Если у вас возникли сложности с курсовой, контрольной, дипломной, рефератом, отчетом по практике, научно-исследовательской и любой другой работой - мы готовы помочь.
Предоплата всего
Подписываем
6. ЕСТЕСТВЕННЫЕ И ИСКУССТВЕННЫЕ ИСТОЧНИКИ РАДИАЦИИ
Радиационный фон Земли складывается из естественного (природного) радиационного фона, технологически измененного естественного радиационного фона и искусственного радиационного фона.
Естественный радиационный фон образуют ионизирующие излучения от природных источников космического и земного происхождения. Очень часто он отождествляется с понятием радиационный фон.
Технологически измененный фон определяется излучением от естественных источников ионизирующего излучения, который не имел бы места, если бы не использующийся технологический процесс. Причинами такого изменения фона могут являться выбросы тепловых электростанций, строительная индустрия и другие источники.
Радиационный фон в пределах:
0,1 – 0,2 мкЗв/ч (10 –20 мкР/ч) считается нормальным,
0,2 – 0,6 мкЗв/ч (20 –60 мкР/ч) считается допустимым,
0,6 – 1,2 мкЗв/ч (60 – 120 мкР/ч считается повышенным.\
Основную часть облучения население земного шара получает от естественных источников радиации. Большинство из них таковы, что избежать облучения от них совершенно невозможно. На протяжении всей истории существования Земли разные виды излучения падают на поверхность Земли из космоса и поступают от радиоактивных веществ, находящихся в земной коре. Человек подвергается облучению двумя способами. Радиоактивные вещества могут находиться вне организма и облучать его снаружи; в этом случае говорят о внешнем облучении. Радиоактивные вещества могут оказаться в воздухе, которым дышит человек, в пище или в воде и попасть внутрь организма. Такой способ облучения называют внутренним. Облучению от естественных источников радиации подвергается любой житель Земли, однако одни из них получают большие дозы, чем другие. Это зависит, в частности, от того, где они живут. Уровень радиации в некоторых местах земного шара, там, где залегают особенно радиоактивные породы, оказывается значительно выше среднего, а в других местах – соответственно ниже. Доза облучения зависит также от образа жизни людей. Применение некоторых строительных материалов, использование газа для приготовления пищи, открытых угольных жаровен, герметизация помещений и даже полеты на самолетах – все это увеличивает уровень облучения за счет естественных источников радиации. Земные источники радиации в сумме ответственны за большую часть облучения, которому подвергается человек за счет естественной радиации. В среднем они обеспечивают 5/6 годовой эффективной эквивалентной дозы, получаемой населением, в основном вследствие внутреннего облучения. Остальную часть вносят космические лучи, главным образом путем внешнего облучения. В этой главе мы рассмотрим вначале данные о внешнем облучении от источников космического и земного происхождения, затем остановимся на внутреннем облучении, причем особое внимание уделим радону – радиоактивному газу, который вносит самый большой вклад в среднюю дозу облучения населения из всех источников естественной радиации. Наконец, в ней будут рассмотрены некоторые стороны деятельности человека, в том числе использование угля и удобрений, которые способствуют извлечению радиоактивных веществ из земной коры и увеличивают уровень облучения людей от естественных источников радиации.
6.1. Космические излучения
Космические излучения приходят к нам в основном из глубин Вселенной, но некоторая их часть рождается на Солнце во время солнечных вспышек.
Каждую секунду на площадь в 1 м2 через границу атмосферы из космоса в направлении земной поверхности влетает более 10 тыс. заряженных частиц.
Космические излучения подразделяются на галактические и солнечные. Галактические, в свою очередь, бывают первичными и вторичными. Первичное галактическое излучение представляет собой поток частиц, падающих в земную атмосферу и идущих из глубины космоса со скоростью света. Оно состоит из протонов (около 92 %) и альфа-частиц (примерно 6 %). В небольших количествах (около 2 %) в них присутствуют ядра легких элементов (Li, Be, B, C, N, O, F), электроны, нейтроны и фотоны. Энергия такого излучения огромна и колеблется в диапазоне от 1 до 1012 ГэВ, что в миллиард раз превышает уровень энергий, достигнутых на самых современных ускорителях. При энергиях свыше 103 МэВ плотность потока протонов падает. При энергиях меньше 103 МэВ состав первичного галактического излучения сильно меняется. На него воздействует магнитное поле Земли, которое отклоняет низкоэнергетическое излучение обратно в космическое пространство. Первичное галактическое излучение в результате взаимодействия с атомами элементов атмосферы почти полностью исчезает на высоте 20 км.
Вторичное галактическое излучение имеет гораздо более сложный состав и состоит практически из всех известных в настоящее время элементарных частиц. Оно образуется в результате ядерных взаимодействий между первичным излучением с ядрами атомов, входящих в состав земной атмосферы. Каждая частица из первичного излучения, благодаря высокой энергии, вызывает целый каскад частиц, которые, в свою очередь, взаимодействуя с ядрами, вызывают ряд следующих ядерных превращений. У поверхности Земли вторичное излучение состоит в основном из фотонов, электронов, позитронов, других ядерных частиц, а также небольшой доли нейтронов. Нейтронная компонента возникает в результате расщепления ядер высокоэнергетическими частицами. Состав и интенсивность вторичного галактического излучения зависят от высоты над уровнем моря, географической широты и изменяются во времени в соответствии с 11-летним циклом солнечной активности. Максимальная интенсивность вторичного галактического излучения наблюдается на высоте 20–25 км. На высотах свыше 40–45 км преобладает первичное излучение.
В результате взаимодействия первичного и вторичного излучений с ядрами элементов атмосферы образуются так называемые космогенные радионуклиды. К ним относятся: , , , , , , , и другие.
Солнечное излучение образуется во время солнечных вспышек, характеризуется относительно низкой энергией (40–50 МэВ) и не приводит к существенному увеличению дозы внешнего облучения на поверхности Земли. Однако в верхних слоях атмосферы мощность поглощенной дозы может на очень короткое время увеличиваться в 100 и более раз.
Нет такого места на Земле, куда бы не падал этот невидимый космический душ. Но одни участки земной поверхности более подвержены его действию, чем другие. Северный и Южный полюсы получают больше радиации, чем экваториальные области, из-за наличия у Земли магнитного поля, отклоняющего заряженные частицы, из которых в основном и состоят космические излучения. Учитывая состав и энергию излучения у поверхности Земли, коэффициент его качества принято считать 1,1. Основными космогенными радионуклидами – источниками внешнего излучения – являются , , . Средняя суммарная эквивалентная доза внешнего излучения, создаваемая всеми компонентами космического излучения на уровне моря, в год составляет 0,32 мЗв. На высоте 4–5 км величина этой дозы уже 5 мЗв в год, а на высоте 20 км достигает 13 мЗв/ч. При орбитальных полетах космонавты подвергаются сравнительно небольшому облучению – 0,05 мЗв/сут. И для таких полетов не требуется специальной защиты.
Приводимые выше числа относятся к дозам внешнего облучения, доза за счет внутреннего облучения, формируемая космогенными радионуклидами, невелика, и из более 20 таких элементов заметный вклад в дозу вносят лишь два: тритий и изотоп углерода .
Тритий с периодом полураспада 12,3 года в основном входит в состав молекулы воды и в этом виде участвует в круговороте воды в природе. Радиоактивный углерод (Т1/2 – 5730 лет) используется в так называемом радионуклидном анализе.
Таким образом, суммарная мощность эквивалентной дозы, получаемой от космического излучения, составляет примерно 0,33 мЗв/год, для населения нашей республики доза составляет 0,37 мЗв/год.
6.2. Излучения земного происхождения
Основными источниками излучения земного происхождения являются радионуклиды, присутствующие в различных природных средах и объектах окружающей среды с момента образования Земли. К ним относятся две группы естественных радионуклидов: первая – это радионуклиды уранорадиевого и ториевого семейств, которые берут свое начало от и (всего 82 радионуклида), вторая – это 11 долгоживущих радионуклидов, находящихся вне этих семейств (, , , , , , , , , , ), относящихся к элементам середины таблицы Менделеева.
Из второй группы радионуклидов лишь играет заметную роль в облучении человека. Его период полураспада равен 1,3109 лет. В природном калии содержится 0,01 % радиоактивного вещества и это соотношение постоянно везде, где бы калий ни встречался. Смесь изотопов калия входит в состав мышечной ткани.
Поверхностная активность в почве на уровне корневой системы растений (слой толщиной 20 см) – 300 Бк/м2. Удельная активность в овощах и фруктах и других продуктах питания составляет 80–150 Бк/кг.
Внешнее гамма-облучение человека от указанных выше естественных радионуклидов обусловлено их присутствием в различных природных средах (почве, приземном воздухе, гидросфере, биосфере).
Мощность дозы, обусловленная внешним облучением за счет радионуклидов земного происхождения, составляет приблизительно 0,38 мЗв/год. Однако эта величина может существенно колебаться в зависимости от регионов Земли, где различие в содержании урана и тория может приводить к существенному большому значению эквивалентной дозы по сравнению со средним значением.
Некоторые группы населения получают в среднем 1 мЗв/год, а около 1,5 % – более 1,4 мЗв/год. Есть, однако, такие места, где уровни земной радиации значительно выше. В ряде мест Бразилии, главным образом в прибрежных полосах земли, мощность дозы излучения из почвы и скальных пород составляет 5 мЗв/год. Приблизительно 30 тыс. человек непрерывно подвергаются такому уровню облучения. В индийских штатах Керала и Мадрас прибрежная зона длиной 200 км и шириной в несколько сотен метров известна как область интенсивного излучения, в результате чего 100 тыс. человек получают дозу, в среднем равную 13 мЗв/год. Эти территории в Бразилии и Индии являются наиболее хорошо изученными "горячими точками" нашей планеты. Но в Иране, например в городе Рамсер, где бьют ключи, богатые радием, были зарегистрированы уровни радиации до 400 мЗв/год. Известны и другие места на земном шаре с высоким уровнем радиации, например во Франции, Нигерии, на Мадагаскаре.
Наиболее весомый вклад в общую дозу облучения вносит радон. Радон является продуктом распада урана () и тория (). Уран и торий можно обнаружить в незначительных количествах в любой почве, камнях, воде, где они находятся чаще всего в пассивном состоянии. В отличии от урана и тория радон проникает в воздух при высвобождении из земной коры повсеместно. Другим источником поступления радона является вода и природный газ. При кипячении воды и при сжигании газа его концентрация в воздухе закрытых помещений увеличивается.
Концентрация радона в обычно используемой проточной воде мала, но вода из некоторых глубоких артезианских скважин содержит много радона. По современным оценкам, около 1 % населения Земли потребляют воду с удельной активностью до 100 Бк/л. Основная опасность радона исходит не от питья воды (если вода кипяченая, то радон практически улетучивается), а при попадании в легкие водяных паров с высоким содержанием этого газа (душ, мокрая парная и т.п.). В природный газ, как и в воду, радон попадает под землей. В процессе хранения или транспортировки большая часть радона распадается и улетучивается. Тем не менее, при отсутствии эффективной вентиляции концентрация радона на кухне может быть выше, чем в жилых помещениях. Радон имеет период полураспада 3,8 сут, в 7 раз тяжелее воздуха, поэтому при высвобождении из земной коры он накапливается в подвалах и первых этажах зданий. Радон попадает в организм человека с вдыхаемым воздухом, но максимальную дозу человек получает, находясь в закрытом помещении нижних этажей зданий. Радон, являясь альфа-активным радионуклидом, представляет опасность для человека только при внутреннем облучении, попадая в организм через дыхательные пути и поражая легочную ткань. Допустимая норма содержания радона составляет 100 Бк/м3 воздуха.
Эквивалентная доза внутреннего облучения человека за счет естественных радионуклидов, попадающих в организм человека с воздухом, пищей и водой в основном формируется следующими радионуклидами: , , , , а также и и оценивается в 1,5 мЗв.
В соответствии с приведенными данными (табл. 8), для населения Земли в целом принято, что среднегодовая эффективная эквивалентная доза облучения человека составляет 2,2 мЗв.
Структура годовой эквивалентной дозы, получаемой населением от естественных источников радиоактивности для районов с нормальным уровнем радиации
|
Источники излучения |
Годовая эффективная эквивалентная доза, мЗв |
||
|
внешнее облучение |
внутреннее облучение |
Суммарная доза |
|
|
Космическое излучение: |
|||
|
1) ионизирующая компонента |
0,28 |
– |
0,28 |
|
2) нейтронная компонента |
0,042 |
– |
0,042 |
|
3) космогенные радионуклиды |
– |
0,015 |
0,015 |
|
Всего: |
0,322 |
0,015 |
0,337 |
|
Излучение земли: |
|||
|
1) калий-40 |
0,12 |
0,178 |
0,3 |
|
2) урановый ряд |
0,1 |
1,14 |
1,24 |
|
3) ториевый ряд |
0,16 |
0,18 |
0,34 |
|
Всего: |
0,38 |
1,5 |
1,88 |
|
Итого: |
0,7 |
1,5 |
2,2 |
6.3. Техногенные источники излучений
Рассмотренные выше источники радиоактивного излучения сформировались в течение эволюции Земли, и их распределение хотя и неоднородно в окружающей среде, но и в основном постоянно для каждого конкретного региона. В процессе жизнедеятельности человека возможно перераспределение этих источников в природе и формирование технологически измененного, естественного радиационного фона, когда их концентрация может многократно возрастать и представлять опасность целым группам населения.
Одним из существенных источников, созданных практической деятельностью человека, является индустрия строительных материалов. Привлечение для их изготовления отходов различных промышленных производств привело, в ряде случаев, к увеличению радиационного фона в зданиях. Традиционные строительные материалы – дерево, кирпич, бетон – обладают сравнительно низкой активностью.
Принято считать, что вклад в годовую эквивалентную дозу за счет строительных материалов в среднем для населения Земли составляет 0,1–1,5 мЗв на человека. Наименьшие дозы получает население, проживающее в деревянных домах – 0,5 мЗв/год, в кирпичных – 1 мЗв/год и в бетонных – 1,7 мЗв/год.
Как правило, основным источником активности строительных материалов являются радионуклиды земного происхождения. Наличие в строительных материалах урана и тория приводит к выделению радона внутри здания, и его концентрации в закрытых помещениях, как правило, в 8–10 раз выше, чем на открытом воздухе. Несоблюдение правил радиационной безопасности в некоторых странах, широко использующих различные отходы промышленности в строительстве, привело к тому, что в некоторых случаях в помещениях обнаружена концентрация радона, в тысячи раз превышающая среднюю концентрацию на открытом воздухе.
Для уменьшения воздействия радона предусматривается дифференцированный подход к использованию строительных материалов.
Установлены следующие допустимые уровни удельной активности Аm в строительных материалах:
– при Аm менее 370 Бк/кг стройматериалы используются без ограничения;
– при Аm = 370–740 Бк/кг материалы можно использовать только в дорожном строительстве на территории населенных пунктов и в зонах перспективной застройки;
– при Аm = 740–1350 Бк/кг стройматериалы допускается использовать в дорожном строительстве за пределами населенных пунктов;
– при Аm = 1350–4000 Бк/кг вопрос об использовании материалов решается по согласованию с санитарно-эпидемической службой Министерства здравоохранения Республики Беларусь;
– при Аm свыше 4000 Бк/кг использование запрещено.
Применение минеральных удобрений. Добыча фосфатов ведется во многих местах земного шара; они используются главным образом для производства удобрений. Большинство разрабатываемых в настоящее время фосфатных месторождений содержит уран, присутствующий там в довольно высокой концентрации. В процессе добычи и переработки руды выделяется радон, да и сами удобрения радиоактивны. Радиоактивное загрязнение в том случае бывает обыкновенно незначительным, но возрастает, если удобрения вносят в землю в жидком виде или если содержащие фосфаты вещества скармливают скоту. Такие вещества действительно широко используются в качестве кормовых добавок, что может привести к значительному повышению содержания радиоактивности в молоке.
Тепловая энергетика. Значительный вклад в повышение уровня облучения населения дает энергетика, особенно при использовании в качестве топлива каменного угля. Годовое его потребление составляет несколько миллиардов тонн. Из них 70 % сжигается в топках тепло- и электростанций, 20 % – в коксовых печах, а остальные 10 % используются в целях отопления.
Уголь, подобно большинству других природных материалов, содержит ничтожные количества первичных радионуклидов. Последние, извлеченные вместе с углем из недр земли, после сжигания угля попадают в окружающую среду, где могут служить источником облучения людей.
Современная угольная станция, мощностью 1 млн. кВт, в течение года потребляет около 3 млн. т угля и выбрасывает в атмосферу около 165 тыс. т различных отходов, включая и пыль, летучую золу, сернистые газы и т.д. Как результат действия тепло- и электростанций на органическом топливе за последние 80 лет отмечено, что концентрация радия в поверхностном слое почвы увеличилась в 50 раз.
Испытание ядерного оружия. До сих пор речь шла только об источниках ионизирующего излучения, имеющих природное происхождение. Даже в случаях, когда в результате жизнедеятельности человека происходит перераспределение и концентрация этих источников, они сохраняют свой естественный состав. Иная картина происходит при использовании ядерной энергии в техногенной деятельности человека. Первая атомная бомба продемонстрировала не только разрушительную силу, но и значительную опасность с точки зрения радиоактивного загрязнения окружающей среды. При испытаниях ядерного оружия огромное количество радиоактивных веществ уносится в атмосферу. Это, прежде всего, продукты деления урана и плутония. Они осаждаются на частичках пыли и разносятся на большие расстояния, выпадая на поверхность Земли за сотни и тысячи километров от места взрыва. Иначе говоря, ядерный взрыв носит не локальный характер, а глобальный.
С 1945 года в мире было проведено огромное количество испытательных ядерных взрывов. Например, США взорвали 1054 устройства, СССР – 715, Франция – 196, Великобритания – 45, Китай – 45. В мае 1998 года сначала Индия, а потом и Пакистан произвели по 5 подземных ядерных взрывов.
В течение 1945–1989 гг. в атмосфере было проведено 397 испытательных ядерных взрывов. Некоторая часть радионуклидов циркулирует в околоземном пространстве и сегодня.
В настоящее время Cs является основным источником внешнего облучения, так же как и Sr. По современным оценкам, вклад в ежегодную эквивалентную дозу, получаемую человеком за счет испытаний ядерного оружия, составляет 20–25 мкЗв, т.е. около 1 % естественного радиационного фона.
Ядерная энергетика. Еще меньшее значение эквивалентной дозы получает человек от безаварийной работы атомной электростанции. При обеспечении выполнения всех норм и правил их эксплуатации в окружающую среду практически не выбрасывается значительных количеств радионуклидов. По современным оценкам, средняя эквивалентная доза в год в районе АЭС не превышает 10 мкЗв.
Не смотря на относительно небольшое количество осколков деления и других элементов, в отработанном топливе активность их чрезвычайно велика и составляет десятки миллионов кюри на момент остановки реактора и сотни тысяч кюри даже через 7–10 лет хранения отработанного топлива. Поэтому наряду с необходимостью обеспечения безопасной работы на АЭС необходимо решать вопрос экологической и ядерной безопасности всего топливного цикла ядерной энергетики, особенно в области хранения и переработки отработанного горючего. К концу 1990 года во всем мире действовало почти 600 реакторов. Суммарное количество уже наработанных радиоактивных отходов и тех, которые продолжают нарабатываться, включая долгоживущие, огромны. Это требует создания специальных хранилищ, и опасность их как источника ионизирующего излучения возрастает с ростом их числа.
В настоящее время одной из самых острых проблем является утилизация и захоронение радиоактивных отходов и, прежде всего, отходов АЭС.
Работа на персональном компьютере. Всеобщая компьютеризация общества остро ставит вопросы безопасности работы оператора. Источником электромагнитного поля является монитор, процессор, клавиатура. Вокруг компьютера образуется электромагнитное поле с диапазоном частот от 5 до 400 кГц.
Мониторы компьютеров содержат электронно-лучевую трубку (ЭЛТ), которая является мощным источником электронов, при торможении которых экраном монитора образуется мягкое рентгеновское излучение, мощность дозы которого на расстоянии 0,05м от экрана не должна превышать 1мкЗв/ч (100 мкР/ч). Кроме того, ЭЛТ заряжена отрицательно, и следовательно, перед экраном монитора происходит накопление положительно заряженных частиц. Человек чувствует себя хорошо, когда в окружающей его среде соотношение положительных и отрицательных ионов почти одинаково. Однако перед экраном монитора образуется избыток положительных ионов. Всегда имеющиеся в воздухе комнаты микрочастицы пыли, разгоняются потоком положительно заряженных ионов и оседают на лице и глазах оператора, сидящего перед монитором.
В результате такой «бомбардировки» у оператора могут возникать головная боль, бессонница, раздражение кожи, усталость глаз.
Медицинские процедуры. Одним из самых значительных источников облучения человека является использование ионизирующих излучений для медицинских процедур. С одной стороны, это позволяет выявлять до 80 % различных видов заболеваний и лечить значительное их число, включая такие смертельно опасные, как онкологические, с другой – установлено, что эффективная эквивалентная доза составляет от 50 мкЗв/год до 10 мЗв/год (5 мбэр/год до 1 бэр/год) и выше, в зависимости от типа обследования и лечения (табл. 9).
Подводя итоги выше сказанному, отметим, что в настоящее время суммарная эквивалентная доза неаварийного облучения человека за год за счет различных техногенных источников ионизирующих излучений оценивается величиной, не превышающей 5 мЗв (0,5 бэр).
|
Вид облучения |
Эффективная эквивалентная доза |
|
1. Просмотр кинофильма по цветному телевизору на расстоянии от экрана около 2 м |
0,01 мкЗв |
|
2. Ежедневный, в течении года, трехчасовой просмотр цветных телепрограмм |
5–7 мкЗв |
|
3. Облучение за счет радиоактивных выбросов АЭС в районе расположения станции (за год) |
0,2–1 мкЗв |
|
4. Облучение за счет дымовых выбросов с естественными радионуклидами ТЭС на угле (за год) |
2–2 мкЗв |
|
5. Полет в течении одного часа на сверхзвуковом самолете (высота полета 18–20 км) |
10–30 мкЗв |
|
6. Полет в течении 1 сут на орбитальном космическом корабле (без вспышек на солнце) |
0,18–0,35 мЗв |
|
7. Прием радоновой ванны |
0,01–1 мЗв |
|
8. Флюорография |
0,1–0,5 мЗв |
|
9. Рентгеноскопия грудной клетки |
2–4 мЗв |
|
10. Рентгенография зубов |
0,03–3 мЗв |
|
11. Рентгеновская номография |
5–100 мЗв |
|
12. Рентгеноскопия желудка, кишечника |
0,1–0,25 мЗв |
|
13. Лучевая гамма-терапия после операции |
0,2–0,25 Зв |
6.4. Физические принципы регистрации ионизирующих
излучений, их основные характеристики
1) Сцинтиляционный метод обнаружения ионизирующих излучений. Сцинтилляция – это кратковременные световые вспышки, возникающие при воздействии ионизирующих излучений на некоторые вещества, называемые люминофорами (сцинтилляторами).
В основе сцинтилляционного метода обнаружения излучений лежит явление люминесценции. Люминесцентное излучение исходит из сравнительно небольшого числа центров люминесценции–атомов, молекул или ионов приходящих в возбужденное состояние под действием внешних причин, а затем при переходе возбужденного центра на более низкий энергетический уровень, испускающих квант люминесцентного излучения.
Время затрачиваемое в среднем на переход центра люминесцеции из возбужденного состояния на более низкий энергетический уровень, –одна из главных характеристик люминесцентного процесса.
Если люминесцентное излучение после отключения источника его возбуждения прекращается примерно через 10-8с, то такой вид люминесценции называют флуоресценцией. Обычно атом 10-8с находится в возбужденном состоянии.
Другой вид люминесценции–фосфоресценция характеризуется медленным спадом свечения после отключения источника возбуждения.
Виды люминесценции различают и по способу ее возбуждения. Так, экран телевизора светится под падающим на него электронным пучком благодаря свечению люминофора, нанесенного на стенку экрана кинескопа.
От веществ, применяемых в качестве сцинтилляторов, требуется, чтобы они давали сильные и равномерные вспышки, обладали высоким коэффициентом поглощения ионизирующих излучений, не поглощали значительно собственного излучения, имели небольшое время высвечивания. К таким люминофорам относится группа неорганических веществ: йодистый натрий NaI, йодистый цезий CsI, йодистый литий LiI, вольфрамат кадмия CdWO4, вольфрамат кальция CaWO4 и сернистый цинк ZnS. Неорганические люминофоры обладают довольно большим временем высвечивания, примерно 10-6 c. На практике в дозиметрических приборах для регистрации бета- и гамма-излучений используют йодистый натрий (NaI) или йодистый цезий (CsI), активированный таллием (ТI), и вольфрамат кальция (CaWO4). Для регистрации альфа-частиц используются люминофоры на основе сернистого цинка (ZnS) (или кадмия), активированного серебром ZnS (Ag). Для регистрации нейтронов используется йодистый литий, активированный оловом LiI (Sn).
В качестве сцинтилляторов используются также инертные газы: аргон, ксенон и др. Из органических веществ наибольшее применение получили такие, как антрацен, нафталин, стильбен, фенантрен, терфенил, дифенил. Органические и газовые сцинтилляторы характеризуются очень малым временем высвечения (10-8–10-9 с).
2) Химический метод обнаружения ионизирующих излучений основан на том явлении, что возникающие при воздействии излучений ионы и возбужденные атомы и молекулы вещества могут диссоциировать, образуя свободные радикалы. Эти ионы и радикалы вступают в реакцию между собой или другими атомами и молекулами, образуя новые вещества, появление и количество которых позволяет судить о наличии и количественной характеристике ионизирующих излучений.
Вещества, воспринимающие энергию ионизирующих излучений и преобразующие ее в химическую энергию, могут находиться во всех трех агрегатных состояниях: газообразном, жидком и твердом. Этот метод используется в дозиметре ДП-70М.
3) Фотографический метод обнаружения ионизирующих излучений. Фоточувствительный слой представляет собой мелкие кристаллы галогенидов серебра, распределенные в желатине, нанесенные на прозрачную подложку. В общем случае на 1 см2 поверхности приходится 108–109 таких кристаллов, называемых зернами.
Под воздействием ионизирующих излучений зерна превращаются в центры скрытого почернения. Последующий процесс проявления, заключающийся в воздействии на эти центры химическими реактивами, приводит к восстановлению серебра, которое выпадает в виде длинных тонких нитей, свернутых в комок и хорошо поглощающих свет. Ввиду последнего обстоятельства место, где произошло образование металлического серебра, воспринимается как черная точка, а совокупность таких точек, расположенных близко друг к другу, как черное пятно. Оставшиеся неподверженными воздействию излучений кристаллы галогенидов серебра растворяются в фиксирующих веществах.
Чем больше доза воздействующих на фотослой излучений, тем больше степень его почернения.
Зависимость плотности почернения от дозы показана на рис. 11.
Из графика видно, что в определенных пределах изменения величины дозы, характеризующих ширину фоточувствительного слоя, имеет место прямо пропорциональная зависимость между плотностью почернения S фотослоя и дозой D (прямолинейный участок характеристики). Это позволяет судить о воздействующей на фотослой дозе по плотности почернения. Сравнивая почернение пленки, которую носит человек, с контрольной, находят дозу излучения, воздействующую на человека.
Рис. 11. График зависимости плотности почернения S фотослоя
от дозы D
Почернение пленок, измеряемое в оптических плотностях почернения S, определяется выражением
S = lg J0 / J, (4.1)
где J0 – интенсивность светового пучка, падающего на пленку; J – интенсивность света, прошедшего через пленку.
Плотность почернения фотослоя измеряется с помощью специальных приборов – денситометров и фотометров.
Фотографический метод позволяет измерять дозы гамма- и нейтронных излучений в диапазоне от 0 до10 Р с точностью до 0,1 Р, а при использовании специальных фоточувствительных слоев – до 20000 Р.
Важнейшим преимуществом фотографического метода перед всеми остальными является его документальность.
Фоточувствительный слой, нанесенный на пленку, дает возможность длительно сохранять результат воздействовавшей на него дозы излучения. Этот метод позволяет получить практически любую чувствительность.
Используемая для измерения доз пленка, даже будучи перемещенной в светонепроницаемую кассету, обладает весьма малыми размерами и весом. Изготовление фоточувствительных слоев несложно, а использование их не связано с применением энергетических источников и сложных электрических схем.
Недостатки фотографического метода: чувствительность фотослоя к свету и необходимость обрабатывать его в полной темноте; сложный процесс определения доз, связанный с химической обработкой фотослоя (проявление, фиксация, неоднократная промывка, сушка) и последующим измерением плотности почернения.
4) Метод, основанный на проводимости кристаллов. Все валентные электроны, находящиеся в связанном состоянии в составе атомов, образующих кристаллическую решетку, обладают некоторой энергией. В кристаллах диэлектриков и полупроводников максимальная возможная энергия валентных электронов и минимальная возможная энергия свободных электронов разделены некоторым интервалом энергий: большим – для диэлектриков, меньшим – для полупроводников.
Электроны с энергией, большей, чем у валентных, но меньшей, чем у свободных электронов, могут быть в кристаллах лишь тогда, когда в них хотя бы в небольшом количестве имеются посторонние примеси, нарушающие связи между атомами кристаллической решетки. Эти электроны легко могут переходить в свободное состояние. Такому переходу способствует воздействие на кристалл ионизирующих излучений.
При поглощении ионизирующих частиц или квантов из атома кристалла выбиваются валентные электроны с большей энергией. Эти электроны, проходя через кристалл, затрачивают энергию на отрыв от атомов большого числа других вторичных электронов. Таким образом, в кристалле возникают свободные электроны, которые могут при наличии электрического поля образовать ток даже в кристалле, обладающем свойствами диэлектрика, и увеличить проводимость, тем самым и ток, в кристалле полупроводника. В качестве веществ, кристаллы которых могут быть использованы для обнаружения и измерения различных характеристик ионизирующих излучений, используются кристаллы сернистого цинка, серы, алмаза, германия и др. Хорошие результаты дает применение сернистого кадмия, в зависимости от природы и концентрации примесей при температуре около 20°С он может быть и диэлектриком, и полупроводником. Сернистый кадмий применяется как в виде монокристалла, так и в виде тонкой поликристаллической пленки. Монокристаллы наиболее удобны для исследований гамма-излучения, пленки – для исследований альфа- и бета-излучений. Кристаллы имеют размеры 3´5´10 мм и меньше.
На образование свободных электронов в кристаллах расходуется 3–10 эВ, что позволяет получить больший ток при одной и той же поглощенной энергии и является, следовательно, значительным преимуществом по сравнению с воздухом, где на образование пары ионов затрачивается 34 эВ.
Достоинствами описанных кристаллов являются их простота, возможность получения с их помощью токов большой величины, высокая эффективность счета, малые размеры и малая стоимость. Поэтому их целесообразно использовать для изготовления малогабаритных и легких (переносных) приборов, медицинских зондов, которые предназначены для определения зараженности ран и других целей, дистанционных систем наблюдения за радиоактивным заражением местности и т.д.
К серьезным недостаткам кристаллов относятся: большая инерционность их (до нескольких минут для установления показаний, соответствующих измеряемой величине), плохая воспроизводимость результатов, изменение чувствительности во времени, зависимость результатов измерений от энергии ионизирующих частиц.
Значительно меньшей инертностью обладают кремниевые кристаллы с так называемой электронно-дырочной проводимостью. Это обстоятельство в сочетании с высокой чувствительностью, низкими напряжениями питания, малыми габаритами и большой надежностью делает перспективным применение их в дозиметрических приборах различного назначения.
5) Калориметрический (тепловой) метод. Энергия ионизирующих излучений, поглощенная в веществе, в конечном итоге превращается в тепло. Этот тепловой эффект используется в калориметрах для измерения активности вещества или мощности дозы. Для регистрации нейтронных потоков используются термоэлементы, стан которых покрыт бором.
При калориметрических измерениях объекты, подвергающиеся облучению, должны находиться в термостатах. С помощью термопар и гальванометра определяется изменение температуры этих объектов под воздействием ионизирующих излучений и соответствующее этому изменению температуры количество поглощенного тепла, которое и позволяет производить измерения в общеэнергетических единицах и т.п. Этот метод характеризуется высокой точностью.
Недостатки калориметрического метода состоят в том, что калориметры представляют собой громоздкую стационарную аппаратуру и их чувствительность мала.
6) Ионизационный метод. При ионизационном методе обнаружения и измерения различных характеристик ионизирующих излучений в качестве ионизирующей среды используются газы, в которых образующиеся ионы обладают большой подвижностью. Воздействуя на газовую среду электрическим полем, легко привести создаваемые излучением ионы в направленное движение. Возникающий при этом электрический ток является не только указанием на то, что газовая среда облучается, но и позволяет также судить об активности источников ионизирующих излучений, о создаваемой ими дозе и мощности дозы излучений.
В измерительной аппаратуре ионизация газовой среды происходит в устройствах, предназначенных для восприятия энергии ионизирующих излучений и преобразования ее в энергию электрического тока. Такие устройства называются воспринимающими или детекторами излучений. К ним относятся ионизационные камеры и газоразрядные счетчики.
6.5. Детекторы ионизирующих излучений
Детекторы ионизирующих излучений – это приборы для обнаружения и измерения интенсивности ионизирующих излучений. В качестве детекторов ионизирующих излучений применяются газоразрядные счетчики, ионизационные камеры, сцинтилляционные счетчики, толстослойные фотопластинки и фотопленки.
Ионизационная камера
Ионизационная камера представляет собой устройство, состоящее из двух электродов, между которыми находится газовая среда – воздух.
Корпус ионизационной камеры (рис. 12) изготавливается из воздухо-эквивалентного материала, бакелита. Дешевые приборы имеют камеры из алюминия, атомный номер которого значительно отличается от эффективного атомного номера воздуха (эффективный атомный номер алюминия 13, воздуха – 7,64). Толщина стенок камеры должна быть не меньше, чем длина пробега вторичных электронов, обладающих наибольшей энергией, благодаря чему в камере создается электронное равновесие, присущее данному материалу. Практически применяются камеры с толщиной стенок примерно 1 г/см2.
Рис. 12. Ионизационная камера:
1 – корпус; 2 – собирающий электрод; 3 – изолятор
Внутренние стенки камеры, если она изготовлена из изолятора, покрываются токопроводящим покрытием, например графитом.
Если на камеру действуют ионизирующие излучения, то в ней образуются свободные электрические заряды и газовая среда в рабочем объеме становится проводящей. С подключением к электродам камеры источника питания в ней создается электрическое поле. При отсутствии ионизирующих излучений ток в цепи возникать не будет, т.к. в ней нет свободных электрических зарядов и сопротивление ее бесконечно велико.
Когда под воздействием излучений в газовом объеме камеры возникают свободные положительные ионы и электроны, ее сопротивление уменьшается и даже при небольшом напряжении на электродах ионы приобретают направленное движение. Положительные ионы притягиваются к отрицательному электроду, отрицательные электроны – к положительному электроду камеры В цепи возникает ток, называемый ионизационным (рис. 13).
Рис. 13. Цепь ионизационной камеры
При небольших напряжениях на электродах камеры силы, воздействующие на ионы, невелики, скорости их движения малы и, чтобы достичь электродов, им требуется значительное время. В течение этого времени большое число разноименно заряженных ионов, притягиваясь друг к другу, успевает рекомбинировать. На электроды камеры попадает лишь некоторая часть образовавшихся при ионизации ионов, и ток в цепи камеры будет небольшим. С увеличением напряжения растет напряженность электрического поля и сила притяжения ионов к электродам, увеличиваются скорость движения ионов и уменьшается время их нахождения в камере. Рекомбинация становится менее вероятной, следовательно, большое число ионов принимает участие в образовании ионизационного тока, и он увеличивается (рис. 14), выходит на насыщение, а затем вновь увеличивается (вторичная ионизация). Зависимость ионизационного тока Iион. от напряжения U между электродами при неизменной мощности дозы (P = сonst) называется вольт-амперной характеристикой камеры. Ионизационная камера работает в режиме токонасыщения (от Uнас. до Uуд.).
Рис. 14. Вольт-амперная характеристика ионизационной камеры:
I – область рекомбинации; II – область насыщения; III – область ударной ионизации
Газоразрядный счетчик
Газоразрядный счетчик представляет собой устройство, состоящее из замкнутого резервуара из двух электродов, между которыми находится газовая среда, где и создается электрическое поле. В отличие от ионизационной камеры, работающей в режиме насыщения, в счетчике используется режим ударной ионизации. Рабочее напряжение счетчиков составляет 410±30 В. Величина рабочего напряжения зависит от конструкции счетчика и состава заполняющей его газовой смеси.
Газоразрядный счетчик выполняется в виде тонкого металлического цилиндра, служащего его внешним отрицательным электродом (рис. 15).
Рис. 15. Газоразрядный счетчик:
1 – металлический цилиндр (отрицательный электрод); 2 – тонкая металлическая нить (положительный электрод); 3 – изоляторы; 4 – выводные контакты; 5 – газовая среда, смесь инертных газов с галогенами при пониженном давлении
С торцов цилиндр закрыт изоляторами, между которыми натянута тонкая металлическая нить, совмещающаяся с положительным электродом. Оба электрода соединяются с контактами. Рабочий объем счетчика заполняется не воздухом, а газами, атомы которых обладают незначительной способностью к захвату электронов. К ним, в частности, относятся инертные газы с полностью заполненными внешними электронными орбитами атомов – аргон, неон, гелий.
Давление газа внутри счетчика значительно меньше атмосферного (100–200 мм рт.ст.). При этом уменьшается вероятность столкновения электронов с атомами и молекулами и между двумя очередными столкновениями они приобретают большие скорости и энергии, необходимые для ударной ионизации.
Для регистрации альфа-излучений (и бета-излучений малых энергий) применяются торцовые счетчики (рис. 16), называемые так потому, что частицы проникают в них через входное окно на торце. Они представляют собой стеклянный баллон, на внутренней поверхности которого нанесен тонкий слой меди, служащий отрицательным электродом. По центральной оси баллона укреплена стальная или вольфрамовая нить, являющаяся электродом. От обоих электродов сделаны выводы к наружным контактам. На конце положительного электрода имеется стеклянный шарик, благодаря которому устраняются ложные разряды. Входное окно закрыто тонкой слюдяной пленкой (2–10 мг/см2).
Так как механическая прочность слюдяной пленки невелика, то внутреннее давление в торцевых счетчиках близко к атмосферному.
Рис. 16. Торцовый альфа-счетчик:
1 – выводной контакт положительного электрода; 2 – стеклянный баллон; 3 – положительный электрод; 4 – выводной контакт отрицательного электрода; 5 – отрицательный электрод; 6 – стеклянный шарик; 7 – входное окно (слюда)
Альфа-частицы, проникая через входное окно и распространяясь вдоль оси счетчика, создают на своем пути колонну ионов большой плотности. Поскольку эта колонна оказывается перпендикулярной к силам электрического поля, то ионы разных знаков быстро расходятся друг от друга, этим уменьшается вероятность их рекомбинации.
Для регистрации нейтронных излучений используются счетчики, наполненные борсодержащими газами (BF3) или водородом, или электродами, покрытыми твердым бором или водосодержащими веществами. Такие счетчики работают при напряжениях около 1400 В, имеют плато шириной 200-250 В.
Сцинтилляционный счетчик
Сцинтилляционный метод регистрации ионизирующих излучений основан на измерении интенсивности излучения люминесцирующих веществ с использованием фотоэлектронного умножителя (ФЭУ).
ФЭУ позволяет преобразовать слабые световые вспышки люминесцирующих веществ (люминофоров) в достаточно большие электрические импульсы, которые регистрируются электронной аппаратурой. Достоинством этого метода регистрации излучений является высокая временная разрешающая способность: порядка 10-7–10-8с.
ФЭУ совмещает свойства фотоэлемента и усилителя тока с большим коэффициентом усиления и состоит из катода, анода, динодов (эмиттеров), на которых происходит вторичная эмиссия электронов (рис. 17).
Рис. 17. Сцинтилляционный счетчик:
1 – люминесцирующее вещество; 2 – катод; 3 – фокусирующий электрод; 4, 5, 6 и 7 – эмиттеры (диноды); 8 – анод
Весь сцинтилляционный счетчик (сцинтиллятор и ФЭУ) заключен в светонепроницаемый кожух, чтобы исключить попадание постороннего света на фотокатод и диноды (эмиттеры) ФЭУ. ФЭУ защищен от внешних электрических и магнитных полей, которые нарушают фокусировку электронов. Вся система ФЭУ размещена в стеклянном баллоне с высоким вакуумом, необходимым для сохранения поверхностей фотослоя и динодов, а также свободного движения электронов.
В сцинтилляционном счетчике ФЭУ работает в импульсном режиме. Световые импульсы, возникающие в сцинтилляторе под действием ионизирующих излучений, из фотокатода за счет фотоэффекта выбивают электроны, которые собираются электрическим полем и направляются на первый эмиттер (динод), ускоряясь до энергии, достаточной для выбивания вторичных электронов из следующего эмиттера. Умножение числа электронов происходит при попадании потока первичных электронов на эмиттер. Выбитые электроны фокусируются на последующий динод, из которого они вновь выбивают примерно удвоенное количество электронов и т.д. Таким образом, лавина электронов возрастает от катода к аноду, происходит преобразование очень слабых световых вспышек, возникающих в сцинтилляторе, в регистрируемые электрические импульсы. Общий коэффициент усиления ФЭУ составляет 105–106 раз.
Сцинтилляционные счетчики обладают более высокой эффективностью счета (до 100 %) и разрешающей способностью по сравнению с газоразрядными.
С помощью сцинтилляционных счетчиков определяют активность источников и мощность доз ионизирующих излучений.
6.6. Классификация приборов дозиметрического
и радиометрического контроля
Приборы дозиметрического и радиометрического контроля предназначены для измерения уровней воздействия ионизирующих излучений. В соответствии с видами дозиметрического контроля и назначением дозиметрическая аппаратура подразделяется на шесть групп.
Первая группа – измерители мощности дозы. Это приборы, предназначенные для измерения мощности дозы гамма-излучения и потока нейтронов. Для регистрации гамма-излучения используются переносные измерители мощности дозы ДП-5Б, РКСБ-104, "Сосна", дозиметр–радиометр МКС-АТ1117М с блоками детектирования для измерения мощности дозы гамма-излучения (БДКГ-01, БДКГ–03), гамма- и рентгеновского излучения (БДКГ-04).
Для измерения рентгеновского и гамма-излучений при рентгено- и гамма-терапии применяются медицинские рентгенметры типа РМ-1 и КРМ-1, детекторами в которых являются малые ионизационные камеры различных объемов со стенками различной толщины. Такие приборы позволяют проводить измерения дозы в пределах 0,001–50000 Р в диапазоне энергий от 6 кэВ до 1–2 МэВ.
Для измерения малых мощностей доз гамма-излучений от естественного фона используются измерители мощности дозы со сцинтилляционными счетчиками. Прибором такого типа является СРП-88Н, используется для целей геологоразведки.
Наиболее трудной задачей дозиметрии является измерение потоков и доз нейтронов, т.к. нейтроны разных энергий различным образом взаимодействуют с веществом.
В настоящее время для этих целей используется носимый комбинированный прибор дозиметр–радиометр МСК–АТ1117М с блоком детектирования БДКН-01.
Вторая группа – измерители потока альфа- и бета-частиц с загрязненных поверхностей. Для измерения потока альфа-частиц применяются приборы со сцинтилляционными счетчиками из сернистого цинка, активированного серебром. Для измерения потока бета-частиц применяются приборы с несколькими бета-счетчиками.
Многофункциональный прибор дозиметр-радиометр МСК–АТ1117М включает в себя блок обработки информации (БОИ) со встроенным газоразрядным счетчиком и внешние интелектуальные блоки детектирования которые производит регистрацию альфа-частиц (БДПА-01) и бета-частиц (БДПБ-01), этот прибор снабжен звуковым и световым устройством срабатывания сигнализации при превышении пороговых уровней по дозе, мощности дозы и плотности потока.
Измеритель мощности дозы ДП-5Б и бытовые дозиметры "Сосна" и РКСБ-104 могут использоваться для обнаружения загрязненности различных поверхностей бета-активными радионуклидами.
Третья группа – измерители загрязненности воздуха активными газами и активными аэрозолями. К этой группе относится бета-радиометр РУБ-01П.
Четвертая группа – измерители абсолютной активности проб воды и пищевых продуктов. К этой группе относятся радиометры РКГ-01, РКГ-02А, РУГ-91, PУГ-92, РУБ-91.
Пятая группа – измерители индивидуальных доз гамма- и нейтронного излучения. К этой группе относятся измерители дозы ИД-1, ДП-22В, ДП-24, в комплекте которых используются карманные, прямо показывающие дозиметры, позволяющие производить отсчет доз в процессе работы в диапазоне от 2 до 50 Р. Дозиметры ИД-1 и ДКП-50 представляют собой малогабаритные ионизационные камеры, внутренний электрод которых соединен с подвижной нитью, которая отклоняется по шкале пропорционально дозе излучения. Комплект ИД-11 состоит из индивидуальных измерителей дозы (дозиметров) и измерительного устройства (регистратора). Дозиметр ИД-11 обеспечивает измерение поглощенной дозы гамма- и смешанного гамма-нейтронного излучения в диапазоне от 10 до 1500 рад. В ИД-11 использован радиофотолюминесцентный детектор ионизирующих излучений на основе фосфатного стекла, активированного серебром. Во время воздействия на детектор ионизирующих излучений в нем возникают центы люминесценции, количество которых пропорционально поглощенной дозе излучения. Снятие показаний с дозиметра производится с помощью регистратора.
Для регистрации гамма-излучения могут использоваться фотодозиметры. Дозы гамма-излучения определяются по почернению пленки.
Химический дозиметр ДП-70М позволяет определять с помощью полевого калориметра ПК-56М измерение доз гамма-нейтронного излучения в диапазоне от 50 до 800 Р.
К шестой группе относятся установки для измерения внешнего излучения от людей. Эти установки используются в центрах медицинской диагностики для определения содержания в организме природных и искусственных радиоизлучателей–спектрометры излучения человека (СИЧ) В состав спектрометра излучения человека входит диагностическое кресло и ПЭВМ. За спинкой диагностического кресла расположены детекторы (сцинтиляционные счетчики и спектрометрическое оборудование)
76
76
PAGE 58
,