3.2.5. Виды ионизирующего излучения и основные понятия дозиметрии

Важным свойством радиоактивности является ионизирующее излучение. Опасность этого явления для живого организма исследователи обнаружили с самого начала открытия радиоактивности. Так, А. Беккерель и М. Кюри-Склодовская, изучавшие свойства радиоактивных элементов, получили сильнейшие ожоги кожи от излучения радия.

Ионизирующее излучение – любое излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков. Различают следующие виды ионизирующих излучений: α-,β-излучение, фотонное и нейтронное излучение. Ультрафиолетовое излучение и видимую часть светового спектра не относят к ионизирующим излучениям. Указанные выше виды излучения имеют различную проникающую способность (рис. 3.6), зависящую от носителя и энергии излучения.

Энергию излучения измеряют в электрон-вольтах (эВ). За 1 эВ принята энергия, которую приобретает электрон при перемещении в ускоряющем электрическом поле с разностью потенциалов в 1 В. На практике чаще применяются десятичные кратные единицы: килоэлектрон-вольт (1 кэВ = 103эВ) и мегаэлектронвольт (1 МэВ = 10эВ). Связь электрон-вольта с системной единицей энергии Дж задается выражением: 1 эВ = 1,6·10^-19Дж.

Рис. 3.6. Виды радиоактивных излучений и их проникающая способность

Альфа-излучение (α-излучение) – ионизирующее излучение, представляющее собой поток относительно тяжелых частиц (ядер гелия, состоящих из двух протонов и двух нейтронов), испускаемых при ядерных превращениях. Энергия α-частиц составляет порядка нескольких мегаэлектрон-вольт и различна для разных радионуклидов. При этом некоторые радионуклиды испускают α-частицы нескольких энергий.

Этот вид излучения, имея малую длину пробега частиц, характеризуется слабой проникающей способностью, задерживаясь даже листком бумаги. Например, пробег α-частиц с энергией 4 МэВ в воздухе составляет 2,5 см, а в биологической ткани лишь 31 мкм. Излучение практически не способно проникнуть через наружный слой кожи, образованный отмершими клетками. Поэтому α-излучение не опасно до тех пор, пока радиоактивные вещества, испускающие альфа-частицы, не попадут внутрь организма через органы дыхания, пищеварения или через открытые раны и ожоговые поверхности. Степень опасности радиоактивного вещества зависит от энергии испускаемых им частиц. Поскольку энергия ионизации одного атома составляет единицы–десятки электрон-вольт, каждая α-частица способна ионизировать до 100000 молекул внутри организма.

Бета-излучение – поток β-частиц (электронов и позитронов), обладающих большей проникающей способностью в сравнении сα-излучением. Испускаемые частицы имеют непрерывный энергетический спектр, распределяясь по энергии от нуля до определенного максимального значения, характерного для данного радионуклида. Максимальная энергияβ-спектра различных радионуклидов лежит в интервале от нескольких кэВ до нескольких МэВ.

Пробег β-частиц в воздухе может достигать нескольких метров, а в биологической ткани нескольких сантиметров. Так, пробег электронов с энергией 4 МэВ в воздухе составляет 17,8 м, а в биологической ткани 2,6 см. Однако они легко задерживаются тонким листом металла. Как и источники α-излучения, β-активные радионуклиды более опасны при попадании внутрь организма.

Фотонное излучение включает в себя рентгеновское и гамма-излучение (γ-излучение). После радиоактивного распада атомное ядро конечного продукта часто оказывается в возбужденном состоянии. Переход ядра из этого состояния на более низкий энергетический уровень (в нормальное состояние) происходит с испусканием гамма-квантов. Таким образом, γ-излучение имеет внутриядерное происхождение и представляет собой довольно жесткое электромагнитное излучение с длиной волны 10^-8–10^-11 нм.

Энергия кванта γ-излучения Е (в эВ) связана с длиной волны соотношением

где λ выражена в нанометрах (1 нм = 10^-9м).

Распространяясь со скоростью света, γ-лучи имеют высокую проникающую способность, значительно большую, чем α и β - частицы. Их может задержать лишь толстая свинцовая или бетонная плита. Чем выше энергияγ-излучения и соответственно меньше длина его волны, тем выше проникающая способность. Обычно энергия гамма-квантов лежит в диапазоне от нескольких кэВ до нескольких МэВ.

В отличие от γ-излучения рентгеновское имеет атомное происхождение, Оно образуется в возбужденных атомах при переходе электронов с удаленных орбит на более близкую к ядру орбиту или возникает при торможении заряженных частиц в веществе. Соответственно первое имеет дискретный энергетический спектр и называется характеристическим, второе – непрерывный спектр и называется тормозным. Диапазон энергий рентгеновского излучения – от сотен электрон-вольт до десятков килоэлектрон-вольт. Несмотря на различное происхождение этих излучений, природа их одинакова, и поэтому рентгеновское и γ–излучение называют фотонным излучением.

Под действием фотонного излучения происходит облучение всего организма. Оно является основным поражающим фактором при воздействии на организм излучения от внешних источников.

Нейтронное излучение возникает при делении тяжелых ядер и в других ядерных реакциях. Источниками нейтронного излучения на АЭС являются ядерные реакторы, плотность потока нейтронов в которых составляет 10¹⁰–10¹⁴ нейтронов/(см·с); изотопные источники, содержащие естественные или искусственные радионуклиды, смешанные с веществом, испускающим нейтроны под влиянием бомбардировки егоα-частицами или γ-квантами. Такие источники применяют для градуировки контрольно-измерительной аппаратуры. Они дают потоки порядка 10⁷–10⁸ нейтронов/с.

В зависимости от энергии нейтроны подразделяют на следующие типы: медленные, или тепловые (со средней энергией∼0,025 эВ); резонансные (с энергией до 0,5 кэВ); промежуточные (с энергией от 0,5 кэВ до 0,5 МэВ); быстрые (с энергией от 0,5 до 20 МэВ); сверхбыстрые (с энергией свыше 20 МэВ).

При взаимодействии нейтронов с веществом наблюдаются два типа процессов: рассеяние нейтронов и ядерные реакции, в том числе вынужденное деление тяжелых ядер. Именно с последним видом взаимодействий связано возникновение цепной реакции, происходящей при атомном взрыве (неуправляемая цепная реакция) и в ядерных реакторах (управляемая цепная реакция) и сопровождающейся выделением огромных количеств энергии.

Проникающая способность нейтронного излучения сравнима с γ-излучением. Тепловые нейтроны эффективно поглощаются материалами, содержащими бор, графит, свинец, литий, гадолиний и некоторые другие вещества; быстрые нейтроны эффективно замедляются парафином, водой, бетоном и др.

Основные понятия дозиметрии. Имея разную проникающую способность, ионизирующие излучения различных типов оказывают различное воздействие на ткани живого организма. При этом повреждений, вызываемых излучением, будет тем больше, чем большая энергия воздействует на биологический объект. Количество энергии, переданное организму при ионизирующем воздействии, называется дозой.

Физической основой дозы ионизирующего излучения является преобразование энергии излучения в процессе его взаимодействия с атомами или их ядрами, электронами и молекулами облучаемой среды, в результате которого часть этой энергии поглощается веществом. Поглощенная энергия является первопричиной процессов, приводящих к наблюдаемым радиационно-индуцированным эффектам, и потому дозиметрические величины оказываются связанными с поглощенной энергией излучения.

Дозу облучения можно получить от любого радионуклида или от их смеси независимо от того, находятся они вне организма или внутри него в результате попадания с пищей, водой или воздухом. Дозы рассчитываются по-разному с учетом того, каков размер облученного участка и где он расположен, один ли человек подвергся облучению или группа людей и в течение какого времени это происходило.

Количество энергии, поглощенное единицей массы облучаемого организма, называется поглощенной дозой и измеряется в системе СИ в греях (Гр). Размерность грея – джоуль, деленный на килограмм массы (Дж/кг). Однако величина поглощенной дозы не учитывает того, что при одинаковой поглощенной дозе α-излучение и нейтронное излучение гораздо опаснее, чем β-излучение илиγ-излучение. Поэтому для более точной оценки степени поражения организма величину поглощенной дозы надо увеличить на некоторый коэффициент, отражающий способность излучения данного вида повреждать биологические объекты. Такой коэффициент называется радиационным взвешивающим фактором. Его величина для β и γ-излучений принимается равной 1, для α-излучения – 20, для нейтронного излучения изменяется в диапазоне 5–20 в зависимости от энергии нейтронов.

Пересчитанную таким образом дозу называют эквивалентной дозой, которая в системе СИ измеряется в зивертах (Зв). Размерность зиверта такая же, как у грея – Дж/кг. Доза, полученная за единицу времени, классифицируется в системе СИ как мощность дозы и имеет размерность Гр/с или Зв/с. В системе СИ допустимо применение несистемных единиц измерения времени, таких как час, сутки, год, поэтому при расчете доз применяют такие размерности, как Зв/ч, Зв/сут, Зв/год.

До сих пор в геофизике, геологии и частично в радиоэкологии применяется несистемная единица дозы – рентген. Эта величина была введена в употребление еще на заре атомной эры (в 1928 г.) и использовалась для измерения величины экспозиционной дозы. Рентген равен такой дозеγ-излучения, которая создает в одном кубическом сантиметре сухого воздуха общий заряд ионов, равный одной единице электрического заряда. При измерении в воздухе экспозиционной дозыγ-излучения используются соотношения между рентгеном и греем: 1 Р = 8,77 мДж/кг или 8,77 мГр. Соответственно 1 Гр = 114 Р.

В дозиметрии сохранилась еще одна внесистемная единица – рад, равная поглощенной дозе облучения, при которой 1 кг облучаемого вещества поглощает энергию, равную 0,01 Дж. Соответственно I рад = 100 эрг/г = 0,01 Гр. В настоящее время эта единица выходит из употребления.

Рис. 3.7. Коэффициенты радиационного риска для разных тканей (органов) человека при равномерном облучении всего тела

При расчете доз, получаемых организмом, следует учитывать, что одни части тела (органы, ткани) более чувствительны к облучению, чем другие. В частности, при одинаковой эквивалентной дозе поражение легких более вероятно, чем, например, щитовидной железы. Междуна

родной комиссией по радиационной защите (МКРЗ) были разработаны пересчетные коэффициенты, которые рекомендуется использовать при оценке дозы облучения различных органов и биологических тканей человека (рис. 3.7).

После умножения величины эквивалентной дозы для данного органа на соответствующий коэффициент и суммирования ее по всем органам и тканям получают эффективную эквивалентную дозу, отражающую суммарный эффект от облучения на организм. Эта доза также измеряется в зивертах. Описанное понятие дозы характеризует лишь индивидуально получаемые дозы.

При необходимости изучения эффектов действия радиации на группу людей используется понятие коллективной эффективной эквивалентной дозы, которая равна сумме индивидуальных эффективных эквивалентных доз и измеряется в человеко-зивертах (чел.-Зв).

Поскольку многие радионуклиды распадаются очень медленно и будут действовать на население в отдаленном будущем, коллективную эффективную эквивалентную дозу от подобных источников будут получать еще многие поколения людей, живущих на планете. Для оценки указанной дозы введено понятие ожидаемой (полной) коллективной эффективной эквивалентной дозы, которая позволяет прогнозировать поражение группы людей от действия постоянных источников радиации. Для наглядности описанная выше система понятий проиллюстрирована на рис. 3.8.

Рис. 3.8. Обобщенное представление системы понятий о дозах радиационного облучения населения