Современная система дозиметрических и радиометрических величин

Содержание

 

 

 

1.Современная система дозиметрических и радиометрических величин……………………….2

1.1. Базовые  физические величины…………………………………………………………...……3

1.2. Нормируемые  величины………………………………………………………………………..5

1.2.1. Эффекты  ионизирующего излучения………………………………………………………..5

1.2.2. Дозиметрические величины, используемые  в радиационном нормировании…………..10

1.3 Коэффициент  DDREF………………………………………………………………………….18

2. Литература  ……………………………………………………………………………………….19

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

1.СОВРЕМЕННАЯ СИСТЕМА ДОЗИМЕТРИЧЕСКИХ И РАДИОМЕТРИЧЕСКИХ ВЕЛИЧИН

Результат воздействия ионизирующих излучений  на облучаемые объекты заключается  в физико-химических или биологических изменениях в этих объектах. Примерами таких изменений могут служить нагрев тела, ионизация воздуха, гибель живого организма и т. п. В общем виде радиационный эффект зависит от ряда физических величин X_i, характеризующих поле излучения или взаимодействие излучения с веществом, которые называются дозиметрическими величинами

     

Определение (обоснование, измерение и расчёт) дозиметрических величин для  предсказания или оценки радиационного  эффекта, в частности эффекта биологического действия ионизирующего из лучения, является целью специального раздела ядерной физики дозиметрии.

Всеобъемлющая теория биологического действия ионизирующего излучения пока еще не создана; идет поиск критериев обеспечения радиационной безопасности человека, следование которым позволило бы определить условия полезного использования источников ионизирующего излучения, при которых вред для человека от возможных эффектов излучения был бы приемлем. Вместе с развитием радиационной биологии и радиационной безопасности развивается и система дозиметрических величин. Главную роль в этом процессе играют Международная комиссия по радиационным единицам и измерениям (MKPE) и Международная комиссия по радиологической защите (МКРЗ) тесно сотрудничающие независимые организации, объединяющие экспертов в области радиационных измерений, биологического действия излучения, дозиметрии и радиационной безопасности.

Практика  контроля профессионального облучения  опирается на современную систему дозиметрических величин и международный опыт безопасного развития радиационно-опасных технологий. По мере совершенствования нашего знания об эффектах ионизирующего излучения изменяется система обеспечения радиационной безопасности, а вместе с ней и практика контроля профессионального облучения. Регулярно публикуемые доклады MKPE и Рекомендации МКРЗ отражают этот процесс и позволяют рассматривать современную систему дозиметрических величин состоящей из трех больших разделов:

• базовые физические величины, являющиеся мерой воздействия ионизирующего излучения на вещество;
• нормируемые величины, являющиеся мерой ущерба (вреда) от воздействия излучения на человека;
• операционные величины, являющиеся непосредственно определяемыми в измерениях величинами, предназначенными для оценки нормируемых величин при радиационном контроле.

Базовые физические величины являются мерой  физического воздействия ионизирующего  излучения на вещество. Они также  характеризуют источник излучения, само излучение и радиационные поля, возникающие при прохождении излучения через вещество. Для описания облучения воздействия излучения на человека физические дозиметрические величины напрямую не используют. Облучение характеризуют нормируемые дозиметрические величины, в определении которых используются соподчиненные базовые физические величины. Измерение нормируемых величин при контроле облучения практически невозможно. В оценке соответствия условий облучения нормативным требованиям используются операционные величины, значения которых при определенных условиях облучения близки к значениям соответствующих нормируемых величин. Важнейшим качеством операционных величин является то, что они могут быть непосредственно измерены при радиационном контроле.

 

1.1. Базовые  физические величины

Базовые физические величины, которые характеризуют  источники излучения, радиационные поля и взаимодействие излучения  с веществом, составляют раздел дозиметрических величин, который остается неизменным в течение долгого времени. Вслед за введением в практику Международной системы единиц (СИ) меняются единицы измерения базовых физических величин, однако их определения остаются неизменными.

Явление радиоактивности было открыто в 1896 г. С тех пор вещество, имеющее в своем составе радиоактивные изотопы (радио нуклиды), называют радиоактивным. Такое вещество рассматривают как радионуклидный источник ионизирующего излучения. Главной характеристикой радионуклидного источника является его активность (А) мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данный момент времени в определенном энергетическом состоянии. Ожидаемое число ядер радио нуклида, претерпевших спонтанные ядерные превращения в единицу времени, пропорционально полному числу ядер N этого радио нуклида

при этом dN - ожидаемое число спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежуток времени dt; l - постоянная радиоактивного распада, характеризующая вероятность распада ядра атома данного нуклида в единицу времени. Единица активности Беккерель (Бк). В источнике с активностью 1 Бк в среднем происходит одно спонтанное ядерное превращение в секунду (1 Бк = 1 расп./с). Использовавшаяся ранее внесистемная единица активности кюри (Ки) составляет 3,7×10¹⁰ Бк.

Важными характеристиками потока излучения  при его переносе в среде от источника к облучаемому объекту  являются флюенс и плотность потока частиц (квантов) излучения:

• флюенс частиц, Ф отношение числа частиц dN, проникающих в элементарную сферу, к площади центрального сечения dS этой сферы; единица флюенса частиц или квантов част./см²;    
• плотность потока частиц j - флюенс за единицу времени.

Единица плотности потока частиц или квантов  част./(см²×с).

Энергия является важнейшей характеристикой  ионизирующего излучения. В ядерной физике используется внесистемная единица энергии электронвольт (эВ). 1 эВ = 1,6020×10^-19 Дж.

Первоначально развитие дозиметрии определялось необходимостью защиты от воздействия рентгеновского и g-излучений при родных радиоактивных веществ при медицинском применении ионизирующих излучений. Ионизация среды под воздействием этих излучений явилась первым физическим эффектом, который был сопоставлен с биологическим эффектом излучения. Для оценки поля фотонного излучения в воздухе применяют величину экспозиционной дозы. Экспозиционная доза является мерой ионизационного действия фотонного излучения, определяемой по ионизации воздуха в условиях электронного равновесия. Непосредственно измеряемой физической величиной при определении экспозиционной дозы фотонного излучения является суммарный электрический заряд ионов одного знака, образованных в воздухе за время облучения. Для фотонов с энергией менее 3 МэВ воздух служит хорошей моделью мышечной ткани при оценке ионизационного эффекта. Экспозиционная доза определяется как концентрация ионов одного знака в воздухе и равна отношению суммарного заряда всех ионов одного знака, созданных в воздухе излучением при полном торможении вторичных электронов и позитронов, образующихся в элементарном объеме, к массе воздуха в этом объеме. Единица экспозиционной дозы один кулон на килограмм (Кл/кг). Внесистемная единица экспозиционной дозы рентген (P). Один рентген равен 2,58×10^-4 Кл/кг.

С открытием нейтрона и деления ядер возникли новые мощные источники излучения: потоки нейтронов, ускоренных электронов, позитронов и тяжелых заряженных частиц. Необходимость защиты от воздействия различных излучений привела к созданию универсальной энергетической концепции, применимой к любым видам ионизирующего излучения и ко всем средам.

Поглощенная доза излучения, D была введена как основная дозиметрическая величина, которая является мерой энергии, пере данной ионизирующим излучением веществу:

где d - средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме; dm - масса вещества в этом объеме. Поглощенная доза отражает концентрацию энергии излучения, переданной веществу. Единица поглощенной дозы грей (Гр), 1Гр = 1 Дж/кг. Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад равна 0,01 Гр.

Для оценки воздействия на среду косвенно ионизирующих излучений, используют понятие кермы. Керма (К) – отношение суммы начальных кинетических энергий dE_к всех заряженных ионизирующих частиц образовавшихся под действием косвенно ионизирующего излучения в элементарном объеме вещества, к массе dm вещества в этом объеме:

Единица кермы - грей (Гр) совпадает с единицей поглощенной дозы. Единичная поглощенная доза (1 грей) равна керме, при которой сумма начальных кинетических энергий всех заряженных ионизирующих частиц, образовавшихся под действием косвенно ионизирующего излучения в веществе массой 1 кг, равна 1 Дж.

Керма определяется кинетической энергией вторичных  заряженных частиц, в том числе  и той ее частью, которая расходуется затем на тормозное излучение. Керма и поглощенная доза фотонного излучения равны друг другу в той степени, в какой достигается равновесие заряженных частиц и в какой можно пренебречь тормозным излучением вторичных электронов и позитронов, а также ослаблением потока первичных фотонов на пути пробега вторичных электронов. Следовательно, значение кермы для фотонов в условиях электронного равновесия совпадает с поглощенной дозой с погрешностью, определяемой долей энергии вторичных заряженных частиц, которая расходуется на тормозное излучение. Для энергий фотонов радионуклидных источников (E_g ≤3 МэВ) значение кермы в воздухе может превышать значение поглощенной дозы в воздухе не более чем на 1%. В биологической ткани керма уменьшается с глубиной из-за ослабления первичного излучения. Таким образом, максимум кермы фотонного излучения наблюдается на поверхности тела человека.

Керма нейтронов совпадает с поглощенной  дозой от вторичных заряженных частиц в условиях их равновесия. Для объема вещества достаточно большой массы, который окружен таким же веществом (орган внутри тела человека), когда соблюдается условие равновесия заряженных частиц, керма обычно практически (здесь и далее слово «практически» напоминает, что утверждение справедливо, если можно пренебречь потерями энергии вторичных заряженных частиц на образование тормозного излучения) совпадает с поглощенной дозой от вторичных заряженных частиц. Для тонких слоев вещества на границе раздела различных сред (кожа на границе раз дела воздух-тело человека) эти дозиметрические характеристики различаются. Для нейтронов в условиях равновесия заряженных частиц поглощенная доза практически может быть представлена как сумма кермы и поглощенной дозы от вторичного g-излучения. Поэтому керма на единичный флюенс нейтронов меньше поглощенной дозы на единичный флюенс. Это различие особенно заметно в области промежуточных энергий, где значителен вклад в поглощенную дозу от вторичного g-излучения.

Размерность поглощенной дозы и кермы отлична  от размерности экспозиционной дозы. Эти величины имеют различную  природу. Керму фотонного излучения  в воздухе рассматривают как  энергетический эквивалент экспозиционной дозы. Поскольку один рентген соответствует  образованию 2,08×10⁹ пар ионов в 1 см³ воздуха, то, принимая энергию образования пары ионов в воздухе равной 34 эВ, получаем соотношение: 1 P соответствует керме фотонов в воздухе, равной примерно 8,8×10^-3 Гр.

Важной  характеристикой ионизирующего  излучения, показывающей, как передает излучение свою энергию веществу, является линейная передача энергии - энергия, переданная ионизирующей частицей веществу в заданной окрестности её траектории на единицу длины траектории. Как правило, в радиационной безопасности под линейной передачей энергии (ЛПЭ или L) излучения подразумевают полную передачу энергии в воде:

 

где dl - путь, пройденный заряженной частицей в веществе; средняя энергия, потерянная частицей во взаимодействиях. Как будет показано ниже, учет этой характеристики излучения позволяет единым образом описать биологическое действие различных излучений, например, состоящих из фотонов и альфа-частиц.

 

1.2. Нормируемые  величины

Нормируемые дозиметрические величины характеризуют  облучение человека, т.е. воздействие  на него ионизирующего излучения. Их определение служит задачам обеспечения радиационной безопасности человека. Основой радиационной безопасности является радиационная биология человека и животных, которая базируется на данных радиобиологических экспериментов и многолетних эпидемиологических исследований эффектов облучения в группах облученных людей. Биологические эффекты облучения в значительной степени определяются свойствами самого облучаемого объекта. Поэтому радиобиологические эксперименты на животных служат для исследования общих закономерностей радиационного поражения, а фактической (экспериментальной) базой радиационной безопасности является многолетнее наблюдение за группами облученных людей. В начале двадцатого века такой наблюдаемой группой были врачи-радиологи; после Второй мировой войны жители Хиросимы и Нагасаки, пострадавшие вследствие военного применения ядерного оружия, жертвы радиационных аварий, больные, подвергавшиеся терапевтическому облучению, профессиональные работники атомной энергетики и промышленности. Цель этих исследований выявление закономерностей действия ионизирующего излучения в области малых доз хронического облучения, характерных для условий нормальной эксплуатации источников излучения. Результат таких исследований выработка научных концепций ограничения вредного действия ионизирующего излучения на человека без чрезмерного ограничения практического применения источников. С изменением концепций менялись и. основные нормируемые величины: