Источники ионизирующих излучений и радиационного поля. Дозиметры

Размещено на http://www.allbest.ru/

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ, МОЛОДЕЖИ И СПОРТА УКРАИНЫ

ОДЕССКИЙ НАЦИОНАЛЬНЫЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ

ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ

КАФЕДРА АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ

Контрольная работа

по дисциплине: «Дозиметрия»

Одесса 2012

Источники ионизирующих излучений и радиационного поля. Воздействие ионизирующих излучений на неживое и живое вещество (ткань, организм). Необходимость метрологического контроля ионизирующей радиации

ионизирующий излучение радиация доза

1. Общие сведения и терминология.

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

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

Ионизирующие излучения разделяют на фотонные и корпускулярные.

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

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

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

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

По физической основе генерации излучения разделяют радионуклидные источники на основе естественных и искусственных радиоактивных изотопов, и физико-технические источники.

Для радионуклидных источников различают открытые и закрытые источники излучения.

Открытый источник ионизирующего излучения - при использовании которого возможно поступление содержащихся в нём радиоактивных веществ в окружающую среду.

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

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

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

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

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

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

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

Нуклид	Название	Период полураспада	Гамма-кванты, МэВ	Бета-частицы Emax, МэВ
40К 226Ra Ю 206Pb 232Th Ю 208Pb	Калий-40 Ряд урана Ряд тория	1.3 109 год 1620 год 1.4 1010 год	1.461 Много, до 2.45 Много, до 2.62	Много, до 3 Много, до 3	Естественные нуклиды
137Cs 90Sr + 90Y	Цезий-137 Стронций-Иттрий	30 год 30 год, 3 сут.	0.662 -	1.17 0.55, 2.29	Техногенные
131I 144Ce + 144Pr 106Ru + 106Rh	Йод-131 Церий-Празеодим Рутений-Родий	8 суток 285 сут, 17 мин. 372 сут, 30 сек.	0.365 0.133 0.512, 0.622	0.606 0.318, 3 0.04, 3.5	Продукты аварий АЭС

Особого внимания заслуживает Радон-222, продукт распада Ra-226. Он является инертным газом, и выделяется из любых сред и объектов (почвы, строительные материалы и пр.), которые практически всегда содержат уран и продукты его распада. Средняя концентрация радона на уровне земли вне помещений составляет 8 Бк/м3 . Период полураспада радона составляет 3.824 суток, и он может накапливаться в закрытых и плохо вентилируемых помещениях.

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

Источники заряженных частиц.

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

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

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

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

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

Источники бета-излучения.

Бета-излучение - корпускулярное ионизирующее излучение, поток электронов или позитронов, возникающий при бета-распаде атомных ядер с выбросом из ядра электрона или позитрона со скоростью, близкой к скорости света. Бета-распад радионуклидов сопровождается излучением нейтрино, при этом разделение энергия распада между электроном и нейтрино имеет случайный характер. Это приводит к тому, что энергетическое распределение излучаемых бета-частиц является непрерывным от 0 до определенной для каждого изотопа максимальной энергии Емах, мода распределения сдвинута в область низких энергий, а среднее значение энергии частиц порядка (0,25-0,45)Емах. Пример энергетического распределения бета-излучения приведен на рис. 1.



Рис. 1

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

Характеристика проникающей способности излучения обычно дается по средней величине поглощения энергии излучения при прохождении излучения через слой вещества с поверхностной плотностью 1 г/см2. Поглощение энергии бета-частиц при прохождении через вещество составляет порядка 2 МэВ на 1 г/см2, и защита от излучения радионуклидных источников не представляет проблем. Слой свинца толщиной 1 мм практически полностью поглощает излучение с энергией до 2,5 МэВ.

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

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

Таблица 1 - Радионуклидные источники бета-частиц

Изотоп	Название	Период полураспада	Максимальная энергия, кэВ
3H 35S 90Sr Ю Ю 90Y 147Pm 204Tl	Тритий Сера-35 Стронций-90, Иттрий-90 Прометий-147 Таллий-204	12.6 лет 87.2 суток 28 лет 64.2 часа 2.6 лет 3.9 лет	18.6 167 540 2270 220 77

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

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

В отличие от изотопных источников с непрерывным спектром электронов, ускорители дают пучок электронов фиксированной энергии, причём поток и энергия электронов могут варьироваться в широких интервалах. Машины рассчитаны на непрерывную работу в промышленных условиях, снабжены разнообразными системами развертки пучка электронов для облучения различных продуктов. Они применяются для радиационно-химических технологий, используемых при производстве кабельной продукции с термостойкой изоляцией, полимерных труб горячего водоснабжения, термоусаживаемых труб, хладостойких полимеров, полимерных рулонных композитных материалов и т.п. Импульсный ускоритель РИУС-5 создает ток электронов в импульсах (0.02-2) мкс до 100 кА при энергии электронов до 14 МэВ. Малогабаритные импульсные бетатроны типа МИБ используются для радиографического контроля качества материалов и изделий в нестационарных условиях.

Источники альфа-излучения.

Альфа-излучение - это корпускулярное ионизирующее излучение, представляет собой поток альфа-частиц (ядер атомов гелия) с энергией до 10 МэВ, начальная скорость около 20 тыс. км/с. Эти частицы испускаются при распаде радионуклидов с большим атомным номером, в основном это трансурановые элементы с атомными номерами более 92. Их ионизирующая способность огромна, а проникающая способность незначительна. Длина пробега в воздухе составляет 3-11 см (примерно равна энергии частиц в МэВ), в жидких и твердых средах - сотые доли миллиметра. Слой вещества с поверхностной плотностью 0,01 г/см2 полностью поглощает излучение с энергией до 10 МэВ. Внешнее альфа-излучение поглощается в роговом слое кожи человека.

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

Таблица 2 - Радионуклидные источники альфа-частиц

Изотоп	Название	Период полураспада	Энергии частиц, МэВ	Выход/100 Бк
210Po 226Ra 238Pu 239Pu 242Cm 244Cm 252Cf	Полоний-210 Радий-226 Плутоний-238 Плутоний-239 Кюрий-242 Кюрий-244 Калифорний-252	138 суток 1620 лет 86.4 года 24410 лет 163 суток 17.4 года 2.55 года	5.3 4.78; 4.59 5.49; 5.45 5.15; 5.13; 5.1 6.11; 6.07 5.80; 5.76 6.11; 6.07	100 95; 5 72; 28 72; 17; 11 74; 26 77; 23 85; 15

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

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

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

3. Источники электромагнитного (фотонного) излучения.

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

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

Пути пробега гамма-квантов в воздухе измеряются сотнями метров, в твердом веществе - десятками сантиметров. Проникающая способность гамма-излучения увеличивается с ростом энергии гамма-квантов и уменьшается с увеличением плотности среды. Ослабление фотонного ионизирующего излучения слоем вещества происходит по экспоненциальному закону. Для энергии излучения 1 МэВ толщина слоя десятикратного ослабления составляет порядка 30 г/см2 (2,5 см свинца, 4 см железа или 12-15 см бетона). Радионуклидные источники гамма-квантов - естественные и искусственные бета-активные изотопы (таблица 3), дешевые и удобные в эксплуатации. При бета-распаде нуклидов ядро - продукт распада, образуется в возбужденном состоянии. Переход возбужденного ядра в основное состояние происходит с испусканием одного или нескольких следующих друг за другом гамма-квантов, снимающих энергию возбуждения. Радионуклидные источники представляют собой герметичные ампулы из нержавеющей стали или алюминия, заполненные активным изотопом. Энергия гамма-квантов радионуклидных источников не превышает 3 МэВ.

Таблица 3 - Радионуклидные источники гамма-излучения

Изотоп	Название	Период полураспада	Энергия линий излучения, кэВ	Выход квантов в % на Бк
24Na 59Fe 60Co 65Zn 75Se 85Sr 113Sn 124Sb 131I 137Cs 141Се 192Ir 222Rn	Натрий-24 Железо-59 Кобальт-60 Цинк-65 Селен-75 Стронций-85 Олово-113 Сурьма-124 Йод-131 Цезий-137 Церий-141 Иридий-192 Радон-222	14,9 часа 45 суток 5.27 года 245 суток 127 суток 64 сутки 119 суток 60.8 суток 8.1 суток 26.6 года 32.5 суток 74 сутки 3.82 суток	1380; 2760 1100; 1290 1170; 1330 1120 120; 136; 265; (280; 400) 513 393 610; 640-1450; 1690; 2080 360; 630-720 661 145 296-316 241-2452	110 56; 44 110 45.5 15; 54; 56; 36 100 69.4 100; 35; 50; 6.5 78; 12 92 67 1.36 2.00

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

В радиологических отделениях онкологических диспансеров эксплуатируются закрытые радионуклидные источники с суммарной активностью до 5*1014 Бк. Переносные гамма-дефектоскопы типа "Гаммарид" и "Стапель-5М" на основе иридия-192 имеют источники с активностью от 85 до 120 Бк.

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

Для создания мощных импульсных потоков тормозного гамма-излучения используются установки ЛИУ-10, ЛИУ-15, УИН-10, РИУС-5. Импульсный ускоритель РИУС-5 создает ток электронов в импульсах (0.02-2) мкс до 100 кА при энергии электронов до 14 МэВ, что позволяет создавать мощность дозы тормозного излучения до 1013 Р/с со средней энергией гамма-квантов порядка 2 МэВ.

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

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

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

Таблица 4 - Радионуклидные источники квантов низких энергий

Изотоп	Название	Период полураспада	Энергии излучения, кэВ	Выход, %/Бк
55Fe 57Co 109Cd 119Sn 153Gd 170Tm 241Am	Железо-55 Кобальт-57 Кадмий-109 Олово-119 Гадолиний-153 Туллий-170 Америций-241	2,9 года 270 суток 470 суток 250 суток 236 суток 129 суток 458 лет	5.9 6.4; 14.4; 122; 136 22.1; 88 25.2; 23.8 41.5; 70; 97; 103 52.3; 84 14-18; 59.6; 26.4	26 51; 9; 85; 11 107; 4 100; 100 110; 3; 30; 20 100; 3 37; 36; 3

Защита от рентгеновского излучения существенно проще защиты от гамма-излучения. Слой свинца 1 мм обеспечивает десятикратное ослабление излучения с энергией 100 кэВ. Физико-технические источники рентгеновского излучения - рентгеновские трубки, в которых под воздействием потока электронов, разогнанных до нескольких десятков кэВ, в мишени (аноде трубки) возбуждается излучение.

Механизмы действия ионизирующих излучений на живые организмы

Процессы взаимодействия ионизирующего излучения с веществом в живых организмах приводят к специфическому биологическому действию, завершающемуся повреждением организма. В процессе этого повреждающего действия условно можно выделить три этапа:

первичное действие ионизирующего излучения;

влияние радиации на клетки;

действие радиации на целый организм.

Первичным актом этого действия является возбуждение и ионизация молекул, в результате чего возникают свободные радикалы (прямое действие излучения) или начинается химическое превращение (радиолиз) воды, продукты которого (радикал ОН, перекись водорода - H2O2 и др.) вступают в химическую реакцию с молекулами биологической системы.

Первичные процессы ионизации не вызывают больших нарушений в живых тканях. Повреждающее действие излучения связано, по-видимому, со вторичными реакциями, при которых происходит разрыв связей внутри сложных органических молекул, например SH-групп в белках, хромофорных групп азотистых оснований в ДНК, ненасыщенных связей в липидах и пр.

Влияние ионизирующего излучения на клетки обусловлено взаимодействием свободных радикалов с молекулами белков, нуклеиновых кислот и липидов, когда вследствие всех этих процессов образуются органические перекиси и возникают быстропреходящие реакции окисления. В результате перекисного окисления накапливается множество измененных молекул, в результате чего начальный радиационный эффект многократно усиливается. Все это отражается прежде всего на структуре биологических мембран, меняются их сорбционные свойства и повышается проницаемость (в том числе мембран лизосом и митохондрий). Изменения в мембранах лизосом приводят к освобождению и активации ДНК-азы, РНК-азы, катепсинов, фосфатазы, ферментов гидролиза мукополисахаридов и ряда других ферментов.

Высвобождающиеся гидролитические ферменты могут путем простой диффузии достичь любой органеллы клетки, в которую они легко проникают благодаря повышению проницаемости мембран. Под действием этих ферментов происходит дальнейший распад макромолекулярных компонентов клетки, в том числе нуклеиновых кислот, белков. Разобщение окислительного фосфорилирования в результате выхода ряда ферментов из митохондрий в свою очередь приводит к угнетению синтеза АТФ, а отсюда и к нарушению биосинтеза белков.

Таким образом, в основе радиационного поражения клетки лежит нарушение ультраструктур клеточных органелл и связанные с этим изменения обмена веществ. Кроме того, ионизирующая радиация вызывает образование в тканях организма целого комплекса токсических продуктов, усиливающих лучевой эффект - так называемых радиотоксинов. Среди них наибольшей активностью обладают продукты окисления липидов- перекиси, эпоксиды, альдегиды и кетоны. Образуясь тотчас после облучения, липидные радиотоксины стимулируют образование других биологически активных веществ - хинонов, холина, гистамина и вызывают усиленный распад белков. Будучи введенными необлученным животным, липидные радиотоксины оказывают действие, напоминающее лучевое поражение. Ионизирующее излучение оказывает наибольшее воздействие на ядро клетки, угнетая митотическую активность. Ионизирующее излучение действует на клетки тем сильнее, чем они моложе и чем менее дифференцированны. На основании морфологических признаков поражаемое органы и ткани распределяются в следующем нисходящем порядке: лимфоидные органы (лимфатические узлы, селезенка, зобная железа, лимфоидная ткань других органов), костный мозг, семенники, яичники, слизистая оболочка желудочно-кишечного тракта. Еще меньше поражаются кожа с придатками, хрящи, кости, эндотелий сосудов. Высокой радиоустойчивостью обладают паренхиматозные органы: печень, надпочечники, почки, слюнные железы, легкие. Повреждающее действие ионизирующего излучения на клетки при достаточно высоких дозах завершается гибелью. Гибель клетки в основном является результатом подавления митотической активности и необратимого нарушения хромосомного аппарата клетки, но возможна и интерфазная гибель (вне периода митоза) из-за нарушения метаболизма клетки и интоксикации упомянутыми выше радиотоксинами. В результате происходит опустошение тканей из-за того, что не восполняется естественная убыль клеток за счет образования новых.

Гибель клеток и опустошение тканей играют важную, роль в развитии общих поражений организма от ионизирующего излучения - лучевой болезни.

Необходимость метрологического контроля ионизирующей радиации.

Радионуклидные источники ионизирующего излучения представляют собой потенциальную опасность для населения по следующим причинам:

1. Они распространены по многим организациям, и не везде осуществляется штатный жизненный цикл источников (приобретение - учёт - контроль - использование - захоронение).

2. Источники ионизирующего излучения не могут быть обеспечены надёжной охраной.

3. Конструкция источников ионизирующего излучения такова, что при небрежном или неумелом обращении они могут нанести вред здоровью человека.

Масштабы и сфера использования радионуклидных источников имеют тенденцию к увеличению, и проблема безопасности обращения с источниками на всех этапах их жизнедеятельного цикла была и будет оставаться одной из важных. Высокоактивные источники должны утилизироваться. Низкоактивные источники - захораниваться. Уменьшение дозы излучения при необходимости работы с источником ионизирующего излучения может быть осуществлено тремя путями: увеличением расстояния от источника, уменьшением времени пребывания около источника, установкой экрана, поглощающего излучение. При удалении от точечного источника доза излучения убывает обратно пропорционально квадрату расстояния.

Дозовые оценки воздействия ионизирующих излучений. Экспозиционная доза, поглощенная дозы, эквивалентная доза, эффективная доза. Единицы размерности дозиметрических величин

Условно все виды ионизирующей радиации подразделяются на излучения электромагнитной природы (рентгеновское, гамма) и излучения корпускулярной природы (альфа, бета, нейтронное, протонное, позитронное, тяжелых ядер и их осколков). К проникающей радиации относятся излучения электромагнитной природы и нейтронное, представляющие собой косвенно ионизирующую радиацию. Ионизация среды (в полях данных излучений), в отличие от первично ионизирующей радиации, формируется вторичными заряженными частицами, возникающими в ходе взаимодействия фотонов и нейтронов с поглощаемой средой.

Международная система единиц (Si),охватывающая измерение всех механический электрических, тепловых и световых величин за единицу энергии принимает "Джоуль" - работу в 1 ньютон на пути в 1 м. Размерность единицы - 1 кг х мІ/сІ (ньютон - определяется как сила, сообщающая массе в 1 кг ускорение в 1 м/сІ.

Внесистемной единицей энергии является "Эрг" - работа в 1 дину на пути в 1 см. Размерность единицы - 1 г х cмІ\cІ (дина - определяется как сила, сообщающая массе в 1 г ускорение в 1 см\сІ).

1 Дж = 10 ООО ООО эрг: 1 эрг = 1 х 10? Дж. Однако, гораздо чаще энергию частиц (квантов) излучения оценивав в электрон-вольтах (эВ) и ее производных значениях (кэВ, МэВ, ГэВ и пр.) Электрон-вольт - количество энергии, теряемой или получаемой частицей с единичным электрическим зарядом в электрическом поле напряженностью в 1 вольт (В). 1 эВ = 1,6 х 10?№І эрг = 1,6 х 10?№ Дж.

1 Мэв = 1,6 х 10?№і Дж. Чем большее значение энергии (Е) несет в себе квант излучения (частица), тем короче длина волны излучения (L) и больше ее частота колебаний (h). Связь между энергией частицы (Е), частотой колебания СП и ее длиной волны (L) отражается формулами: Е = h х F; E=(hxc):L

Где: h - постоянная Планка (4,1375 х 10?№ эВ/с):

с - скорость распространения излучения в воздухе (3 х 10 м/с), L - длина волны (в метрах); f - частота колебания (в Гц). Соотношение между длиной волны (L) и частотой колебания (f)описывается как: f = с : L - в зависимости от несущей энергии все известные нам излучения могут быть представлены в виде своеобразной шкалы электромагнитных колебаний, включающей в себя:

излучения низкочастотных колебаний (h - до 3x10 Гц). Источником является колебательный контур. Применение - переменный ток,

радиоволновые излучения (h = 3x10=- - 3x10№№ Гц). Источником также является колебательный контур: применение - радиосвязь, радиолокация, телевидение. Свойства - дифракция, интерференция, поглощение, отражение С в зависимости от длины волны и поглощаемой среды):

инфракрасное излучение (h = 3x10№№ - 3x10№№Гц). Источник - атомы молекулы вещества. Свойства - дифракция, интерференция, поглощение отражение С проходят через некоторые непрозрачные тела, дымку). Применение - промышленность, медицина, приборы ночного видения,

видимое излучение Ch = 4x10" - 8x10" Гц). Свойства - интерференция дифракция, дисперсия, отражение, преломление (воздействие на человеческий глаз):

ультрафиолетовое излучение (h - 8 x lO14 - 3кЮ1 Гц). Свойства - значительная проникающая способность, химическая активность, биологическое действие. Источники - газоразрядные лампы с трубками из кварца; излучается всеми телами, температура которых выше 1000 * С. Применение - г I ро мышл е н но сть, ме д и ци н а;

рентгеновское излучение Ch = Зх10 - Зх10 Гц). Свойства - интерференция, дифракция на кристаллах, химическая активность, необычайно большая проникающая способность (эффект "отсутствия полного поглощения") выраженное биологическое действие. Источники - рентгеновские трубки (резкое торможение электронов или других заряженных частиц). Применение - наука, промышленность, медицина;

гамма излучение (h - 3x10 Гц и более). Свойства - огромная проникающая способность (эффект "отсутствия полного поглощения", сильное биологическое действие). Источники - ядра атомов С ядерные реакции, аннигиляция). Применение - наука, производство, медицина.

В практике радиационной безопасности (радиобиология, радиационная медицина, радиационная гигиена) чаще приходится иметь дело с единицами, характеризующими значение удельной энергии излучения, передаваемой поглощаемой среде.

Само понятие "доза излучения" отражает усредненное значение энергии выделяющейся в ходе взаимодействия излучения с единицей массы (объема) поглощаемой среды - Эрг\г, Дж\кг.

К физическим величинам, в ходе количественной оценки выделяющейся (при взаимодействии) энергии относят понятия: экспозиционной (Х) и поглощенной дозы CD).

Экспозиционная доза (X) - отражает ионизационную способность фотонного излучения в коде его взаимодействия исключительно с воздушной средой и определяется суммарным зарядом ионов одного знака, возникающих в единице массы воздуха при полном торможении веек вторичных электронов, образованных фотонным излучением.

Единицей экспозиционной дозы (в системе Si) является "Кулон\кг". В качестве специальной (внесистемной) единицы широко используется понятие "Рентген"(Р) - экспозиционная доза, при которой в 1 смі сухого воздуха (под влиянием фотонного излучения) образуются ионы, суммарный заряд которых (для одного знака) равен 1-й электростатической единице электричества. 1 Р = 0,258 мКл/кг.

Поглощенная доза (D) - измеряется отношением энергии, переданной ионизирующим излучением веществу, к его массе. Применяется для характеристики уровня радиационного воздействия любого вида излучений на любую среду поглощения, поэтому ее всегда следует относить к конкретной среде: воздух, вода, вид биологической ткани и т.д.

Единицей поглощенной дозы в системе Si является "Джоуль на 1 килограмм" (Дж/кг) - Грей (Гр). Тем не менее, довольно часто используется и внесистемная единица поглощенной дозы - "Рад". При дозе 1 Рад величина энергии, передаваемой ионизирующим излучением 1 г вещества, составляет 100 эрг.

1 рад = 0,01 Гр.

Что касается оценки биологических эффектов (в виде тех или иных последствий радиационного воздействия), то одни и те же поглощенные дозы разных видов ионизирующих излучений имеют весьма неодинаковое проявление вследствие различий и величин линейной передачи энергии (ЛПЭ), плотности ионизации самой среды.

С этой целью в области радиационной безопасности применяется целый ряд условных понятий и величин, таких как эквивалентная доза (Н), эффективная эквивалентная доза (Ен), коллективная эффективная эквивалентная доза (S) и др.

Понятие "доза эквивалентная" применяется только для характеристики радиационного воздействия по отношению к конкретной биологической ткани (органу) - как мера оценки последствий воздействия любых видов излучений (или их суммы) на определенный вид биологической ткани (органа). Понятие не является исчерпывающим для оценки риска последствий облучения человека, так как с точки зрения радиочувствительности разные части его тела, органы, ткани - имеют существенные различия. Единицей эквивалентной дозы (в системе Si) является "Зиверт" (Зв), внесистемной единицей - "Бэр" (биологический эквивалент поглощенной дозы в 1 Рад излучения электромагнитной природы). 1 Зв = 100 Бэр.

Определяется эквивалентная доза как произведение поглощенной дозы конкретного вида излучения (в данной ткани) на соответствующее значение взвешивающего коэффициента (для воздействующего излучения) - Wr, отражающего особенности его повреждающего действия. Так для фотонов, мюонов, электронов (любых энергий) взвешивающий коэффициент равен единице; для нейтронов (с энергией до 10 кэВ и более 20 МэВ), протонов с энергией более 2 МэВ (кроме протонов отдачи) - 5; для нейтронов (с энергией от 10 до 100 кэВ и от 2 до 20 МэВ), а также для альфа частиц, осколков деления, тяжелых ядер - 20.

С целью учета, а также сравнения риска формирования последствий облучения человека, введено понятие "эффективная эквивалентная доза"(ЭЭД). Последняя рассчитывается как сумма произведений тканевых эквивалентных доз на соответствующие (для конкретных органов, тканей) взвешивающие коэффициенты (Wt). Используемые тканевые коэффициенты отражают долю участия конкретных органов (тканей), подвергнутых радиационному воздействию, в формировании биологических реакций организма как единого целого, учитывая их разную радиочувствительность, неравномерность радиационного воздействия, модифицирующее влияние иммунной, эндокринной, нервной систем.

Сумма всех взвешивающих тканевых коэффициентов составляет единицу. Для гонад Wt определен как 0,20; для красного костного мозга, толстого кишечника, легких и желудка - по 0,12; для пищевода, мочевого пузыря, грудной железы, печени, щитовидной железы - по 0,05; для кожи и клеток костных поверхностей - по 0,01; а для остальных, не упомянутых органов и тканей - 0,05. Перемножив эквивалентные дозы, приходящиеся на конкретные органы (ткани), на соответствующие значения взвешивающих коэффициентов и просуммировав результаты, вычисляют значение эффективной эквивалентной дозы. Выражают ее также в "Зивертах", "Бэрах", как и эквивалентную дозу.

В практике радиационной безопасности используется понятие "ожидаемая эффективная эквивалентная доза", отражающее значение эффективной эквивалентной дозы, получаемой за определенный отрезок времени радиационного воздействия. Если время не определено, то его принимают равным 50-ти годам для взрослых и 70-ти годам для детей. Определяется как временной интеграл мощности эффективной эквивалентной дозы.

Для оценки последствий облучения контингентов людей используется понятие "коллективная эффективная эквивалентная доза"(5). Для расчета ее значений (в оцениваемой выборке) определяют группы лиц (с близкими значениями годовых эффективных эквивалентных доз), перемножая численность каждой группы на усредненные значения эффективных эквивалентных доз, затем полученные значения суммируются. Оценивается значение эффективной эквивалентной дозы в человеко-Зивертах или в человеко-Бэрах (чел.-Зв, чел.-Бэр).

Источником ионизирующего излучения называют техническое устройство или радиоактивное вещество, формирующие поля ионизирующих излучений на которые распространяют свое действие "Нормы радиационной безопасности" (НРБ-99) и "Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности" (0СП0РБ-Э9), выделяя при этом природные и техногенные источники ионизирующей радиации.

Дозиметры. Физико-технические основы обнаружения, регистрации и контроля ионизирующих излучений

Детектор ионизирующего излучения - чувствительный элемент средства измерений, предназначенный для регистрации ионизирующего излучения. Действие детектора основано на явлениях, возникающих при прохождении ионизирующего излучения через вещество.

По физической сущности взаимодействия ионизирующих излучений с веществом выделяют следующие типы детекторов:

- ионизационный, основанный на способности излучений ионизировать среду, через которую они проходят;

- сцинтилляционный, регистрирующий фотоны света, возникающие в сцинтилляторе под действием ионизирующих излучений;

- люминесцентный, базирующийся на эффектах радиофотолюминесценции и радиотермолюминесценции.

- фотографический, основан на свойстве ионизирующих излучений воздействовать на чувствительный слой фотоматериалов аналогично видимому свету;

- химический, основанный на измерении выхода радиационно-химических реакций (изменение степени окраски или цвета), протекающих под действием ионизирующих излучений. Метод используют при регистрации значительных уровней радиации;

калориметрический, базирующийся на измерении количества теплоты, выделяемой в детекторе при поглощении энергии ионизирующих излучений.

Физические методы. Масс-спектрометрия с индуктивно-связанной плазмой

Масс-спектрометрия с индуктивно-связанной плазмой (ICP/MS, ИСП/МС) развилась в один из наиболее успешных методов в атомной спектроскопии благодаря высокой чувствительности и возможности выполнения многоэлементного анализа.

Масс-спектрометрия - это физический метод измерения отношения массы заряженных частиц материи (ионов) к их заряду. Существенное отличие масс-спектрометрии от других аналитических физико-химических методов состоит в том, что оптические, рентгеновские и некоторые другие методы детектируют излучение или поглощение энергии молекулами или атомами, а масс-спектрометрия имеет дело с самими частицами вещества. Масс-спектрометрия измеряет их массы, вернее соотношение массы к заряду. Для этого используются законы движения заряженных частиц материи в магнитном или электрическом поле. Масс-спектр - это просто рассортировка заряженных частиц по их массам (точнее отношениям массы к заряду). Следовательно, первое, что надо сделать для того, чтобы получить масс-спектр, превратить нейтральные молекулы и атомы, составляющие любое органическое или неорганическое вещество, в заряженные частицы - ионы. Этот процесс называется ионизацией.

Наиболее распространенный способ ионизации в так называемой индуктивно-связанной плазме. Индуктивно-связанная плазма (ИСП, ICP) образуется внутри горелки, в которой горит, обычно, аргон. Аргон, вообще говоря, инертный негорючий газ, поэтому, чтобы заставить его гореть, в него закачивают энергию, помещая горелку в индукционную катушку. Когда в плазму аргоновой горелки попадают атомы и молекулы, они моментально превращаются в ионы. Для того чтобы ввести атомы и молекулы интересующего материала в плазму их обычно растворяют в воде и распыляют в плазму в виде мельчайшей взвеси.

В индуктивно-связанной плазме ионы генерируются при атмосферном давлении, в то время как масс-спектрометр работает при давлении меньше чем 10-5 мБар. Между ИСП и МС используется интерфейс в виде “узкого горла”, с помощью которого вытягиваются ионы из плазмы и осуществляется перепад давлений. В начале развития ИСП/МС в качестве интерфейса просто использовалось вытянутое носиком отверстие диаметром всего 50-70 мкм, охлаждаемое водой. Проблема, связанная с такой конструкцией заключалась в том, что холодные пограничные слои впереди конуса способствовали генерации большого количества посторонних ионов. Эту проблему удалось преодолеть путем увеличения диаметра входного отверстия до 1 мм, что отодвигало пограничные слои и ионы напрямую входили в масс-спектрометр из плазмы. Эта методика известна как непрерывный отбор образца и, следовательно, конус называется конус образца.

Поскольку поток газа через этот конус образца намного больше, чем было ранее при использовании отверстий с меньшим диаметром, давление следует понижать путем использования дифференциальной вакуумной откачки в две или более стадий. По этой причине на пути потока газа был установлен второй конус и пространство между этим конусом и конусом образца откачивается форвакуумным насосом с высокой скоростью откачки. Поскольку существует большой перепад давлений между источником индуктивно-связанной плазмы и первой стадией откачки, ионы засасываются в в пространство интерфейса и ускоряются до сверхзвуковых скоростей.

Для того, чтобы избежать турбуленции на втором конусе, он выполняется с острыми краями для "срезания" (скимирования) ионов из сверхзвукового пучка и, следовательно, этот конус получил название "скимерный". Конструкция, состоящая из конуса образца и скимерного конуса с диаметрами около 1 мм получила название "интерфейс. Создание интерфейса означало прорыв в ИСП/МС технологии, обеспечивший более эффективную экстракцию ионов, улучшив пропускание ионов, а, следовательно, чувствительность метода, и снизив спектральные интерференции более чем на порядок по величине. Тем не менее, спектральные интерференции все еще оставались одним из главных ограничений метода элементного анализа.

Предел обнаружения метода составляет 16 фг/г. Данный метод позволяет определять не только количественный, но и качественный состав изотопов, тем самым делая возможным определение попадания изотопа в образце.

Радиационный фон регистрации ионизирующих излучений

Естественный радиационный фон - ионизирующее излучение, состоящее из космического излучения и ионизирующего излучения природных радионуклидов.

Одна из типовых задач радиометрических измерений - определение в пробах (в среде) активности радионуклидов, при этом гамма-излучение нуклидов может быть соизмеримо и даже меньше естественного фона. Радиационный фон и его основная составляющая - фоновое гамма-излучение, присутствует при регистрации всех видов излучения, причем уменьшить влияние гамма-фона на результаты измерений всегда сложнее, чем всех других составляющих радиационного фона.

Основные составляющие радиационного фона:

- низко- и высокоэнергетические компоненты космического излучения;

- излучение конструкционных материалов аппаратуры и самого детектора;

- излучение окружающей среды.

Космическое излучение. Первичное космическое излучение является потоком очень быстрых заряженных частиц (в основном протонов) с энергией до 1010-1012 МэВ. На высотах ниже 20 км космическое излучение практически полностью имеет вторичный характер. Высокоэнергетическая составляющая вторичного излучения представлена в основном заряженными частицами - мюонами ("+" и "-" мезонами с массой 207 масс электрона), с энергией порядка 100 МэВ. Низкоэнергетическое излучение состоит из электронно-позитронных пар и гамма-квантов. Кроме того, вторичное космическое излучение содержит нейтронную составляющую с широким энергетическим спектром.

Космическое излучение регистрируется детекторами как непосредственно, так и через вторичное излучение, создаваемое в окружающих детектор материалах, в том числе с образованием в них нестабильных изотопов. Доля космического излучения в общем радиационном фоне составляет в среднем 1/3.

Радиоактивные загрязнения. Источниками радиоактивного загрязнения материалов детектора и блока детектирования являются естественные радионуклиды (ЕРН) рядов урана/тория и калий-40. Последний присутствует в природном калии (0.012%, 31400 Бк/кг) и во всех материалах, содержащих калий в своем составе (стекло баллонов ФЭУ, световоды и пр.). Элементы рядов урана и тория в виде микропримесей присутствуют во всех материалах, включая материал детектора. Так, активность ЕРН в конструкционных марках свинца достигает 60 Бк/кг, в алюминии- 27 Бк/кг, и даже в плексигласе - до 0.25 Бк/кг. Доля гамма-фона, создаваемого радиоактивным загрязнением материалов детектора и датчика, также может достигать 1/3 общего радиационного фона.

Окружающая среда. Остальная часть фона определяется излучением всех внешних для блока детектирования объектов окружающей среды, включая радон и продукты его распада в воздушной среде.

Методы снижения фона. Существуют три основных метода снижения радиационного фона:

- использование радиационно-чистых материалов в конструкции датчиков;

- применение защиты от внешнего излучения;

- использование дополнительных детекторов для исключения из регистрации сигналов радиационного фона.

Использование радиационно-чистых материалов в конструкции датчиков. Конструкцию датчиков следует выполнять из плексигласа, фторопласта, электролитической меди и радиационно-чистой нержавеющей стали, для пайки применять химически чистое олово. При использовании сцинтилляционных детекторов применять ФЭУ с баллонами из безкалиевого стекла и безкалиевые световоды. В качестве светоотражающих материалов для сцинтилляторов использовать фторопласт или окись алюминия (вместо окиси магния, в которой больше микропримесей ЕРН).

Защита от внешнего излучения. Для защиты от внешнего гамма-излучения (космического и окружающей среды) требуется материал с большой плотностью и высоким атомным номером. Для этих целей обычно используется свинец, однако за счет загрязнения ЕРН поверхностная активность свинца может достигать 18 Бк/м2. С внутренней поверхности свинцового экрана на детектор может выходить характеристическое излучение свинца, которое возникает при фотопоглощении гамма-квантов, в том числе от измеряемых проб. Для поглощения данного излучения на внутренней поверхности свинцовой защиты располагают дополнительный защитный экран, как правило, из кадмия или олова (1-2 мм) и меди (0.3-0.5 мм), что позволяет ослабить возникающее характеристическое излучение более чем в 100 раз.

При хорошей защите от внешнего гамма-излучения на первый план выходит радиационный захват тепловых нейтронов с образованием радиоактивных нуклидов в материалах детектора, датчика и в самой защите. Неприятной особенностью данного фактора является его зависимость от атмосферного давления, т.к. при изменении давления на 1% происходит изменение плотности потока космических нейтронов на 7.2%. Для снижения нейтронной составляющей фона защиту с внешней стороны дополняют слоем вещества, замедляющего и поглощающего нейтроны (парафин и борная кислота, обогащенная изотопом Бор-10).

Метод активной защиты. Методы пассивной защиты не обеспечивает защиты детекторов от мюонов. Мюонная составляющая излучения также зависит от атмосферного давления, хотя и в меньшей степени (порядка 1.2% при изменении давления на 1%). Эту компоненту фона снижают активным методом - при помощи защитных детекторов, которые располагают вокруг основного детектора. Эффективность регистрации мюонов для всех детекторов близка к 100%, и по отношению к ним все детекторы являются пролетными. Сигналы детектирования мюонов в основном детекторе будут сопровождаться сигналами детектирования этих же мюонов в защитном детекторе и могут использоваться для блокировки регистрации фоновых сигналов в основном детекторе по принципу временных совпадений.