Теоретические основы ионизирующих излучений

Природа и источники ионизирующего излучения, его физические свойства, воздействие на окружающую среду и гигиеническое нормирование. Наведенная радиоактивность, радиоактивный распад. Методы измерения ионизирующих излучений и измерительная техника.

Рубрика Физика и энергетика
Вид курсовая работа
Язык русский
Дата добавления 28.01.2014
Размер файла 582,7 K

Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже

Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Содержание

  • Введение
  • Глава 1. Природа и источники ионизирующего излучения
  • 1.1 Наведенная радиоактивность
  • 1.2 Радиоактивный распад
  • 1.3 Физические свойства ионизирующих излучений и воздействие на окружающую среду
  • Глава 2. Основы дозиметрии
  • 2.1 Методы измерения ионизирующих излучений и измерительная техника
  • 2.2. Единицы измерения ионизирующих излучений
  • 2.3 Гигиеническое нормирование ионизирующих излучений
  • Заключение
  • Список используемых источников информации
  • Приложение

Введение

Ионизирующее излучение - поток заряженных или нейтральных частиц и квантов электромагнитного излучения, прохождение которых через вещество приводит к ионизации и возбуждению атомов или молекул среды. Они возникают в результате естественных или искусственных радиоактивных распадов веществ, ядерных реакций деления в реакторах, ядерных взрывов и некоторых физических процессов в космосе.

Актуальность выбранной темы курсовой работы обусловлена тем, что в настоящее время ионизирующие излучения широко применяется в промышленности, сельском хозяйстве, медицине. При этом необходимо отметить, что ионизирующие излучения являются одновременно и другом и смертельным врагом человека. Это требует от каждого серьезных знаний об источниках опасности ионизирующей радиации.

Цель работы: изучить теоретические основы ионизирующих излучений.

Для реализации поставленной цели предполагается решение следующих задач:

раскрыть природу, физические свойства ионизирующих излучений и их воздействие на окружающую среду;

рассмотреть методы измерения ионизирующих излучений;

ознакомиться с основами дозиметрии.

Глава 1. Природа и источники ионизирующего излучения

1.1 Наведенная радиоактивность

Радиоактивность (от лат. radio - излучаю и activus-действенный), самопроизвольное превращение нестабильных атомных ядер в другие ядра, сопровождающееся испусканием частиц, а также жесткого электромагнитного излучения (рентгеновского или г-излучения) [1].

Наведённая радиоактивность - это радиоактивность веществ, возникающая под действием облучения их ионизирующим излучением, как правило нейтронами.

При облучении частицами (нейтронами, протонами, гамма-квантами) стабильные ядра могут превращаться в радиоактивные ядра с различным периодом полураспада, которые продолжают излучать длительное время после прекращения облучения. Особенно сильна радиоактивность, наведённая нейтронным облучением. Это объясняется следующими свойствами этих частиц: для того, чтобы вызвать ядерную реакцию с образованием радиоактивных ядер, гамма-кванты и заряженные частицы должны иметь большую энергию (не меньше нескольких МэВ). Однако они взаимодействуют с электронными оболочками атомов намного интенсивнее, чем с ядрами, и быстро теряют при этом энергию. Кроме того, положительно заряженные частицы (протоны, альфа-частицы) быстро теряют энергию, упруго рассеиваясь на ядрах. Поэтому, вероятность гамма-кванта или заряженной частицы вызвать ядерную реакцию ничтожно мала.

Нейтроны же, наоборот, захватываются ядрами при любой энергии, более того, максимальна вероятность захвата именно нейтронов с низкой энергией. Поэтому, распространяясь в веществе, нейтрон может попадать в множество ядер последовательно, пока не будет захвачен очередным ядром, и вероятность захвата нейтрона практически равна единице.

ионизирующее излучение радиоактивный распад

Поглощение нейтронов не обязательно ведет к появлению наведенной радиоактивности. Многие ядра захватывают нейтрон с образованием стабильных ядер, например бор-10 превращается в стабильный бор-11, лёгкий водород (протий) - в стабильный дейтерий. В таких случаях наведённая радиоактивность не возникает.

Процесс накопления в веществе радиоактивных изотопов под действием облучения называется активацией.

На эффекте наведённой радиоактивности основан мощный метод определения состава вещества, называемый активационным анализом. Образец облучается потоком нейтронов (нейтронно-активационный анализ) или гамма-квантов (гамма-активационный анализ). При этом в образце наводится радиоактивность, характер которой, при одинаковом характере облучения, полностью определяется изотопным составом образца. Изучая гамма-спектр излучения образца, можно с очень высокой точностью определить его состав. Предел обнаружения различных элементов зависит от интенсивности облучения и составляет до 10?4?10?7 % для гамма-активационного анализа и до 10?5?10?10 % для нейтронно-активационного анализа.

Особенно сильна наведённая радиоактивность при взрыве термоядерных (в том числе и нейтронных) зарядов, так как выход нейтронов на единицу энергии в них в несколько раз выше, чем у ядерных зарядов, и средняя энергия нейтронов тоже выше, что делает возможными пороговые реакции. Утверждается, например, что взрыв нейтронной бомбы мощностью в 1 кт в 700 метрах от танка не только убивает экипаж нейтронным излучением, но и создает в броне наведённую радиоактивность, достаточную для получения новым экипажем смертельной дозы в течение суток.

Принцип наведённой радиоактивности положен в основу идеи т. н. кобальтовой бомбы. Это вид ядерного оружия, в котором основным поражающим фактором является радиоактивное заражение. Она представляет собой термоядерную бомбу с оболочкой из кобальта, в которой под действием нейтронного излучения взрыва создается изотоп кобальт-60 - сильнейший источник гамма-излучения с периодом полураспада 5,27 лет. Будучи распылённым ядерным взрывом по большой территории, кобальт-60 сделал бы их надолго непригодными для проживания [7].

1.2 Радиоактивный распад

Радиоактивный распад - это испускание, выбрасывание с огромными скоростями из ядер атомов "элементарных" (атомных, субатомных) частиц, которые принято называть радиоактивными частицами или радиоактивным излучением. В подавляющем большинстве случаев ядро атома (а значит, и сам атом) одного химического элемента превращается в ядро атома (в атом) другого химического элемента; или один изотоп данного химического элемента превращается в другой изотоп того же элемента.

Радиоактивный распад, как и все другие виды радиоактивных превращений, может быть естественным (самопроизвольным, спонтанным) и искусственным, вызванным попаданием в ядро стабильного атома какой-либо частицы извне.

Для естественных (природных) радионуклидов основными видами радиоактивного распада являются альфа - и бета-минус-распад (хотя встречаются и другие). Названия альфа и бета были даны Эрнестом Резерфордом в 1900 году при изучении радиоактивных излучений.

Для искусственных (техногенных) радионуклидов кроме этого характерны также нейтронный, протонный, позитронный (бета-плюс). Также характерны более редкие виды распада и ядерных превращений (мезонный, К-захват, изомерный переход, "откалывание" и др.) [14].

Альфа-распад (альфа-распад) - характерный вид радиоактивного распада для естественных радиоактивных элементов шестого и седьмого периодов таблицы Д.И. Менделеева (уран, торий и продукты их распада до висмута включительно) и особенно для искусственных - трансурановых - элементов. Этому виду распада подвержены отдельные изотопы всех тяжёлых элементов, начиная с висмута [5].

Альфа-распад - это испускание из ядра атома альфа-частицы, которая состоит из 2 протонов и 2 нейтронов. Альфа-частица имеет массу 4 единицы, заряд +2 и является ядром атома гелия [9].

Пример (альфа-распад урана-238 в торий-234):

В результате испускания альфа-частицы образуется новый элемент, который в таблице Менделеева расположен на 2 клетки левее, так как количество протонов в ядре, а значит, и заряд ядра, и номер элемента стали на две единицы меньше. А масса образовавшегося изотопа оказывается на 4 единицы меньше.

Так, например, при альфа-распаде урана всегда образуется торий, при альфа-распаде тория - радий, при распаде радия - радон, затем полоний и наконец - свинец. При этом из конкретного изотопа урана-238 образуется торий-234, затем радий-230, радон-226 и т.д.

Бета-распад - наиболее распространённый вид радиоактивного распада, особенно среди искусственных радионуклидов. Он наблюдается практически у всех известных на сегодня химических элементов. Это означает, что у каждого химического элемента есть, по крайней мере, один бета-активный, то есть подверженный бета-распаду изотоп. При этом чаще всего происходит бета-минус распад.

Пример (бета-распад трития в гелий-3):

Бета-минус распад - это выбрасывание (испускание) из ядра бета-минус частицы - электрона, который образовался в результате самопроизвольного превращения одного из нейтронов в протон и электрон. При этом тяжёлый протон остаётся в ядре, а лёгкий электрон - бета-минус частица - с огромной скоростью вылетает из ядра. И так как протонов в ядре стало на один больше, то ядро данного элемента превращается в ядро соседнего элемента справа - с большим номером.

Так, например, при бета-минус распаде радиоактивный изотоп калия - калий-40 - превращается в стабильный изотоп кальция (стоящего в соседней клеточке справа) - кальций-40. А радиоактивный кальций-47 - в стоящий справа от него скандий-47 (тоже радиоактивный), который, в свою очередь, также путём бета-минус распада превращается в стабильный титан-47.

Рис. 1. Распад радиоактивного изотопа калия-40 в стабильный изотоп кальция-40.

Бета-плюс распад - это выбрасывание (испускание) из ядра бета-плюс частицы - позитрона (положительно заряженного "электрона"), который образовался в результате самопроизвольного превращения одного из протонов в нейтрон и позитрон. В результате этого (так как протонов стало меньше) данный элемент превращается в соседний слева (с меньшим номером, предыдущий).

Так, например, при бета-плюс распаде радиоактивный изотоп магния магний-23 превращается в стабильный изотоп натрия (стоящего слева) - натрий-23, а радиоактивный изотоп европия - европий-150 превращается в стабильный изотоп самария - самарий-150 [5].

Кроме указанных альфа - и бета-распада существуют другие виды радиоактивного распада, менее распространённые и более характерные для радионуклидов искусственного происхождения.

Нейтронный распад - испускание из ядра атома нейтрона (n) - нейтральной частицы с массой 1 ед. При испускании нейтрона один изотоп данного химического элемента превращается в другой с меньшим весом. Так, например, при нейтронном распаде радиоактивный изотоп лития литий-9 превращается в литий-8, радиоактивный гелий-5 - в стабильный гелий-4.

Если стабильный изотоп йода йод-127 облучать гамма-квантами, то он становится радиоактивным, выбрасывает нейтрон и превращается в другой, тоже радиоактивный изотоп йод-126.

Протонный распад - крайне редкий вид распада - это испускание из ядра атома протона (р) - частицы с массой 1 ед. и зарядом +1. При испускании протона данный химический элемент превращается в соседний слева (с меньшим номером, предыдущий), а атомный вес уменьшается на единицу.

Все радиоактивные превращения, в том числе и все разновидности радиоактивного распада, сопровождаются, как правило, за редким исключением, выделением избытка энергии в виде гамма-излучения - гамма-квантов, а иногда также и рентгеновского излучения (фотонов) с меньшей энергией.

Гамма - излучение вид электромагнитного излучения с чрезвычайно маленькой длиной волны - < 5Ч10?3 нм и вследствие этого ярко выраженными корпускулярными и слабо выраженными волновыми свойствами. Гамма-квантами являются фотоны высокой энергии. Обычно считается, что энергии квантов гамма-излучения превышают 105 эВ, хотя резкая граница между гамма - и рентгеновским излучением не определена. На шкале электромагнитных волн гамма-излучение граничит с рентгеновским излучением, занимая диапазон более высоких частот и энергий. В области 1-100 кэВ гамма-излучение и рентгеновское излучение различаются только по источнику: если квант излучается в ядерном переходе, то его принято относить к гамма-излучению, если при взаимодействиях электронов или при переходах в атомной электронной оболочке-то к рентгеновскому излучению. Очевидно, физически кванты электромагнитного излучения с одинаковой энергией не отличаются, поэтому такое разделение условно.

Гамма-лучи в отличие от б-лучей и в-лучей не отклоняются электрическими и магнитными полями и характеризуются большей проникающей способностью при равных энергиях и прочих равных условиях [13].

Закон радиоактивного распада - закон, открытый Фредериком Содди и Эрнестом Резерфордом экспериментальным путём и сформулированный в 1903 году. Так как отдельные радиоактивные ядра распадаются независимо друг от друга, то можно считать, что число ядер dN, распавшихся в среднем за интервал времени от t до t+dt, пропорционально промежутку времени dt и числу N нераспавшихся ядер к моменту времени t:

dN= - лNdt (1. 2. 1)

где - постоянная для данного радиоактивного вещества величина, называемая постоянной радиоактивного распада; знак минус указывает, что общее число радиоактивных ядер в процессе распада уменьшается.

Разделив переменные и интегрируя:

(1. 2. 2) получим

(1. 2. 3)

где N0 - начальное число нераспавшихся ядер (в момент времени t=0), N - число нераспавшихся ядер в момент времени t. Формула (1. 2. 3) выражает закон радиоактивного распада, согласно которому число нераспавшихся ядер убывает со временем по экспоненциальному закону. Интенсивность процесса радиоактивного распада характеризуют две величины: период полураспада T1/2 и среднее время жизни m радиоактивного ядра. Период полураспада T1/2 - время, за которое исходное число радиоактивных ядер в среднем уменьшается вдвое. Тогда

(1. 2. 4)

Периоды полураспада для естественно-радиоактивных элементов колеблются от десятимиллионных долей секунды до многих миллиардов лет.

Суммарная продолжительность жизни dN ядер равна t|dN| = Ntdt. Проинтегрировав это выражение по всем возможным t (т.е. от 0 до ) и разделив на начальное число ядер N0, получим среднее время жизни радиоактивного ядра:

(1. 2. 5)

Таким образом, среднее время жизни т радиоактивного ядра есть величина, обратная постоянной радиоактивного распада . Радиоактивный распад происходит в соответствии с так называемыми правилами смещения, позволяющими установить, какое ядро возникает в результате распада данного материнского ядра.

Правила смещения:

где AZX - материнское ядро, Y - символ дочернего ядра, 24He - ядро гелия (-частица), 0-1е - символическое обозначение электрона (заряд его равен - 1, а массовое число - нулю). Правила смещения являются ничем иным, как следствием двух законов, выполняющихся при радиоактивных распадах, - сохранения электрического заряда и сохранения массового числа: сумма зарядов (массовых чисел) возникающих ядер и частиц равна заряду (массовому числу) исходного ядра [10].

1.3 Физические свойства ионизирующих излучений и воздействие на окружающую среду

Ионизирующие излучения состоят из прямо или косвенно ионизирующих частиц или смеси тех и других. К прямо ионизирующим частицам относятся частицы (электроны, б-частицы, протоны и др.), которые обладают достаточной кинетической энергией, чтобы осуществить ионизацию атомов путём непосредственного столкновения. К косвенно ионизирующим частицам относятся незаряженные частицы (нейтроны, кванты и т.д.), которые вызывают ионизацию через вторичные объекты.

Все ионизирующие излучения по своей природе делятся на фотонные (квантовые) и корпускулярные. К фотонному (квантовому) ионизирующему излучению относятся гамма-излучение, возникающее при изменении энергетического состояния атомных ядер или аннигиляции частиц, тормозное излучение, возникающее при уменьшении кинетической энергии заряженных частиц, характеристическое излучение с дискретным энергетическим спектром, возникающее при изменении энергетического состояния электронов атома и рентгеновское излучение, состоящее из тормозного и/или характеристического излучений. К корпускулярному ионизирующему излучению относят б-излучение, электронное, протонное, нейтронное и мезонное излучения.

Корпускулярное излучение, состоящее из потока заряженных частиц (б-, в-частиц, протонов, электронов), кинетическая энергия которых достаточна для ионизации атомов при столкновении, относится к классу непосредственно ионизирующего излучения. Нейтроны и другие элементарные частицы непосредственно не производят ионизацию, но в процессе взаимодействия со средой высвобождают заряженные частицы (электроны, протоны), способные ионизировать атомы и молекулы среды, через которую проходят. Соответственно, корпускулярное излучение, состоящее из потока незаряженных частиц, называют косвенно ионизирующим излучением.

Нейтронное и гамма излучение принято называть проникающей радиацией или проникающим излучение.

Ионизирующие излучения по своему энергетическому составу делятся на моноэнергетические (монохроматические) и немоноэнергетические (немонохроматические). Моноэнергетическое (однородное) излучение - это излучение, состоящее из частиц одного вида с одинаковой кинетической энергией или из квантов одинаковой энергии.

Немоноэнергетическое (неоднородное) излучение - это излучение, состоящее из частиц одного вида с разной кинетической энергией или из квантов различной энергии. Ионизирующее излучение, состоящее из частиц различного вида или частиц и квантов, называется смешанным излучением [11].

В любой среде альфа-частицы движутся прямолинейно. Поэтому говорят о пробеге альфа-частиц.

Энергия альфа-частиц при естественном распаде составляет 4-9 МэВ, скорость вылета - 12-20 тыс. км/сек. Пробег альфа-частиц зависит от начальной энергии и обычно колеблется в пределах от 3-х до 7 (редко до 13) см в воздухе, а в плотных средах составляет сотые доли мм (в стекле - 0,04 мм). Альфа-излучение не пробивает лист бумаги и кожу человека [15].

Из-за своей массы и заряда альфа-частицы обладают наибольшей ионизирующей способностью, они разрушают всё на своём пути. И поэтому альфа-активные радионуклиды являются наиболее опасными для человека и животных при попадании внутрь.

Из-за малой массы (она в 1836 раз меньше массы протона) заряда и размеров бета-частицы слабее взаимодействуют с веществом, через которое им приходится лететь, но летят дальше. При этом путь бета-частицы в веществе не является прямолинейным. Поэтому говорят о их проникающей способности, которая также зависит от энергии. Проникающая способность бета-частиц, образовавшихся при радиоактивном распаде, в воздухе достигает 2-3 м, в воде и других жидкостях измеряется сантиметрами, в твёрдых телах - долями сантиметра. В ткани организма бета-излучение проникает на глубину 1-2 см. Хорошей защитой от бета-излучения является слой воды в несколько (до 10) сантиметров. Поток бета-частиц с весьма большой для естественного распада энергией в 10 МэВ практически полностью поглощается слоями: воздуха - 4 м; алюминия - 2,16 см; железа - 7,55 мм; свинца - 5,18 мм.

Из-за малых размеров, массы и заряда бета-частицы обладают гораздо меньшей ионизирующей способностью, чем альфа-частицы, но естественно, что при попадании внутрь бета-активные изотопы также гораздо опаснее, чем при внешнем облучении.

Наиболее проникающими видами излучения являются нейтронное и гамма-излучение. Их пробег в воздухе может достигать десятков и сотен метров (также в зависимости от энергии), но при меньшей ионизирующей способности.

У большинства изотопов энергия гамма-квантов не превышает 1-3 МэВ, хотя очень редко может достигать и больших величин - 6-7 МэВ. Поэтому в качестве защиты от n - и гамма-излучения применяют толстые слои из бетона, свинца, стали и т.п. и речь ведут уже о кратности ослабления.

Так, для 10-кратного ослабления гамма-излучения кобальта-60 (Е = 1,17 и 1,33 МэВ) требуется защита из свинца толщиной порядка 5 см, а для 100-кратного - 9,5 см; защита из бетона должна быть, соответственно, около 33 и 55 см, а толщина слоя воды - 70 и 115 см [12].

Рис. 2. Проникновение гамма-излучения через слой свинца.

Ионизирующая способность нейтронов значительно зависит от их энергии.

Наиболее рациональной "защитой" от любого излучения является по возможности большее расстояние от источника излучения (естественно, в разумных пределах) и по возможности меньшее время пребывания в зоне повышенной радиации.

В измерительной технике в качестве источников ионизирующего излучения используются изотопы, а для получения рентгеновского излучения - рентгеновские трубки.

Рентгеновское излучение возникает при бомбардировании анода электронами высоких энергий. Преимущество рентгеновского излучения связано с его управляемостью. При применении источников ионизирующего излучения необходимо соблюдать меры безопасности. Наибольшую опасность представляет г-излучение.

Источником ионизирующего излучения называют объект, содержащий радиоактивный материал, или техническое устройство, испускающее или способное (при определенных условиях) испускать ионизирующее излучение.

Современные ядерно-технические установки обычно представляют собой сложные источники излучений. Например, источниками излучений действующего ядерного реактора, кроме активной зоны, являются система охлаждения, конструкционные материалы, оборудование и др. Поле излучения таких реальных сложных источников обычно представляется как суперпозиция полей излучения отдельных, более элементарных источников.

Любой источник излучения характеризуется:

видом излучения - основное внимание уделяется наиболее часто встречающимся на практике источникам -излучения, нейтронов, -, +-, --частиц;

геометрией источника (формой и размерами) - геометрически источники могут быть точечными и протяженными. Протяженные источники представляют суперпозицию точечных источников и могут быть линейными, поверхностными или объемными с ограниченными, полу бесконечными или бесконечными размерами. Физически точечным можно считать такой источник, максимальные размеры которого много меньше расстояния до точки детектирования и длины свободного пробега в материале источника (ослаблением излучения в источнике можно пренебречь). Поверхностные источники имеют толщину много меньшую, чем расстояние до точки детектирования и длина свободного пробега в материале источника. В объемном источнике излучатели распределены в трехмерной области пространства;

мощностью и ее распределением по источнику - источники излучения наиболее часто распределяются по протяженному излучателю равномерно, экспоненциально, линейно или по косинусоидальному закону;

энергетическим составом - энергетический спектр источников может быть моноэнергетическим (испускаются частицы одной фиксированной энергии), дискретным (испускаются моноэнергетические частицы нескольких энергий) или непрерывным (испускаются частицы разных энергий в пределах некоторого энергетического диапазона);

угловым распределением излучения - среди многообразия угловых распределений излучений источников для решения большинства практических задач достаточно рассматривать следующие: изотропное, косинусоидальное, мононаправленное. Иногда встречаются угловые распределения, которые можно записать в виде комбинаций изотропных и косинусоидальных угловых распределений излучений.

Источниками ионизирующих излучений являются радиоактивные элементы и их изотопы, ядерные реакторы, ускорители заряженных частиц и др. рентгеновские установки и высоковольтные источники постоянного тока относятся к источникам рентгеновского излучения.

Следует отметить, что при нормальном режиме их эксплуатации радиационная опасность незначительна. Она наступает при возникновении аварийного режима и может долго проявлять себя при радиоактивном заражении местности.

Радиоактивный фон, создаваемый космическими лучами (0,3 МэВ/ год), дает чуть меньше половины всего внешнего облучения (0,65 Мэв / год), получаемого населением. Нет такого места на Земле, куда бы ни проникали космические лучи. При этом надо отметить, что Северный и Южный полюса получают больше радиации, чем экваториальные районы. Происходит это из-за наличия у Земли магнитного поля, силовые линии которого входят и выходят у полюсов.

Однако более существенную роль играет место нахождения человека. Чем выше поднимается он над уровнем моря, тем сильнее становится облучение, ибо толщина воздушной прослойки и ее плотность по мере подъема уменьшается, а следовательно, падают защитные свойства.

Те, кто живет на уровне моря, в год получают дозу внешнего облучения приблизительно 0,3 МэВ, на высоте 4000 метров - уже 1,7 МэВ. На высоте 12 км доза облучения за счет космических лучей возрастает приблизительно в 25 раз по сравнению с земной. Экипажи и пассажиры самолетов при перелете на расстояние 2400 км получают дозу облучения 10 мкЗв (0,01 МэВ). Здесь играет роль не только продолжительность, но и высота полета.

Земная радиация, дающая ориентировочно 0,35 МэВ / год внешнего облучения, исходит в основном от тех пород полезных ископаемых, которые содержат калий - 40, рубидий - 87, уран - 238, торий - 232. Естественно, уровни земной радиации на нашей планете неодинаковы и колеблются большей частью от 0,3 до 0,6 МэВ / год. Есть такие места, где эти показатели во много раз выше.

Внутренне облучение населения от естественных источников на две трети происходит от попадания радиоактивных веществ в организм с пищей, водой и воздухом. В среднем человек получает около 180 мкэВ / год за счет калия - 40, который усваивается организмом вместе с нерадиоактивным калием, необходимым для жизнедеятельности. Нуклиды свинца - 210, полония - 210 концентрируются в рыбе и моллюсках. Поэтому люди, потребляющие много рыбы и других даров моря, получают относительно высокие дозы внутреннего облучения.

Ученые установили, что наиболее весомым из всех естественных источников радиации является радиоактивный газ радон - это невидимый, не имеющий ни вкуса, ни запаха газ, который в 7,5 раз тяжелее воздуха. В природе радон встречается в двух основных видах: радон - 222 и радон - 220. Основная часть радиации исходит не от самого радона, а от дочерних продуктов распада, поэтому значительную часть дозы облучения человек получает от радионуклидов радона, попадающих в организм вместе с вдыхаемым воздухом.

Радон высвобождается из земной коры повсеместно, поэтому максимальную часть облучения от него человек получает, находясь в закрытом, непроветриваемом помещении нижних этажей зданий, куда газ просачивается через фундамент и пол. Концентрация его в закрытых помещениях обычно в 8 раз выше, чем на улице, а на верхних этажах ниже, чем на первом. Дерево, кирпич, бетон выделяют небольшое количество газа, а вот гранит и железо - значительно больше. Очень радиоактивны глиноземы. Относительно высокой радиоактивностью обладают некоторые отходы промышленности, используемые в строительстве, например, кирпич из красной глины (отходы производства алюминия), доменный шлак (в черной металлургии), зольная пыль (образуется при сжигании угля).

В настоящее время создано множество искусственных радионуклидов, используются возможности атома в самых различных отраслях - в медицине, при производстве электро- и тепловой энергии, изготовлении светящихся циферблатов часов, множества приборов, при поиске полезных ископаемых и в военном деле. Все это, естественно, приводит к дополнительному облучению людей. В большинстве случаев дозы невелики, но иногда техногенные источники оказываются во много тысяч раз интенсивнее, чем естественные [1].

На металлические конструкции ионизирующее облучение влияет слабо (мало). На свойства металлов оказывают влияние только нейтронные потоки большой интенсивности более 1020 нейтр/см2. При бомбардировке нейтронами может увеличиться временно прочность на разрыв, измениться текучесть и эластичность, повыситься удельное сопротивление (на 10 - 20%). В месте контакта металлов с органическими материалами может образоваться металлоорганическое соединение.

Органические вещества весьма чувствительны к радиации. Воздействие приводит к преобразованию молекул, сопровождающемуся химическими реакциями, вызывающими необратимые изменения природы вещества и его механических свойств. Преобразование сопровождается выделением газов, которые в соединении с влагой образуют кислоты, оказывающие вредное влияние на изоляционные материалы. Большинство пластмасс получает механическое повреждение при дозах 107 - 108 рад. Фенолформальдегид и метилметакрилат становятся хрупкими и деформируются. Полиэтилен и полистирол - вначале увеличивается сопротивление разрыву и твердость, а затем они становятся хрупкими. Большинство пластмасс темнеет и обесцвечивается. Пропитки и изоляционные масла портятся, как и оргматериалы. Синтетический каучук и кремний, органическая резина твердеют при 108 рад, а натуральный каучук - при 109 рад. Бутиловый каучук превращается в клейкую массу при 108 рад. Изменение электрических свойств органических веществ (проводимость, диэлектрическая проницаемость, угол потерь) носит обратимый характер. Время восстановления зависит от природы материала и условий облучения.

На неорганические вещества (материалы) радиация воздействует меньше, чем на органические. При облучении нейтронами возможно объемное расширение (1% при облучении потоком 1020 нейтр/см2). Кварц и стекло теряют прозрачность при больших дозах. Под допустимой дозой (потоком) понимается величина, при которой характеристики материала ухудшаются на 25%; допустимая доза определяется при помощи потока нейтронов и мощности дозы гамма - облучения соответственно 1011 - 1012 нейтр/ (см2*с) и (106 - 107) Р/ с. Другие характеристики радиационной стойкости материалов приведены в таблице 1 [2]. (с. 35)

Различают два вида эффекта воздействия на организм ионизирующих излучений: соматический и генетический. При соматическом эффекте, негативные последствия проявляются непосредственно у облучаемого. При генетическом - у его потомства.

Соматические эффекты могут быть ранними или отдалёнными. Ранние возникают в период от нескольких минут до 60 суток после облучения. К ним относят покраснение и шелушение кожи, помутнение хрусталика глаза, поражение кроветворной системы, лучевая болезнь, летальный исход. Отдалённые соматические эффекты проявляются через несколько месяцев или лет после облучения в виде стойких изменений кожи, злокачественных новообразований, снижения иммунитета, сокращения продолжительности жизни.

При действии излучения на организм были выявлены следующие особенности:

1. Высокая эффективность поглощённой энергии, даже малые её количества могут вызвать глубокие биологические изменения в организме.

2. Наличие скрытого (инкубационного) периода проявления действия ионизирующих излучений.

3. Действие от малых доз может суммироваться или накапливаться.

4. Генетический эффект - воздействие на потомство.

5. Различные органы живого организма имеют свою чувствительность к облучению.

6. Не каждый организм (человек) в целом одинаково реагирует на облучение.

7. Облучение зависит от частоты воздействия. При одной и той же дозе облучения вредные последствия будут тем меньше, чем более дробно оно получено во времени.

Ионизирующее излучение может оказывать влияние на организм как при внешнем (особенно рентгеновское и гамма-излучение), так и при внутреннем (особенно альфа-частицы) облучении. Внутреннее облучение происходит при попадании внутрь организма через лёгкие, кожу и органы пищеварения источников ионизирующего излучения. Внутреннее облучение более опасно, чем внешнее, так как попавшие внутрь источники ионизирующего излучения подвергают непрерывному облучению ничем не защищённые внутренние органы.

Под действием ионизирующего излучения вода, являющаяся составной частью организма человека, расщепляется, и образуются ионы с разными зарядами. Полученные свободные радикалы и окислители взаимодействуют с молекулами органического вещества ткани, окисляя и разрушая её. Нарушается обмен веществ. Происходят изменения в составе крови - снижается уровень эритроцитов, лейкоцитов, тромбоцитов и нейтрофилов. Поражение органов кроветворения разрушает иммунную систему человека и приводит к инфекционным осложнениям.

Местные поражения характеризуются лучевыми ожогами кожи и слизистых оболочек. При сильных ожогах образуются отёки, пузыри, возможно, отмирание тканей (некрозы).

Смертельные поглощённые дозы для отдельных частей тела следующие:

голова - 20 Гр;

нижняя часть живота - 50 Гр;

грудная клетка - 100 Гр;

конечности - 200 Гр.

При облучении дозами, в 100-1000 раз превышающую смертельную дозу, человек может погибнуть во время однократного облучения ("смерть под лучом”) [8].

Биологические нарушения в зависимости от суммарной поглощённой дозы облучения представлены в таблице 2. (с. 36)

Глава 2. Основы дозиметрии

2.1 Методы измерения ионизирующих излучений и измерительная техника

Дозиметрия ионизирующих излучений рассматривает свойства ионизирующих излучений, физические величины, характеризующие поле излучения или взаимодействие излучения с веществом, а также принципы и методы их определения.

Дозиметрия имеет дело с такими физическими величинами, которые связаны с ожидаемым радиационным эффектом. Эти величины обычно называют дозиметрическими. Установленная связь между измеряемой физической величиной и ожидаемым радиационным эффектом - важнейшее свойство дозиметрических величин. Вне этой связи дозиметрические измерения теряют смысл.

В зависимости от природы регистрируемого физико-химического явления, происходящего в среде под воздействием ионизирующего излучения, различают ионизационный, химический, сцинтилляционный, фотографический и другие методы обнаружения и измерения ионизирующих излучений.

Для любого вида ионизирующих излучений, первичными процессами, которые происходят в среде, являются ионизация и возбуждение. Поэтому биологические эффекты, наблюдаемые под воздействием заряженных частиц, нейтронов и квантов, обусловлены не их физической природой, а тем более не их источником (различные естественные и техногенные радионуклиды, генераторы излучений), а количеством поглощенной энергии и ее пространственным распределением (микрогеометрией), характеризуемые линейной плотностью ионизации. Чем выше линейная плотность ионизации или, иначе, линейная передача энергии (ЛПЭ), тем больше степень биологического повреждения. Эта степень определяет относительную биологическую эффективность (ОБЭ) различного рода излучений.

Биологическое действие излучения является основой биологической дозиметрии и используется главным образом для установления ОБЭ - относительной биологической эффективности различных видов излучения. Биологические методы дозиметрии базируются на определении морфологических и функциональных изменений, возникающих в организме под влиянием облучения. Величину дозы оценивают по уровню летальности животных, изменению окраски кожи, выпадению волос, появлению или увеличению содержания некоторых веществ в моче, изменению количества кровяных клеток, т.е. состава крови и др. Биологические методы не очень точны.

Физические методы дозиметрии основаны на оценке степени ионизации вещества под влиянием ионизирующих излучений, изменения его электропроводности, характера свечения и др.

В процессе ионизации вещества наступает изменение его электропроводности. Так, газы в обычных условиях практически не обладающие электропроводностью, в момент ионизации становятся хорошими проводниками электричества. Ионизационные методы дозиметрии основаны на том, что число образованных пар ионов в каком-либо определенном объеме вещества находится в прямой зависимости от количества поглощенного в нем излучения. Другими словами, мерой количества ионизирующего излучения является ионизация, которая возникает в результате поглощения энергии излучения в веществе.

Химический метод основан на способности молекул некоторых веществ в результате воздействия ионизирующих излучении распадаться, образуя новые химические соединения. Так, хлороформ в воде при облучении разлагается с образованием хлороводородной кислоты, которая дает цветную реакцию с красителем, добавленным к хлороформу. По плотности окраски судят о дозе излучения (поглощенной энергии).

Ионизационный метод основан на способности ионизирующего излучения вызывать ионизацию среды. Если взять какое-либо непроводящее электрический ток вещество и поместить его в поле действия ионизирующего излучения, то при взаимодействии излучения с веществом часть энергии передается атомам и молекулам этого вещества и расходуется на их ионизацию. В веществе появляются положительно и отрицательно заряженные ионы. При отсутствии электрического поля ионы рекомбинируют между собой и в результате в веществе устанавливается равновесная концентрация ионных пар (равенство скоростей ионизации и рекомбинации при постоянной интенсивности излучения).

Сцинтилляционный метод измерения ионизирующих излучений основан на том, что некоторые вещества (сульфит цинка, иодид натрия) светятся при воздействии на них ионизирующих излучений. Количество световых вспышек пропорционально мощности дозы излучения и регистрируется с помощью специальных приборов - фотоэлектронных умножителей.

Фотографический метод основан на способности молекул бромида серебра, содержащегося в фотоэмульсии, распадаться на серебро и бром под воздействием ионизирующих излучений. При этом образуются мельчайшие кристаллики серебра, которые вызывают почернение фотопленки при ее проявлении. Плотность почернения пропорциональна поглощенной энергии излучения. Сравнивая плотность почернения с эталоном, определяют дозу излучения (экспозиционную или поглощенную), полученную пленкой [4].

Для обнаружения, измерения и преобразования ионизирующего излучения применяются следующие приборы и преобразователи.

Счётчик Гейгера представляет собой, как правило, цилиндрический катод, вдоль оси, которого натянута проволока - анод. Система заполнена газовой смесью.

При прохождении через счётчик заряженная частица ионизирует газ. Образующиеся электроны, двигаясь к положительному электроду - нити, попадая в область сильного электрического поля, ускоряются и в свою очередь ионизуют молекулы газа, что приводит к коронному разряду. Амплитуда сигнала достигает нескольких вольт и легко регистрируется. Счётчик Гейгера регистрирует факт прохождения частицы через счётчик, но не позволяет измерить энергию частицы.

Так же как в счетчике Гейгера и пропорциональном счетчике в ионизационной камере используется газовая смесь. Однако по сравнению с пропорциональным счетчиком напряжение питания в ионизационной камере меньше и усиления ионизации в ней не происходит. В зависимости от требований эксперимента для измерения энергии частиц используется либо только электронная компонента токового импульса, либо электронная и ионная.

Принцип работы камеры Вильсона основан на конденсации пересыщенного пара и образовании видимых капель жидкости на ионах вдоль следа пролетевшей через камеру заряженной частицы. Для создания пересыщенного пара происходит быстрое адиабатическое расширение газа с помощью механического поршня. После фотографирования трека, газ в камере снова сжимается, капельки на ионах испаряются. Электрическое поле в камере служит для "очистки" камеры от ионов, образовавшихся при предыдущей ионизации газа.

Сцинтилляционный детектор использует свойство некоторых веществ светиться (сцинтиллировать) при прохождении заряженной частицы. Кванты света, образующиеся в сцинтилляторе, затем регистрируются с помощью фотоумножителей. Используются как кристаллические сцинтилляторы, например, NaI, так и пластиковые и жидкие. Кристаллические сцинтилляторы в основном используются для регистрации гамма-квантов и рентгеновского излучения, пластиковые и жидкие - для регистрации нейтронов и временных измерений. Большие объёмы сцинтилляторов позволяют создавать детекторы очень высокой эффективности, для регистрации частиц с малым сечением взаимодействия с веществом.

Принцип действия пузырьковой камеры основан на вскипании перегретой жидкости вдоль трека заряженной частицы. Пузырьковая камера представляет собой сосуд, заполненный прозрачной перегретой жидкостью. При быстром понижении давления, вдоль трека ионизирующей частицы образуется цепочка пузырьков пара, которые освещаются внешним источником и фотографируются. После фотографирования следа давление в камере повышается, пузырьки газа схлопываются и камера снова готова к работе. В качестве рабочей жидкости в камере используется жидкий водород одновременно служащий водородной мишенью для исследования взаимодействия частиц с протонами.

Камера Вильсона и пузырьковая камера имеют огромное преимущество, которое заключается в том, что можно непосредственно наблюдать все заряженные частицы, образующиеся в каждом акте реакции. Для того, чтобы определить тип частицы и ее импульс камеры Вильсона и пузырьковые камеры помещают в магнитное поле. Пузырьковая камера имеет большую плотность вещества детектора по сравнению с камерой Вильсона и поэтому пробеги заряженных частиц полностью заключены в объёме детектора. Расшифровка фотографий с пузырьковых камер представляет отдельную трудоемкую проблему.

Аналогично, как это происходит в обычной фотографии, заряженная частица нарушает вдоль своего пути структуру кристаллической решётки зерен галоидного серебра, делая их способными к проявлению. Ядерная эмульсия является уникальным средством для регистрации редких событий. Стопки ядерных эмульсий позволяют регистрировать частицы очень больших энергий. С их помощью можно определить координаты трека заряженной частицы с точностью ~1 микрона. Ядерные эмульсии широко используются для регистрации космических частиц на шарах-зондах и космических аппаратах [1].

2.2. Единицы измерения ионизирующих излучений

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.

Доза излучения - в физике и радиобиологии - величина, используемая для оценки воздействия ионизирующего излучения на любые вещества, ткани и живые организмы. Активность радионуклида в источнике (А). Активность равна отношению числа самопроизвольных ядерных превращений в этом источнике за малый интервал времени (dN) к величине этого интервала (dt):

A = dN/dt

Единица активности в системе СИ - Беккерель (Бк). Внесистемная единица - Кюри (Ки). 1 Ки = 3,7. 1010 Бк.

1 беккерель соответствует одному акту распада радиоактивного элемента в 1 сек.

1 кюри - это активность препарата, в котором происходит 3. 7*1010 актов распада в 1сек.

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

X = dQ/dm

Единицей измерения в системе СИ является "кулон на кг" (Кл/кг), это такое количество гамма - или рентгеновского излучения, которое в 1 кг сухого воздуха образует 6,24 х 1018 пар ионов, которые несут заряд в 1 кулон каждого знака. Физический эквивалент 1 Кл/кг равен 33 Дж/кг (для воздуха).

Рентген (Р) - внесистемная единица экспозиционной дозы. Это такое количество гамма - или рентгеновского излучения, которое в 1 см3 сухого воздуха (имеющего при нормальных условиях вес 0,001293 г) образует 2,082 х 109 пар ионов.

Соотношения между рентгеном и Кл/кг следующие:

1 Р = 2,58 х 10-4 Кл/кг - точно.

1 Кл/кг = 3,88 х 103 Р - приблизительно.

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.

Поглощенная 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:

D = dE/dm

Единица поглощенной дозы - Грей (Гр). Соответствует энергии излучения в 1 Дж, поглощённой 1 кг вещества.

1 Гр. = 1 Дж/кг = 104 эрг/г = 100 рад

Внесистемная единица Рад определялась как поглощенная доза любого ионизирующего излучения, равная 100 эрг на 1 грамм облученного вещества.

1 рад = 100 эрг/г = 0,01 Дж/кг = 0,01 Гр = 2,388 x 10-6 кал/г

Для оценки возможного ущерба здоровью человека в условиях хронического облучения в области радиационной безопасности введено понятие эквивалентной дозы Н, равной произведению поглощенной дозы Dr, созданной облучением - r и усредненной по анализируемому органу или по всему организму, на весовой множитель wr (называемый еще - коэффициент качества излучения).

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

Зиверт (Зв) - единица эквивалентной и эффективной эквивалентной доз в системе СИ. 1 Зв равен эквивалентной дозе, при которой произведение величины поглощённой дозы в Грэях (в биологической ткани) на коэффициент wr будет равно 1 Дж/кг. Иными словами, это такая поглощённая доза, при которой в 1 кг вещества выделяется энергия в 1 Дж.

В общем случае:

1 Зв = 1 Гр. wr = 1 Дж/кг. wr = 100 рад. wr = 100 бэр

Бэр - биологический эквивалент рентгена (рада). Внесистемная единица измерения эквивалентной дозы.

В общем случае:

1 бэр = 1 рад * wr = 100 эрг/г * wr = 0,01 Гр * wr = 0,01 Дж/кг * wr = 0,01 Зиверт.

При коэффициенте качества излучения wr = 1, то есть для рентгеновского, гамма-, бета-излучений, электронов и позитронов, 1 бэр соответствует поглощённой дозе в 1 рад.

1 бэр = 1 рад = 100 эрг/г = 0,01 Гр = 0,01 Дж/кг = 0,01 Зиверт

При wr =1 (для рентгеновского, гамма-, бета-излучений, электронов и позитронов) 1 Зв соответствует поглощённой дозе в 1 Гр:

1 Зв = 1 Гр = 1 Дж/кг = 100 рад = 100 бэр.

Для рентгеновских, гамма-, бета-излучений, электронов и позитронов величины рентген, рад и бэр, а также (отдельно!) величины Грэй и Зиверт оказываются равнозначными при оценке облучения человека [6].

Основные радиологические величины приведены в таблице 3. (с. 37)

2.3 Гигиеническое нормирование ионизирующих излучений

В зависимости от типа ионизирующего излучения могут быть разные меры защиты: уменьшение времени облучения, увеличение расстояния до источников ионизирующего излучения, ограждение источников ионизирующего излучения, герметизация источников ионизирующего излучения, оборудование и устройство защитных средств, организация дозиметрического контроля, меры гигиены и санитарии.

В России, на основе рекомендаций Международной комиссии по радиационной защите, применяется метод защиты населения нормированием. Разработанные нормы радиационной безопасности учитывают три категории облучаемых лиц:

А - персонал, т.е. лица, постоянно или временно работающие с источниками ионизирующего излучения;

Б - ограниченная часть населения, т.е. лица, непосредственно не занятые на работе с источниками ионизирующих излучений, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могущие подвергаться воздействию ионизирующих излучений;

В - всё население.

Нормирование осуществляется по санитарным правилам и нормативам СанПин 2. 6. 1. 2523-09 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)" [3].

Для категорий А и Б, с учётом радиочувствительности разных тканей и органов человека, разработаны предельно допустимые дозы облучения.

Предельно допустимая доза - это наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которая при равномерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

Каждый житель Земли (категория В) на протяжении всей своей жизни ежегодно облучается дозой в среднем 250-400 мбэр. Полученная доза складывается из природных и искусственных источников ионизирующего излучения. В таблице 4 приведены предельно допустимые дозы облучения. (с. 37)

Природные источники дают суммарную годовую дозу примерно 200 мбэр (космос - до 30 мбэр, почва - до 38 мбэр, радиоактивные элементы в тканях человека - до 37 мбэр, газ радон - до 80 мбэр и другие источники).

Искусственные источники добавляют ежегодную эквивалентную дозу облучения примерно в 150-200 мбэр (медицинские приборы и исследования - 100-150 мбэр, просмотр телевизора - 1-3 мбэр, ТЭЦ на угле - до 6 мбэр, последствия испытаний ядерного оружия - до 3 мбэр и другие источники).

Всемирной организацией здравоохранения (ВОЗ) предельно допустимая (безопасная) эквивалентная доза облучения для жителя планеты определена в 35 бэр, при условии её равномерного накопления в течение 70 лет жизни [8].

Заключение

Биологическое действие ионизирующих излучений - это изменения, вызываемые в жизнедеятельности и структуре живых организмов при воздействии коротковолновых электромагнитных волн.

Основные особенности биологического действия ионизирующих излучений следующие:

действие ионизирующих излучений на организм неощутимы человеком. У людей отсутствует орган чувств, который воспринимал бы ионизирующие излучения. Поэтому человек может проглотить, вдохнуть радиоактивное вещество без всяких первичных ощущений.

видимые поражения кожного покрова, недомогание, характерные для лучевого заболевания, появляются не сразу, а спустя некоторое время.

суммирование доз происходит скрыто. Если в организм человека систематически будут попадать радиоактивные вещества, то со временем дозы суммируются, что неизбежно приводит к лучевым заболеваниям.

Ионизирующее излучение очень опасно для организма человека, степень опасности зависит от дозы и вида излучения - самым безопасным является альфа излучение, опасным - гамма.


Подобные документы

  • Понятие и свойства радиоактивных излучений, их ионизирующая и проникающая способности. Особенности взаимодействия излучений с живым организмом. Важность экологических проблем, связанных с защитой природы и человека от действия ионизирующих излучений.

    методичка [210,8 K], добавлен 30.04.2014

  • Физические основы дозиметрии ионизирующих излучений. Основные понятия и величины клинической дозиметрии. Формирование дозного поля в зависимости от вида и источника излучения. Профессиональные обязанности лучевого терапевта. Понятие поглощенной энергии.

    презентация [63,4 K], добавлен 06.05.2013

  • Метрология ионизирующих излучений и точность дозиметрических методов. Дозы и их характеристики, эквивалент поглощения. Единицы измерений физических величин. Основные методы дозиметрии: биологические, физические, химические, ионизационные и люминисцентные.

    презентация [313,6 K], добавлен 12.02.2015

  • Строение вещества, виды ядерных распадов: альфа-распад, бета-распад. Законы радиоактивности, взаимодействие ядерных излучений с веществом, биологическое воздействие ионизирующего излучения. Радиационный фон, количественные характеристики радиоактивности.

    реферат [117,7 K], добавлен 02.04.2012

  • Принятие Международной системы единиц Генеральной конференцией по мерам и весам в 1960 году. Соотношение между единицами СИ и внесистемными единицами в области радиационной безопасности. Энергетическое и временное распределения ионизирующего излучения.

    контрольная работа [46,1 K], добавлен 19.11.2010

  • Природа и виды ионизирующих излучений. Взаимодействие электронов с веществом. Торможение атомных ядер. Зависимость линейного коэффициента ослабления гамма-излучения в свинце от энергии фотонов. Диффузия в структуре полупроводник-металл-диэлектрик.

    курсовая работа [1,2 M], добавлен 12.04.2012

  • Типы ионизирующих излучений. Единицы измерения доз и радиации. Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом. Расчет дозных распределений. Дозиметрия при имплантации источников. Разработка программного обеспечения для расчета изодозных полей.

    дипломная работа [2,0 M], добавлен 18.07.2014

Работы в архивах красиво оформлены согласно требованиям ВУЗов и содержат рисунки, диаграммы, формулы и т.д.
PPT, PPTX и PDF-файлы представлены только в архивах.
Рекомендуем скачать работу.