6 часов). Максимально допустимая доза -излучения составляет 0.05 Р за рабочий день.

45. Что такое линейная передача энергии (ЛПЭ)?

46. В чем различие между линейной передачей энергии и удельной ионизацией?

47. В чем различие между поглощённой дозой, эквивалентной дозой и эффективной эквивалентной дозой?

48. Что такое предельно допустимые дозы и пределы дозы?

49. Что такое внешнее и внутреннее облучение? Основные источники внешнего и внутреннего облучения.

50. Основные источники природной радиации.

51. Основные техногенные источники радиации.

52. Почему с увеличением высоты происходит увеличение мощности поглощённой дозы космического внешнего облучения?

53. Какую опасность представляют радионуклиды, попавшие внутрь организма ?

54. В чем особенности воздействия больших и малых доз радиации на человека?

55. В каких формах проявляется биологическая активность радионуклидов?