Теоретична частина. Сучасний розвиток природничих наук викликав необхідність систематизації і поглиблення досвіду по дослідженню шкідливого впливу різного роду випромінювань на

Сучасний розвиток природничих наук викликав необхідність систематизації і поглиблення досвіду по дослідженню шкідливого впливу різного роду випромінювань на біологічні і інші об'єкти.

У даній роботі розглядається вплив на людський організм іонізуючого випромінювання, що виникає при радіоактивному розпаді і ядерних реакціях. Мета даної роботи- дати відомості про основні поняття дозиметрії, про способи захисту від випромінювань, про гранично допустимі дози і рівні радіації. Експериментальний розділ роботи дасть можливість освоїти сучасні методи дозиметрії.

Основні поняття дозиметрії. В результаті дії випромінювання на речовину можуть відбуватися наступні процеси:

1) іонізація атомів і молекул;

2) збудження атомів і молекул (з випусканням, як і у випадку іонізації, вторинного електромагнітного випромінювання);

3) хімічні зміни речовини, у тому числі руйнування молекул і утворення вільних радикалів;

4) нагрівання речовини;

5) ядерні реакції (наприклад, захват ядрами нейтронів з наступним утворенням і розпадом радіоактивних нуклідів) і деякі інші процеси.

У всіх випадках відбувається передача енергії випромінювання речовині, тому природно розглядати цю передану енергію як міру дії випромінювання на речовину. Звідси слідує поняття дози - фундаментальної величини дозиметрії - доза це енергія, передана випромінюванням одиниці маси речовини, - . Як одиниця дози може бути вибрана будь-яка з величин, що має відповідну розмірність. У системі СІ ця величина є Дж/кг. Одиниця дози в системі СІ називається грей (Г. Грей - англійський фізик, 1905-1965) і вона дорівнює:

1 Гр =1 Дж/1 кг

Раніше використовувалася позасистемна одиниця дози рад, 1 рад = 100 ерг/г. Оскільки 1 Дж = ерг, то 1 Гр = ерг/г = 100 рад.

Протягом тривалого часу й нерідко в наш час використовується позасистемна одиниця дози рентген (Р). Рентген - це така доза опромінення рентгенівськими або гамма-квантами, при якій в 1 см³ сухого атмосферного повітря при температурі 0°С і тиску 760 мм рт. ст. утворюються іони, що несуть заряд 1 СГСЕ кожного знаку. Якщо прийняти, що середня величина енергії іонізації молекул повітря складає 34 eВ, то доза 1 Р відповідає поглинанню енергії 88 ерг в 1 г сухого повітря, що близько до значення 1 рад. Доза, виражена в рентгенах, носить назву експозиційної (історичний термін). Відзначимо, що хоча експозиційна доза відноситься до сухого повітря за нормальних умов, проте її застосування має сенс, оскільки повітря (суміш газів N₂-75%, О₂-23%_, СО₂-0,05%, Аг, Nе, Хе, Кr, Н₂О-1,85%) і м'які тканини людського тіла складаються з елементів з близькими атомними номерами Z.

Для характеристики дії випромінювання на біологічні об'єкти суттєва не лише кількість енергії, переданої об'єкту, але і те, яким чином передана ця енергія. Якщо густина іонізації при передачі енергії велика, як це має місце, наприклад, при опроміненні альфа-частинками або протонами, то молекули білків і ДНК можуть бути розірвані в декількох місцях і їх пошкодження стають безповоротними, оскільки захисні механізми організму не можуть їх відновити. Вільні радикали, що утворилися, досить токсичні і можуть завдати додаткової шкоди організму. При опроміненні електронами або рентгенівськими і гамма-променями ступінь руйнування молекул, як правило, значно менший, що дозволяє захисним силам організму в якійсь мірі відновити молекули. Для врахування особливостей дії різних типів випромінювання на біологічні об'єкти необхідно розглядати величину лінійної густини іонізації (ЛГІ= ) і величину лінійної передачі енергії (ЛПЕ= ) для різних видів випромінювання з різною енергією. Виходячи з величин ЛГІ і ЛПЕ визначаються значення коефіцієнтів, які слід враховувати при оцінці дії тих або інших видів випромінювання на біологічні об'єкти. Ці коефіцієнти називаються ваговими. Значення вагових коефіцієнтів для ряду випромінювань приведені в таблиці 1 (значення узяті з Норм радіаційної безпеки НРБ-99[1]).

Використовуючи значення вагових коефіцієнтів, можна визначити величину отриманої дози з врахуванням особливостей дії окремих видів випромінювання на біологічні об'єкти. Ця доза називається еквівалентною. Еквівалентна доза D_екв визначається по формулі:

(1)

де - ваговий коефіцієнт для випромінювання вигляду R (таблиця 1); D _R - доза від випромінювання вигляду R. Якщо поле випромінювання складається з декількох видів випромінювання R_i, то

(2)

де символом i позначені окремі види випромінювання.

Одиницею виміру еквівалентної дози є Дж/кг, яка називається зіверт (Р.Зіверт - шведський фізик, 1896-1966)

Раніше використовувалася позасистемна одиниця еквівалентної дози бер (1 Зв = 100 бер).

Окрім величини густини іонізації велике значення має місце опромінення, тобто який саме орган піддається дії іонізуючого випромінювання. Було встановлено, що найбільш чутливими до радіації є кровотворні органи, легені, щитовидна залоза, шлунок. Величина, що характеризує ступінь дії випромінювання на людину з врахуванням радіочутливості його органів, називається ефективною дозою. Вона є сумою добутків еквівалентної дози,

Таблиця 1. Вагові коефіцієнти для окремих видів випромінювання.

Види випромінювань	WR
Фотони будь-яких енергій
Електрони і мюони будь-яких енергій
Нейтрони з енергією меншою 10 кеВ
Нейтрони з енергією від 10 до 100 кеВ
Нейтрони з енергією від 100 кеВ до 2 МеВ
Нейтрони з енергією від 2 до 20 МеВ
Нейтрони з енергією більше ніж 20 МеВ
Протони з енергіею більше ніж 2 МеВ
Альфа-частинки, осколки ділення, важкі ядра

Таблиця 2. Вагові коефіцієнти для тканин і органів.

Тип тканини або організму	W T
Гонади	0,2
Кістковий мозок	0,12
Легені	0,12
Шлунок	0,12
Щитовидна залоза	0,05
Шкіра	0,01

отриманої окремим органом, на відповідний ваговий коефіцієнт для даного органу або тканини:

(3)

де D _Т - еквівалентна доза в тканині або органі; W _Т - відповідний ваговий коефіцієнт для тканини або органу (таблиця. 2). Ефективна доза вимірюється в зівертах (Дж/кг).

Саме величина ефективної дози характеризує дію випромінювання на людину, тому гранично допустимі рівні опромінення виражаються в одиницях ефективної дози. У таблиці 3 приведені межі річної ефективної дози, встановлені Нормами радіаційної безпеки НРБ-99.

Основні дозові межі опромінення не включають в себе дози від природних і медичних джерел, а також дози унаслідок радіаційних аварій. На ці види опромінення встановлюються спеціальні обмеження.

Таблиця 3. Основні річні дозові межі.

Персонал (Група А) Ефективна доза за рік	Населення Ефективна доза за рік
20 мЗв (2 бер) за рік в середньому за будь-які послідовні 5 років, але не більше 50 мЗв за рік	1 мЗв (0,1 бер) за рік в середньому за будь-які послідовні 5 років, але не більше 5 мЗв за рік

Персонал групи А - це особи, що працюють з джерелами техногенних іонізуючих випромінювань. Персонал групи Б - це особи, що знаходяться через умови роботи у сфері дії джерел. Норми для персоналу групи Б не повинні перевищувати 25% від норм для персоналу групи А. Відзначимо, що дозовий рівень 1 мЗв в рік близький до величини природного фону.

У дозиметрії важливе поняття потужності дози. Потужність дози - це величина дози, отриманої за певний інтервал часу (наприклад: година, доба, рік).

Однією з основних дозиметричних характеристик є активність джерела. Активність джерела - це число актів розпаду радіоактивного нукліда в одиницю часу. Одиницею активності в системі СІ є беккерель (Бк). Один беккерель дорівнює одному розпаду в секунду. Раніше використовувалася і до цих пір нерідко застосовується позасистемна одиниця активності - кюрі, 1 Кі = 3,7*10 Бк).

У Нормах радіаційної безпеки (НРБ-99) наводиться об'ємний вміст нуклідів в повітрі (наприклад, вміст радону, тобто суміші газів і , не повинен перевищувати 200 Бк/м³). Там же приведені гранично допустимі рівні забруднення радіоактивними нуклідами шкірного покриву, поверхні робочих приміщень і використовуваних засобів захисту (див. таблицю 4).

Таблиця 4. Допустимі рівні загального радіоактивного забруднення робочих поверхонь, шкіри, засобів індивідуального захисту і поверхні приміщень, част./хв·см².

Об’єкт забруднення	-активні високотоксичні нукліди	-активні нукліди (інші)	-активні нукліди
Шкіряний покрив, поверхні засобів індивідуального захисту
Поверхні приміщень періодичного перебування персоналу і пристрої що там знаходяться

Дозиметрія окремих видів випромінювання.

Дозиметрія α -випромінювання. Енергія α-частинок, що випромінюються радіоактивними ізотопами, лежить в межах від 4 до 11 МеВ. Пробіг α-частинок в повітрі при нормальних умовах складає 3 - 11 см, в алюмінії від 0,1 до 0,4 мм. Складений навпіл звичайний аркуш паперу повністю поглинає α -частинки з енергією 5 МеВ (він еквівалентний 5 см повітря).

Шлях протонів, α-частинок і важчих іонів в речовині приблизно прямолінійний аж до повної зупинки. Із зменшенням енергії енергетичні втрати і іонізуюча здатність α - частинок і протонів збільшується. В кінці пробігу питома іонізація досягає максимуму і швидко падає до нуля. Максимум іонізації α -часток відповідає енергії 0,6 МеВ, протонів - 0,15 МеВ. Через мале розсіювання важких часток залежність розподілу глибинних доз (для паралельного пучка частинок) має чітко виражений максимум поблизу кінця пробігу. Потужність дози від джерела - частинок активністю 3,7·10 Бк (1 мКі) рівна

Р = 0,42·Е мЗв/год (4)

де Е - енергія - частинки, МеВ.

Зовнішній покрив тіла людини повністю поглинає а- частинки, тому зовнішнє опромінення α -частинками не представляє небезпеки для внутрішніх органів людини. Проте, оскільки густина іонізації, що створюється а-частинками, велика (приблизно 3·10 пар іонів на кожен сантиметр шляху), то α-частинки вельми небезпечні при попаданні їх всередину організму. При безпосередньому контакті з α -джерелами, α -частинки викликають опіки, що довго не гояться, на поверхні тіла.

У дозиметричних приладах для реєстрації α-частинок і протонів використовуються сцинтиляційні і газонаповнені детектори, закриті тонкими плівками (для зменшення ефекту поглинання). На ефект поглинання вводяться поправки, які залежать від енергії і виду випромінювання.

Дозиметрія β -випромінювання. Проникна здатність β-випромінювання значно більша, ніж α -частинок. Пробіг β-частинок в повітрі залежить від їх енергії і для частинок, що володіють енергією 3 МеВ, складає близько 3 м. Одяг і шкіряний покрив людського тіла поглинають близько 75 % β-частинок і лише 20 – 25 % проникає всередину людського тіла на глибину 2 мм. Найбільшу небезпеку представляє попадання β-частинок в очі, оскільки зовнішня поверхня ока не має захисного шару. Питома іонізація, що створюється β-частинкою, значно менше, ніж α -часткою тієї ж енергії. Це пояснюється меншим електричним зарядом і більшою швидкістю руху β-частинок, що зменшує ймовірність взаємодії з атомами. Середня питома іонізація, що викликається β-випромінюванням в повітрі, складає в середньому 60 пар іонів на 1 см шляху β-частинки. Розсіяння грає для легких β-частинок значно більшу роль, ніж для важких α -частинок. В результаті значного відхилення β-частинок під впливом електричних полів, що створюються атомами, фактичний шлях β-частинок в повітрі значно перевищує зону дії β-випромінювання (1 - 3 м). Повне поглинання β-частинок з енергією 1 МеВ відбувається в шарі алюмінію ≈ 3 мм.

При дозиметрії β-випромінювання слід розрізняти дозиметрію β-джерел, введених в організм (внутрішнє опромінення), і дозиметрію зовнішніх потоків β-випромінювання (зовнішнє опромінення).

При дозиметрії β-джерела, введеного в організм, необхідно знати період напіврозпаду радіоактивного нукліда, середню енергію β-частинки, концентрацію радіоактивного нукліда в опромінюваному органі і період напіввиведення нукліда з організму.

Аби обчислити потужність дози від β-активного нукліда, введеного в організм, припустимо, що нуклід розподілений рівномірно і що пробіг електронів малий в порівнянні з розмірами області, де розподілений нуклід. Тоді енергія, поглинена речовиною, дорівнює сумарній енергії випущених β-частинок. Потужність дози в 1 грамі для концентрації п (Бк/г) рівна

мЗв/год (5)

де Е - середня енергія β-частинки безперервного спектру, МеВ.

Оскільки разом з радіоактивним розпадом йде виділення радіоактивної речовини, то необхідно використовувати ефективний період напіввиведення Т _еф:

(6)

де Т _1/2 - період напіврозпаду; Т _вив - період напіввиведення радіоактивної речовини.

Якщо С₀ - початкова концентрація, то

(7)

Доза зовнішніх потоків β-випромінювання вимірюється тонкостінними лічильниками, виготовленими з матеріалу з малим Z. Як детектори електронів часто використовуються органічні сцинтилятори. У всіх випадках вхідні вікна дозиметрів закриваються тонкими плівками, на поглинання в яких вводяться відповідні поправки.

Дозиметрія γ-випромінювання. Гамма-випромінювання володіє найбільшою проникною здатністю в порівнянні з альфа- і бета-випромінюваннями. В повітрі γ-випромінювання може долати значні відстані, не зазнаючи істотного поглинання. Послаблення γ-випромінювання можна досягти, застосовуючи свинець, сталь, великі шари бетону і грунту. Велика проникна здатність γ-випромінювання робить його особливо небезпечним при зовнішньому опроміненні. Наприклад, аби ослабити дію γ-випромінювання з енергією 1 МеВ в 2 рази був би потрібний свинцевий комбінезон масою 130 кг Лінійна густина іонізації, що створюється γ-випромінюванням, значно менша, ніж при опроміненні α- і β-випромінюваннями. На 1 см шляху в повітрі γ- кванти створюють лише декілька пар іонів.

При проходженні γ-квантів через середовище іонізація виконується електронами, які вибиваються з атомів в результаті взаємодії з γ -квантами. Інтенсивність потоку γ -випромінювання після проходження через шар товщиною х визначається експоненціальним законом

(8)

де - повний коефіцієнт послаблення γ-випромінювання, який визначається властивостями речовини шару, що ослаблює, і енергією γ-квантів.

Захисні властивості часто характеризуються товщиною половинного поглинання, тобто товщиною шару, після проходження якого інтенсивність γ -випромінювання зменшується вдвічі. Зв'язок коефіцієнта послаблення γ -випромінювання і шару половинного послаблення х _1/2 виражається наступною формулою:

(9)

Для оцінки іонізуючої дії γ-випромінювання використовується поняття іонізаційної сталої. Іонізаційна стала радіоактивного нукліда визначається як потужність дози, що створюється нефільтрованим γ-випромінюванням точкового джерела активністю 1 мКі на відстані 1 cм.

Іонізаційна стала для однієї монохроматичної лінії визначається по формулі

(10)

де - енергія кванта, МеВ; - коефіцієнт фотоелектричного поглинання в повітрі, см ; - коефіцієнт поглинання при комптонівському розсіянні в повітрі (з врахуванням вторинної взаємодії), см . Постійний множник виник при переході до одиниць, використовуваних в дозиметрії (мКі, г, Р і МеВ).

У таблиці. 5 вказані значення іонізаційною сталої К_γ для деяких радіоактивних нуклідів.

Таблиця 5. Значення іонізаційною сталої для ряду радіоактивних нуклідів.

Нуклід	Т1/2	,кеВ	,	,
24Nа	14,66 років	1369 і 2754	18,1	4,3
60Со	5,27 років	1173 і 1332	12,8	3,0
131І	8,04 дн	Складний спектр	2,2	0,52
134Сs	2,06 років	Складний спектр	8,7	2,1
137Cs	30,0 років	661,6	3,2	0,76
170Тm	129 дн	84,3	0,3	0,07
192Ir	73,8 дн	Складний спектр	4,7	1,12
226Rа	1600 років	Складний спектр	8,4	2,0

Для того, щоб визначити потужність дози джерела -випромінювання необхідно знати активність джерела, відстань між опромінюваним об'єктом і джерелом, значення іонізаційною сталої для даного нукліда і розміри джерела.

Потужність дози від точкового джерела γ-випромінювання обчислюється за формулою

(11)

де - іонізаційна стала, Р·см /(мКі-г); R - відстань від точкового джерела до іонізованого об'єкту, см; А - активність джерела, мКі. При переході від одиниць Р/г до одиниць Зв/г треба врахувати, що 1 Р=0,0088 Зв.

В разі широкого пучка є можливість попадання в детектор розсіяного -випромінювання. Ймовірність попадання розсіяних γ -квантів в детектор збільшується із збільшенням поля опромінення. Розрахунки потужності дози від широкого джерела складні. У справжній роботі використовується джерела невеликих розмірів і до них застосовне наближення точкового джерела.

Дозиметрія нейтронного випромінювання. Нейтрони, як правило, не випускаються при розпаді радіоактивних нуклідів, але дуже часто виникають в ядерних реакціях. На практиці нейтронне випромінювання супроводжує роботу прискорюючих і енергетичних ядерних установок.

Нейтрони, що не мають заряду, не викликають безпосереднього біологічного ефекту. При зіткненнях з легкими ядрами (наприклад, з ядрами водню) нейтрони високих енергій передають ядрам частину своєї кінетичної енергії, при цьому атоми втрачають свої орбітальні електрони і при русі в середовищі викликають його іонізацію.

Повільні нейтрони викликають активацію ядер, безперешкодно проникаючи крізь кулонівський бар'єр. Масове число ядра того, що поглинув нейтрон, збільшується на одиницю, тобто ядро стає новим ізотопом того ж елементу і при цьому, як правило, нестійким. Його розпад супроводжується випусканням випромінювання, яке знову-таки викликає іонізацію сусідніх атомів. По своїй дії на організм нейтрони діляться на дві енергетичні групи: повільні нейтрони з енергією до 10 МеВ і швидкі нейтрони з енергією більше 10 МеВ.

Захист від нейтронного випромінювання здійснюється в два етапи:

1 етап. Уповільнення нейтронів до енергій 0,01 - 0,1 эВ (теплові нейтрони). Як сповільнювачі використовуються водневомісткі речовини (парафін, вода, пластмаси і так далі) і графіт.

2 етап. Поглинання теплових нейтронів. Як поглинач можна вибрати будь-яку речовину з великим перерізом захвату (часто використовуються кадмій, бор і їх хімічні сполуки).

Необхідно відзначити, що захват теплових нейтронів супроводиться гамма-випромінюванням. Тому необхідно прийняти заходи до захисту від цього виду випромінювання.

Вимірювання активності препаратів. Для того, щоб обчислити отриману дозу і товщину захисту від конкретного виду випромінювання, треба знати або уміти визначити абсолютну активність джерела іонізуючого випромінювання. В даний час розроблені надійні методи визначення абсолютних активностей препаратів. Вибір методу визначається необхідною точністю і якістю джерела. Нижче коротко розглядаються найбільш часто використовувані методи і оцінюється їх застосовність.

Метод рахунку з фіксованим тілесним кутом дозволяє з мінімальною кількістю апаратури визначити абсолютну активність, але введення багаточисельних поправок, залежних від енергії і типу випромінювання (у тому числі поправка на самопоглинання випромінювання в джерелі), сильно знижує вказану перевагу. Поправки, що вводяться, не табулюються і вимагають визначення для кожної установки. Вимірювані активності малі і складають декілька мікрокюрі.

Принцип методу дуже простий. Вимірювана активність і детектор розташовуються на відстані R один від одного і виконується вимірювання швидкості рахунку N. Виходячи з геометрії досліду і конструкції детектора знаходиться тілесний кут , під яким випромінювання джерела потрапляє в детектор. Зазвичай перед детектором розташовується колімуюча діафрагма (вхідне вікно детектора), що спрощує визначення тілесного кута. Також необхідно знати ефективність детектора k для даного виду випромінювання.

Активність препарату обчислюється за формулою

(12)

Калориметричний метод дозволяє визначити активність препарату тим точніше, чим вона більша. Метод вимагає точного знання схеми розпаду. Поправки на самопоглинання в джерелі (препараті) не потрібні.

Методи іонізаційної камери по суті відносні і вимагають еталонних препаратів із вимірюваного нукліда.

Для джерел, що випускають лише заряджені частки ( або ), а також для радіоактивних газоподібних джерел використовуються 4 -лічильники, що реєструють повне число частинок, що випускаються у всіх напрямках. Експлуатація подібного приладу і приготування джерел з високою питомою активністю вимагають високої майстерності експериментатора і тому метод використовується у випадках підвищених вимог і точності виміру.

Методи β-γ і γ-γ збігів вимагають використання додаткової електронної апаратури - схеми збігів, але дозволяють швидко визначати активність препарату, якщо схема розпаду проста.

Розглянемо суть цього методу. Хай, наприклад, радіоактивний препарат випускає -частинку і -квант. Тоді препарат поміщається між двома детекторами (рис. 1), один з яких реєструє лише - випромінювання, а інший лише - промені.

Рис. 1. Блок-схема установки для визначення абсолютної активності методом збігів:

1 – блоки високої напруги; 2 – детектор γ квантів; 3 – детектор β-частинок; 4 – схема β- γ збігів; 5 – перелічувальні прилади; S – джерело.

Швидкість рахунку по -каналу () визначається ефективністю лічильника (), тілесним кутом () і самопоглинанням в джерелі (η). Тоді

де N₀ - повне число розпадів в секунду.

Аналогічне міркування стосовно -каналу дасть

Кількість збігів під час імпульсів від - каналів буде визначатись наступною формулою:

або

де В = і С = - ймовірність утворення відліку у - і -каналах відповідно. Легко переконатися, що

(13)

Таким чином, отримано число актів розпаду в даному радіоактивному препараті без додаткових досліджень характеристик детектора і джерела.

Використання у вимірах схеми збігів вимагає введення поправки на випадкові збіги:

(14)

де - вирішуючий час схеми збігів.

При остаточному розрахунку випадкові збіги слід виключити із загального числа збігу . Необхідно також виключити фон - і -каналів (рахунок у відсутність досліджуваного препарату) з і відповідно.

Наявність складної схеми розпаду, тобто декількох шляхів розпаду вихідного ядра, приводить до необхідності реєстрації частинок і квантів різної енергії. Це ускладнює завдання, оскільки ефективність реєстрації в цьому випадку буде різною.