Источники ионизирующих излучений - общие сведения

Содержание

Источники электромагнитного (фотонного) излучения.
Источники нейтронов.
Инвентаризация и утилизация источников
Единицы измерения радиоактивности и доз облучения.
Источники альфа-излучения.
Источники бета-излучения.
Источники рентгеновского излучения.
Природные источники ионизирующего излучения. часть 1
Рекомендации магатэ
Российская нормативно-правовая база
Учет временного фактора

Источники электромагнитного (фотонного) излучения.

Источники гамма-излучения.

Гамма-излучение (gamma radiation) — коротковолновое электромагнитное излучение с длиной волны менее 0,1 нм, которое возникает при распаде радиоактивных ядер, переходе ядер из возбужденного состояния в основное, при взаимодействии быстрых заряженных частиц с веществом, аннигиляции электронно-позитронных пар и при других превращениях элементарных частиц.

В виду того, что ядра имеют только определенные разрешенные уровни энергетического состояния, спектр гамма-излучения дискретен и состоит, как правило, из нескольких групп энергий в диапазоне от нескольких кэВ до десятка МэВ. Для радионуклидов с большими атомными номерами количество энергетических групп гамма-квантов может достигать нескольких десятков, но они резко различаются по вероятности выхода и количество квантовых линий с наибольшим выходом обычно невелико.

Поток гамма-квантов обладает волновыми и корпускулярными свойствами и распространяется со скоростью света. Высокая проникающая способность гамма-излучения объясняется отсутствием электрического заряда и значительным запасом энергии. Интенсивность облучения гамма-лучами снижается обратно пропорционально квадрату расстояния от точечного источника.

Гамма-кванты взаимодействуют в основном с электронными оболочками атомов, передавая часть своей энергии электронам в процессе фотоэффекта и эффекта Комптона. При фотоэффекте фотон поглощается атомом среды с испусканием электрона, причем энергия фотона за вычетом энергии связи электрона в атоме передается освобожденному электрону.

Вероятность фотоэффекта максимальна в области энергий квантов менее 200 кэВ, и быстро убывает с ростом энергии фотона. В случае эффекта Комптона на выбивание электрона с атомной оболочки расходуется только часть энергии фотона, а сам фотон изменяет направление движения.

Комптоновское рассеяние преобладает в области энергий (0.2-5) МэВ и пропорционально атомному номеру среды. При энергии фотона выше 1,022 МэВ вблизи атомного ядра становится возможным образование пар электрон — позитрон, вероятность этого процесса увеличивается с ростом энергии фотона.

Пути пробега гамма-квантов в воздухе измеряются сотнями метров, в твердом веществе — десятками сантиметров. Проникающая способность гамма-излучения увеличивается с ростом энергии гамма-квантов и уменьшается с увеличением плотности среды. Ослабление фотонного ионизирующего излучения слоем вещества происходит по экспоненциальному закону.

Радионуклидные источники гамма-квантов — естественные и искусственные бета-активные изотопы (таблица 3), дешевые и удобные в эксплуатации. При бета-распаде нуклидов ядро — продукт распада, образуется в возбужденном состоянии.

Переход возбужденного ядра в основное состояние происходит с испусканием одного или нескольких следующих друг за другом гамма-квантов, снимающих энергию возбуждения. Радионуклидные источники представляют собой герметичные ампулы из нержавеющей стали или алюминия, заполненные активным изотопом. Энергия гамма-квантов радионуклидных источников не превышает 3 МэВ.

Таблица 3. Радионуклидные источники гамма-излучения.

В настоящее время мощные источники гамма-излучения нашли применение в медицине (радиотерапия, стерилизация инструментов и материалов), в геологии и горной промышленности (плотнометрия, рудосортировка), в радиационной химии (радиационно-химическая модификация материалов, синтез полимеров), и во многих других отраслях промышленного производства и строительства (дефектоскопия, массометрия, толщинометрия материалов и многое другое).

В радиологических отделениях онкологических диспансеров эксплуатируются закрытые радионуклидные источники с суммарной активностью до 5*1014 Бк. Переносные гамма-дефектоскопы типа «Гаммарид» и «Стапель-5М» на основе иридия-192 имеют источники с активностью от 85 до 120 Бк.

Физико-технические источники излучения представляют собой ускорители электронов, которые используются для генерации гамма-излучения. В этих ускорителях электронный поток разгоняется до энергий в несколько МэВ и направляется на мишень (цирконий, барий, висмут и др.), в которой возникает мощный поток гамма-квантов тормозного излучения с непрерывным спектром от нуля до максимальной энергии электронов.

Для создания мощных импульсных потоков тормозного гамма-излучения используются установки ЛИУ–10, ЛИУ–15, УИН–10, РИУС–5. Импульсный ускоритель РИУС-5 создает ток электронов в импульсах (0.02-2) мкс до 100 кА при энергии электронов до 14 МэВ, что позволяет создавать мощность дозы тормозного излучения до 1013 Р/с со средней энергией гамма-квантов порядка 2 МэВ.

Малогабаритные импульсные бетатроны типа МИБ используются для радиографического контроля качества материалов и изделий в нестационарных условиях: на монтажных и строительных площадках, при контроле сварных соединений и запорной арматуры нефте- и газопроводов, контроле опор мостов и других ответственных строительных конструкций, а также контроле литья и сварных соединений больших толщин. Максимальная энергия тормозного излучения установок до 7.5 МэВ, максимальная толщина просвечивания материалов до 300 мм.

Источники нейтронов.

Нейтронное излучение — это поток нейтральных частиц, имеющих массу, примерно равную массе протона. Эти частицы вылетают из ядер атомов при некоторых ядерных реакциях, в частности, при реакциях деления ядер урана и плутония. Вследствие того, что нейтроны не имеют электрического заряда, нейтронное излучение взаимодействует только с атомными ядрами среды и обладает достаточно большой проникающей способностью.

В зависимости от кинетической энергии (в сравнении со средней энергией теплового движения Et ≈ 0.025 эВ) нейтроны условно подразделяют на тепловые (Е ~ Et), медленные (Et < E < 1 кэВ), промежуточные (1 < E < 500 кэВ) и быстрые (E > 500 кэВ).

Процесс ослабления нейтронного излучения при прохождении через вещество складывается из процессов замедления быстрых и промежуточных нейтронов, диффузии тепловых нейтронов и их захвата ядрами среды.

В процессах замедления быстрых и промежуточных нейтронов основную роль играет передача нейтронами энергии ядрам среды при прямых столкновениях с ними (неупругое и упругое рассеяние). При неупругом рассеянии часть энергии нейтронов расходуется на возбуждение ядра, которое снимается гамма-излучением.

При упругом рассеянии чем меньше масса ядра и больше угол рассеяния, тем большую часть своей энергии передает нейтрон ядру. Вероятность упругого рассеяния практически постоянна до энергий 200 кэВ, и уменьшается в 3-5 раз по мере роста энергии нейтронов.

Радиационный захват нейтронов возможен на любых ядрах, за исключением ядер гелия. При захвате образуется возбужденное ядро, которое переходит в основное состояние с испусканием гамма-излучения, характерного для каждого нуклида, что широко используется для нейтронно-активационного анализа химического состава сред с высочайшей степенью точности (до 10-8%).

На легких ядрах наблюдаются ядерные реакции с вылетом протонов и альфа-частиц. Тяжелые ядра при захвате нейтронов делятся на два более легких ядра с освобождением энергии до 200 МэВ, из которых порядка 160 МэВ передается осколкам деления. Вероятность захвата имеет индивидуальную для нуклидов зависимость от энергии нейтронов, с резонансными пиками и спадом к области высоких энергий. Захват нейтронов преобладает для медленных и тепловых нейтронов.

Защита от нейтронов выполняется из смеси (слоев) тяжелых элементов (железо, свинец для неупругого рассеяния), легких водородо- и углеродосодержащих веществ (вода, парафин, графит – упругое рассеяние), и элементов захвата тепловых нейтронов (водород, бор).

Из всех видов внешних воздействий на человека нейтронное излучение наиболее опасно, т.к. интенсивно замедляется и поглощается водородосодержащей средой организма и вызывает ядерные реакции в его внутренних органах.

Радионуклидные источники нейтронов (таблица 5) выполняются на основе возбуждения в определенных химических элементах ядерных реакций типа (a,n) — поглощение альфа-частицы Þ испускание нейтрона, или (g,n) — поглощение гамма-кванта Þ испускание нейтрона.

Они представляют собой, как правило, однородную спрессованную смесь элемента-излучателя альфа-частиц или гамма-квантов и элемента-мишени, в котором возбуждается ядерная реакция. В качестве альфа-излучателей используются полоний, радий, плутоний, америций, кюрий, в качестве гамма-излучателей — сурьма, иттрий, радий, мезоторий.

Наиболее известными ампульными источниками являются радиево-бериллиевый и полониево-бериллиевый. Полоний-210 — практически чистый альфа-излучатель. Распад полония сопровождается гамма-излучением слабой интенсивности. Основной недостаток — небольшой срок службы, определяемый периодом полураспада полония.

В калифорниевом нейтронном источнике используется спонтанная ядерная реакция с выбросом нейтрона из ядра, которая сопровождается сильным гамма-излучением. При каждом делении ядра выделяется четыре нейтрона. 1 г источника в секунду выделяет 2,4*1012 нейтронов, что соответствует нейтронному потоку среднего ядерного реактора.

Источники тепловых нейтронов выполняются аналогично и дополнительно содержат графитовый чехол-замедлитель.

Таблица 5. Радионуклидные источники нейтронов.

Состав	Название	Реакция	Период полу- распада, лет	Средняя энергия, МэВ	Выход, n/3.7 10¹⁰Бк
²¹⁰Po-Be ²³⁹Pu-Be ²³⁸Pu-Be ²²⁶Ra-Be ²⁴¹Am-Be ²²⁷Ac-Be ²¹⁰Po-B ¹²⁴Sb-Be ⁸⁸Y-Be MsTh-Be ²²⁶Ra-Be ⁸⁸Y-D MsTh-D ²²⁶Ra-D ²⁵²Cf	Полоний, бериллий Плутоний-239, бериллий Плутоний-238, бериллий Радий, бериллий Америций, бериллий Актиний, бериллий Полоний, бор Сурьма, бериллий Иттрий, бериллий Мезоторий, бериллий Радий, бериллий Иттрий, дейтерий Мезоторий, дейтерий Радий, дейтерий Калифорний	⁹Be(a,n) “ “ “ “ “ ¹⁰B(a,n) ⁹Be(g,n) “ “ “ D(g,n) “ “ ²⁵²Cf(n)	0.39 24360 86.4 1620 458 21.7 0.39 0.17 0.29 6.7 1620 0.29 6.7 1620 2.55	4.3 4.5 4.5 3.63 4.3 4.5 2.7 0.024 0.158 0.827 0.1 0.31 0.197 0.12 1.9	1.8 10⁶ 2 10⁶ 2.8 10⁶ (1-1.7) 10⁷ (2.1-2.5) 10⁶ (1.7-2.5) 10⁷ 2 10⁵ 2 10⁵ 10⁵ 3.5 10⁴ 3 10⁴ 0.3 10⁴ 9.5 10⁴ 10³ 1.4 10¹¹

Энергетические спектры альфа-нейтронных источников непрерывны, от тепловых до 6-8 МэВ, гамма-нейтронных — приблизительно моноэнергетические, десятки или сотни кэВ. Выход гамма-нейтронных источников на 1-2 порядка меньше, чем альфа-нейтронных, и сопровождается сильным гамма-излучением.

Альфа-нейтронные источники обычно ограничены по применению интервалом 5-10 лет, что вызвано возможностью разгерметизации ампулы при накоплении в ней гелия и повышении внутреннего давления.

Физико-техническим источником нейтронов является нейтронная трубка. Она представляет собой малогабаритный электростатический ускоритель заряженных частиц — дейтонов (ядер атомов дейтерия 2НºD), которые разгоняются до энергии более 100 кэВ, и направляются на тонкие мишени из дейтерия или трития (3НºT), в которых индуцируются ядерные реакции:

d D Þ 3He n 3.3 МэВ, d T Þ 4He n 14.6 МэВ.

Большую часть выделяющейся энергии уносит нейтрон. Распределение энергии нейтронов достаточно узкое и практически моноэнергетическое по углам вылета. Выход нейтронов порядка 108 на 1 микрокулон дейтонов. Работают нейтронные трубки, как правило, в импульсном режиме, при этом мощность выхода может превышать 1012 n/с.

Портативные нейтронные генераторы практически не обладают радиационной опасностью в выключенном состоянии, имеют возможность регулирования режима излучения нейтронов. К недостаткам генераторов относятся ограниченный ресурс работы (100-300 часов) и нестабильность выхода нейтронов от импульса к импульсу (до 50 %).

Другие сокращения: Что такое ERP-система. Главный принцип работы, преимущества и недостатки программы

Инвентаризация и утилизация источников

Радионуклидные источники ионизирующего излучения представляют собой потенциальную опасность для населения по следующим причинам:

1. Они распространены по многим организациям, и не везде осуществляется штатный жизненный цикл источников (приобретение – учёт – контроль — использование – захоронение).

2. Источники ионизирующего излучения не могут быть обеспечены надёжной охраной.

3. Конструкция источников ионизирующего излучения такова, что при небрежном или неумелом обращении они могут нанести вред здоровью человека.

В России на базе ФГУП Всероссийского научно-исследовательского института химической технологии (ВНИИХТ) Росатома создан Центр государственного учета и контроля радиоактивных веществ и отходов. В 2000-2001 гг., согласно решению Правительства РФ, проведена Государственная инвентаризация радиоактивных материалов, радиоактивных отходов и источников ионизирующих излучений.

Масштабы и сфера использования радионуклидных источников имеют тенденцию к увеличению, и проблема безопасности обращения с источниками на всех этапах их жизнедеятельного цикла была и будет оставаться одной из важных. В России действует уголовная ответственность за незаконное приобретение, хранение, использование, передачу или разрушение радиоактивных материалов.

Высокоактивные источники утилизируются на «ПО «Маяк». Низкоактивные источники захораниваются на региональных предприятиях НПО «Радон».

Радиофобия. Паническую боязнь любого ионизирующего излучения в любом количестве называют радиофобией. Неразумно выбегать из комнаты, в которой работает счетчик Гейгера и регистрирует естественный радиоактивный фон. Нужно понимать, что через каждый см2 вашей кожи внутрь человека ежесекундно проходит порядка 10 ионизирующих частиц, а в теле человека происходит примерно 105 распадов в минуту.

Радиофобия в настоящее время распространилась на телевизор, как источник рентгеновского излучения, и на самолет, выносящий человека в верхние слои атмосферы, где более высок уровень космического излучения. Телевизор действительно является источником рентгеновского излучения, но при ежедневном просмотре телевизионных программ по три-четыре часа в день за год будет получена доза в 100—200 раз меньше естественного фона.

Полет в современном самолете на расстояние 2000 км обусловливает получение примерно одной сотой долю среднего значения естественного облучения в год. На Земле имеются области, где уровень радиации в сотни раз превосходит средний (до 250 мЗв), однако неблагоприятных влияний на здоровье живущих там людей не отмечено.

Уменьшение дозы излучения при необходимости работы с источником ионизирующего излучения может быть осуществлено тремя путями: увеличением расстояния от источника, уменьшением времени пребывания около источника, установкой экрана, поглощающего излучение. При удалении от точечного источника доза излучения убывает обратно пропорционально квадрату расстояния.

Единицы измерения радиоактивности и доз облучения.

Мерой радиоактивности радионуклида является его активность, которая измеряется в Беккерелях (Бк). Один Бк равен 1 ядерному превращению в секунду. Несистемная единица — Кюри (Ки), активность 1 г радия (Ra). 1 Кюри = 3.7*1010 Бк.

Доза ионизирующего излучения (radiation dose) — количество энергии ионизирующего излучения, которое воспринимается некоторой средой за определенный промежуток времени.

Поглощённая доза — энергия, поглощённая единицей массы облучаемого вещества. За единицу поглощённой дозы облучения принимается грей (Гр) = 1 джоуль на килограмм (Дж/кг).

Поглощённая доза различных видов излучения вызывает в единице массы биологической ткани различное биологическое действие. Эквивалентная доза равна произведению поглощённой дозы на средний коэффициент качества излучения по сравнению с гамма-излучением.

Значения коэффициента: рентгеновское излучение, электроны, позитроны, бета-излучение -1, нейтроны тепловые – 3, протоны, нейтроны быстрые – 10, альфа-частицы и ядра отдачи – 20. В качестве единицы измерения эквивалентной дозы принят зиверт (Зв) — доза любого излучения, поглощённая 1 кг биологической ткани и приносящая такой же биологический вред, как и поглощённая доза фотонного излучения в 1 Гр. Внесистемная единица — бэр. 1 Зв = 100 бэр.

Экспозиционная доза (Дэксп) служит для характеристики фотонного излучения и определяет меру ионизации воздуха под действием этих лучей. Она равна дозе излучения, при которой в 1 кг атмосферного воздуха возникают ионы, несущие заряд электричества в 1 кулон (Кл). Дэксп = Кл/кг. Внесистемная единица — рентген (Р). 1 Р = 2,58 · 10-4 Кл/кг.

Основные радионуклиды мониторинга среды. Ниже в таблице приведены краткие данные по ядерно-физическим характеристикам радионуклидов, содержание которых в окружающей среде, в строительных материалах, в рабочих и бытовых помещениях и, особенно, в пищевых продуктах сельского хозяйства может быть значимым по радиационной опасности для здоровья человека.

Нуклид	Название	Период полураспада	Гамма- кванты, МэВ	Бета-частицы E_max, МэВ
⁴⁰К ²²⁶Ra Þ ²⁰⁶Pb ²³²Th Þ ²⁰⁸Pb	Калий-40 Ряд урана Ряд тория	1.3 10⁹год 1620 год 1.4 10¹⁰ год	1.461 Много, до 2.45 Много, до 2.62	Много, до 3 Много, до 3	Естественные нуклиды
¹³⁷Cs ⁹⁰Sr ⁹⁰Y	Цезий-137 Стронций-Иттрий	30 год 30 год, 3 сут.	0.662 —	1.17 0.55, 2.29	Техногенные
¹³¹I ¹⁴⁴Ce ¹⁴⁴Pr ¹⁰⁶Ru ¹⁰⁶Rh	Йод-131 Церий-Празеодим Рутений-Родий	8 суток 285 сут, 17 мин. 372 сут, 30 сек.	0.365 0.133 0.512, 0.622	0.606 0.318, 3 0.04, 3.5	Продукты аварий АЭС

Особого внимания заслуживает Радон-222, продукт распада Ra-226. Он является инертным газом, и выделяется из любых сред и объектов (почвы, строительные материалы и пр.), которые практически всегда содержат уран и продукты его распада. Средняя концентрация радона на уровне земли вне помещений составляет 8 Бк/м3 . Период полураспада радона составляет 3.824 суток, и он может накапливаться в закрытых и плохо вентилируемых помещениях.

Основную часть облучения население Земли получает от естественных источников радиации. Это природные радионуклиды и космические лучи. Полная доза, обусловленная естественными источниками радиации, составляет в среднем около 2,4 мЗв в год.

Источники альфа-излучения.

Альфа-излучение – это корпускулярное ионизирующее излучение, представляет собой поток альфа-частиц (ядер атомов гелия) с энергией до 10 МэВ, начальная скорость около 20 тыс. км/с. Эти частицы испускаются при распаде радионуклидов с большим атомным номером, в основном это трансурановые элементы с атомными номерами более 92.

Их ионизирующая способность огромна, а проникающая способность незначительна. Длина пробега в воздухе составляет 3—11 см (примерно равна энергии частиц в МэВ), в жидких и твердых средах — сотые доли миллиметра. Слой вещества с поверхностной плотностью 0,01 г/см2 полностью поглощает излучение с энергией до 10 МэВ. Внешнее альфа-излучение поглощается в роговом слое кожи человека.

В радионуклидных источниках альфа-излучения используется альфа-распад нестабильных ядер как естественных изотопов, так и тяжелых искусственных изотопов. Основной диапазон энергий альфа-частиц при распаде от 4 до 8 МэВ. Энергетическое распределение излучения дискретно и представлено альфа-частицами нескольких групп энергий.

Выход альфа-частиц с максимальной энергией обычно максимален, ширина энергетических линий излучения очень мала. Для изготовления радионуклидных альфа-источников используются изотопы с максимальным выходом альфа-частиц и с минимальным сопутствующим гамма-излучением. Изготавливаются источники в тонкослойном варианте на металлических подложках.

Таблица 2. Радионуклидные источники альфа-частиц.

Практически чистые альфа-излучатели (например, полоний-210) являются великолепными источниками энергии. Удельная мощность излучателя на базе Ро-210 составляет более 1200 Ватт на кубический сантиметр. Полоний-210 послужил в качестве обогревателя «Лунохода-2», поддерживая температурные условия, необходимые для работы аппаратуры.

В качестве источников энергии полоний-210 широко задействован в качестве источников питания удалённых маяков. Применяется он также для удаления статического электричества на текстильных фабриках, ионизации воздуха для лучшего горения топлива в мартеновских печах, и даже для удаления пыли с фотоплёнок.

Выпускаются и низкоактивные источники, используемые в качестве эталонов излучения для калибровки радиометров, дозиметров и прочей измерительной аппаратуры. Образцовые источники альфа-излучения изготавливаются на базе изотопов уран-234 и 238, плутоний-239.

К физико-техническим источникам пучков ионов гелия, протонов или тяжелых ионов относится циклотрон. Это ускоритель протонов (или ионов), в котором частота ускоряющего электрического поля и магнитное поле постоянны во времени. Частицы движутся в циклотроне по плоской развертывающейся спирали. Максимальная энергия ускоренных протонов 20 МэВ.

Источники бета-излучения.

Бета-излучение (beta radiation) – корпускулярное ионизирующее излучение, поток электронов или позитронов, возникающий при бета-распаде атомных ядер с выбросом из ядра электрона или позитрона со скоростью, близкой к скорости света.

Бета-распад радионуклидов сопровождается излучением нейтрино, при этом разделение энергия распада между электроном и нейтрино имеет случайный характер. Это приводит к тому, что энергетическое распределение излучаемых бета-частиц является непрерывным от 0 до определенной для каждого изотопа максимальной энергии Емах, мода распределения сдвинута в область низких энергий, а среднее значение энергии частиц порядка (0,25-0,45)Емах. Пример энергетического распределения бета-излучения приведен на рис. 1.

Рис 1. Пример распределения бета-излучения по энергии

Чем меньше период полураспада радионуклида, тем больше максимальная энергия излучаемых бета-частиц. Интервал значений Емах для различных радионуклидов простирается от десятка кэВ до десятка МэВ, но периоды полураспада нуклидов в последнем случае очень малы, что затрудняет их использование для технологических целей.

Характеристика проникающей способности излучения обычно дается по средней величине поглощения энергии излучения при прохождении излучения через слой вещества с поверхностной плотностью 1 г/см2. Поглощение энергии бета-частиц при прохождении через вещество составляет порядка 2 МэВ на 1 г/см2, и защита от излучения радионуклидных источников не представляет проблем. Слой свинца толщиной 1 мм практически полностью поглощает излучение с энергией до 2,5 МэВ.

Источники бета-излучения (дисковые и точечные) изготавливаются в тонкослойном варианте на специальных подложках, от материала которых существенно зависит коэффициент отражения бета-частиц от подложки (увеличивается с увеличением атомного номера материала, и может достигать десятков процентов для тяжелых металлов).

Толщина активного слоя и наличие на активном слое защитного покрытия зависит от назначения источника и энергии излучения. При спектрометрических измерениях поглощение энергии частиц в активном слое и защитном покрытии не должно превышать 2-3%. Диапазон активности источников от 0,3 до 20 ГБк.

Мощные источники изготавливаются в виде герметических капсул из титана или нержавеющей стали, имеющих специальное выходное окно для бета-излучения. Так, изотопная установка «СИРИУС–3200» на смеси изотопов Sr-Y с активностью 3200 Ки обеспечивает выходную плотность потока электронов до 108 электр·см–2 ·с–1.

В таблице 1 приведены наиболее распространенные радионуклидные источники бета-частиц.

Таблица 1. Радионуклидные источники бета-частиц.

Бета-распад для большинства радионуклидов сопровождается сильным гамма-излучением. Это объясняется тем, что конечное ядро распада образуется в возбужденном состоянии, энергия которого снимается испусканием гамма-квантов. Кроме того, при торможении бета-частиц в плотной среде возникает тормозное гамма-излучение, а перестройка электронной оболочки нового атома сопровождается появлением характеристического рентгеновского излучения.

Другие сокращения: «Слон» Куприна для читательского дневника: краткое содержание и главные герои рассказа

Промышленные физико-технические источники заряженных частиц — ускорители электронов (микротроны, бетатроны линейные волновые ускорители) используются для получения высокоэнергетических потоков электронов (более 3-5 МэВ).

В отличие от изотопных источников с непрерывным спектром электронов, ускорители дают пучок электронов фиксированной энергии, причём поток и энергия электронов могут варьироваться в широких интервалах.

Рис 2. Ускоритель ЭЛВ-8 (Новосибирск)

В России используются промышленные ускорители серии ЭЛВ с энергией (0.2-2.5) МэВ, мощностью до 400 кВт, и серии ИЛУ с энергией (0.7-5) МэВ, мощностью до 50 кВт. Машины рассчитаны на непрерывную работу в промышленных условиях, снабжены разнообразными системами развертки пучка электронов для облучения различных продуктов.

Они применяются для радиационно-химических технологий, используемых при производстве кабельной продукции с термостойкой изоляцией, полимерных труб горячего водоснабжения, термоусаживаемых труб, хладостойких полимеров, полимерных рулонных композитных материалов и т.п.

Импульсный ускоритель РИУС-5 создает ток электронов в импульсах (0.02-2) мкс до 100 кА при энергии электронов до 14 МэВ. Малогабаритные импульсные бетатроны типа МИБ используются для радиографического контроля качества материалов и изделий в нестационарных условиях.

Источники рентгеновского излучения.

Рентгеновское излучение по своим физическим свойствам аналогично гамма-излучению, но природа его совсем другая. Это низкоэнергетическое (не более 100 кэВ) электромагнитное излучение. Оно возникает при возбуждении атомов элементов потоком электронов, альфа-частиц или гамма-квантов, при котором происходит выброс электронов с электронных оболочек атома.

Рентгеновское излучение сопровождает также бета-распад радионуклидов, при котором ядро элемента увеличивает свой заряд на 1, и происходит перестройка его электронной оболочки. Этот процесс позволяет создавать достаточно мощные и дешевые радионуклидные источники рентгеновского излучения (таблица 4).

Таблица 4. Радионуклидные источники квантов низких энергий.

Защита от рентгеновского излучения существенно проще защиты от гамма-излучения. Слой свинца 1 мм обеспечивает десятикратное ослабление излучения с энергией 100 кэВ.

Физико-технические источники рентгеновского излучения — рентгеновские трубки, в которых под воздействием потока электронов, разогнанных до нескольких десятков кэВ, в мишени (аноде трубки) возбуждается излучение.

Рентгеновская трубка состоит из стеклянного вакуумного баллона с впаянными электродами – катодом, нагреваемым до высокой температуры, и анодом. Электроны, испускаемые катодом, ускоряются в пространстве между электродами сильным электрическим полем (до 500 кВ для мощных трубок) и бомбардируют анод.

При ударе электронов об анод их кинетическая энергия частично преобразуется в энергию характеристического и тормозного излучения. КПД рентгеновских трубок обычно не превышает 3%. Поскольку большая часть кинетической энергии электронов превращается в тепло, анод выполняется из металла с высокой теплопроводностью, а на его поверхность (под 45о к потоку электронов) в зоне фокусировки потока наносится мишень из материала с большим атомным номером, например вольфрама.

Рис 3. Спектр излучения рентгеновской трубки

Типовой спектр излучения рентгеновской трубки приведен на рис. 3. Он состоит из непрерывного спектра тормозного излучения электронного пучка и характеристических линий рентгеновского излучения (острые пики) при возбуждении внутренних электронных оболочек атомов мишени.

Природные источники ионизирующего излучения. часть 1

Здравствуй уважаемый 21 подписчик, и все, кто вдруг за каким-то делом решил почитать про источники ионизирующего излучения — ИИИ (ИИ — читай радиация), встречающиеся в природе.

Вместо предисловия: удивлен, что вообще кому-то стала эта тема интересна, т.к. обычно попытки в своем круге рассказать о чем то близком, приводят к примерно такому:

Сразу упомяну (чтобы не набежали профессора физтеха, ученые из ЦЕРНА и прочие Лауреаты нобелевских) все, что я тут пишу ¬– максимально упрощенно. Мы даже не будет сегодня вдаваться в виды излучений(альфа, бета, гамма и т.д.). Сегодня мы также не будем говорить про космическое ИИ.

ИИИ встречаются в природе повсеместно. В принципе все, что вы держите в руках, что едите, абсолютно вся мебель и любая органика радиоактивны. Это факт. Просто примите это и живите дальше. Слышишь читатель?! Ты тоже ИИИ.

Немного нырнем в теорию.

Причина ИИ всего одна: у всех, абсолютно у всех элементов периодической таблицы Менделеева есть изотопы: стабильные и нестабильные. Для тех, кто прогулял физику с химией вот вам определение из вики: Изотопы — разновидности атомов (и ядер) какого-либо химического элемента, которые имеют одинаковый атомный (порядковый) номер, но при этом разные массовые числа.

Если ты все еще ничего не понял из вышеописанного — поясню. Большинство элементов может имеет несколько форм (изотопов / нуклидов): нуклиды в стабильном ядерном состоянии (это все элементы от водорода до изотопа свинца-208), и их братья по заряду и электронной оболочке, но с другим числом нейтронов в ядре, которые как правило радиоактивны (считай со временем распадаются до более стабильных ядер). И собсно все. Говорят где-то там за уно-уно- пентием (115 элемент ) есть островок стабильности, но пока ученые до него не добрались и не подтвердили свою теорию, будем считать, что его нет.

Почему вообще происходит радиактивный распад нужно писать отдельный пост.

Здесь приведены все известные человечеству изотопы, радиоактивные и стабильные. https://ru.wikipedia.org/wiki/Табли…

Монументальная таблица!

За тот факт, что за элемент представляет тот или иной атом и какими ХИМИЧЕСКИМИ свойствами он обладает – отвечают два параметра атома, выходящий один из другого: заряд ядра и строение электронной оболочки

За ФИЗИЧЕСКИЕ свойства элемента отвечает в том числе такой параметр как масса ядра.

То — есть у нас есть два изотопа одного вещества, один пусть будет стабильный, а другой радиоактивный: и они будут вести себе ОДИНАКОВО с точки зрения химии и по разному с точки зрения ФИЗИКИ. Это важно понимать.

Иными словами вы НИКАК не сможете разделить два изотопа химическими способами. Смиритесь. Разделение изотопов одного элемента основано на разнице физических свойств.

Такой пример — Вы пьете воду. В воде в природе два стабильных изотопа водорода: протий и дейтерий. Протий это тупо протон с электроном. Оторви у протия яйца, кхм элетрон и он будет чисто протоном. У дейтерия в ядре есть еще нейтрон.

В ядерном реакторе мы кроме того можем найти еще и тритий. У трития протон и два нейтрона.

Нейтроны дают только дополнительную массу ядру, но не добавляют заряд, т.к. сами его не имеют. Итого напихиваем в ядро дополнительной массы и меняем физические свойства атома.

Формула воды Н2О, соответственно если у нас в молекуле воды есть один(реже) или два(чаще) атома дейтерия, то такая вода называется тяжелой и у нее другие физические свойства в отличии от обычной воды. Так, например, температура плавления тяжелой воды на 3.82 градуса выше обычной воды. Меняются даже поверхностное натяжения и pH. Но если мы нальем вам в стакан даже тритиевую воду, вы скорее всего не поймете, что она радиоактивна (только если у вас есть бета чувствительный дозиметр). Природное содержание дейтерия 0,0115 ± 0,0070%. Период полураспада Трития 12 с хвостиком лет.

Сегодня нас интересуют радиоактивные изотопы: их можно разделить на две группы: изотопы четырех радиоактивных семейств тяжелых элементов (U235(уран235), U238(уран238) и Th (торий), Np (Нептуний)) и оставшиеся с момента зарождения нашей Солнечной системы радиактивные элементы, которые вследствие своего огроменного периода полураспада все еще присутствуют в литосфере, атмосфере или мировом океане.

Поэтому суммарное влияние различных источников фон выглядит как-то так

Сразу скажу что когда искал информацию, встречались и другие распределения, поэтому диаграмма выше какбэ не догма. Зависит от региона и среды обитания.

Ниже я приведу таблицу с не входящими в трансурановый ряд радиактивными изотопами.

Как видно период полураспада например рубидия-87 в 11 раз больше срока существования нашей планеты (4,35 *10^9 лет) поэтому вклад в фон все изотопы сверху ( кроме калия и углерода) вносят незначительный.

Мы также понимаем, что раньше на земле было больше радиоактивных веществ и соответственно, и если мы вдруг решим проведать динозавров и у нас окажется дозиметр, то фон будет чуть выше.

Самых близких для нас источников ИИ вне трансуранового ряда в природе два: Калий и Углерод (остальные как правило не учитываются )

Стоит отдельно выделить углерод 14,т.к. он образуется вследствие облучение СО2 в верхних слоях атмосферы под действием солнечной радиации. С наибольшей скоростью углерод-14 образуется на высоте от 9 до 15 км на высоких геомагнитных широтах, однако затем он равномерно распределяется по всей атмосфере. В секунду над каждым квадратным метром земной поверхности в среднем образуется от 16 400 до 18 800 атомов углерода-14. То есть чисто теоретически даже через овер мильярды милиардов лет, если на земле все также будет атмосфера и почти все изотопы распадутся. останется один углерод 14(но это неточно). На основе углерода 14 основан углеродный метод датирования органических материалов. Пока дерево росло, за счет обмена углеродом с внешней средой в нем поддерживалось природное содержание углерода 14. И как только его свалил ураган, подача углерода извне прекращается. Следовательно углерод -14 начнет распадаться и за 5730 лет его концентрация сократится в двое. Мерим, считаем. Все просто. Ложку ну или почти черпак гумна в это замечательный метод вбрасывают воздушные испытания атомных бомб в 50-60х годах. Когда Мы человечество сами того не предполагая наработали кучу углерода-14 в атмосфере.

Или возьмем вот например калий-40. Калий-40 рассеян по всей земле. В природном калии его распространённость составляет 0,0117(1) %. Если наковырять в какой-нибудь хим. лаборатории чистый металлический калий то его удельная активность будет 31 Бк/г.

Для тех кто не знает 1 Бк=1 Беккерель=1 распад в секунду.

На радиоактивности Калий-40 основан так называемый банановый эквивалент радиоактивности.

Средний банан содержит около 0,42 грамма калия. Радиоизотопы, содержащиеся в бананах, имеют активность 130 Бк/кг или 12 Бк в 150-граммовом банане. Эквивалентная доза в 365 бананах (один банан в день в течение года) составляет 24 микрозиверта (цитата из ВИКИ)

Другие сокращения: Следственный комитет РФ - чем занимается, структура

Тоесть пока вы не покакали бананом можно считать, что вы увеличили свою массу тела на этот банан.

Зеленые-радиофобы негодуют:

Впринципе съеденный банан не повышает уровня радиации в организме, поскольку избыточный калий, полученный из банана, приводит к выводу из организма эквивалентного количества изотопа в процессе метаболизма. Ну только если у вас все нормально с почками и нет уремии.

Общее содержание калия в организме человека оценивается в 2,5 грамма на килограмм массы тела или 175 г в 70 кг человеке. Такие количества калия имеют активность порядка 4-5 тысяч Бк (ещё около 3 тысяч Бк — от изотопа углерода-14)

Российская нормативно-правовая база

Внедрение подходов МАГАТЭ в практику регулирования безопасности на объектах атомной энергетики и народного хозяйства является важной задачей для России.

При анализе существующей нормативно-правовой документации РФ, которая исторически разрабатывалась разными органами государственного контроля и регулирования, выявились несоответствия в классификации радиационных объектов по потенциальной опасности, изложенной в п.3.1 ОСПОРБ-99, и предлагаемой МАГАТЭ категоризации радионуклидных источников.

Согласно российскому документу ОСПОРБ-99 все радиационные объекты, в составе которых имеются или применяются радионуклидные источники, подразделяются на четыре категории по потенциальной опасности. Эти категории предназначены для сопоставления между собой различных по сложности и назначению радиационных объектов и радионуклидных источников. Российские основные санитарные правила охватывают более широкий спектр объектов и событий на них, чем документы МАГАТЭ.

Отсутствие конкретных методических разработок неизбежно приводило к привнесению субъективных оценок в категоризацию радиационных объектов, которые соотносятся в основном с одной (третьей из пяти) предложенной МАГАТЭ категорией.

Кроме того, существует определенная проблема в терминологии. В различных российских документах применяются разные термины по отношению к одним и тем же понятиям. Понятие ИИИ широко распространено и применяется как к объектам, использующим радиоактивные вещества, или устройствам, испускающим или способным испускать ионизирующее излучение, так и конкретно к источникам ионизирующих излучений.

Источник излучения может быть природным или техногенного происхождения, специально созданным для полезного применения или являющимся побочным продуктом. Закрытый ИИИ – источник излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.

При использовании открытого ИИИ возможно поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду. Любой радиационно-опасный объект также можно отнести к ИИИ. При характеризации объектов используется термины «источники ионизирующего излучения» (ИИИ) и «радионуклидные источники» (РНИ), «радиоактивные вещества» (РВ) и «радиоактивные отходы» (РАО).

Ростехнадзор издал в развитие существующих новый документ «Установление категории потенциальной опасности радиационного объекта», затем разработал и ввел в действие с 1 марта 2008 года руководство по безопасности РБ-042-07, в котором предложена методика категоризации закрытых радионуклидных источников по потенциальной радиационной опасности.

В зависимости от потенциальной радиационной опасности методика устанавливает пять категорий закрытых радионуклидных источников. Категория любого источника устанавливается, исходя из численного значения отношения фактической активности (А) к рекомендованному пороговому значению активности для данного радионуклида (D-величина):

первая категория – A/D≥1000;
вторая категория – 1000>A/D≥10;
третья категория – 10>A/D≥1;
четвертая категория – 1>A/D≥0,01;
пятая категория – 0,01>A/D, A/D больше уровня изъятия из-под регулирующего контроля.

В качестве численного значения D-величины разработчики рекомендуют выбор наиболее потенциально опасного сценария, приводящего к тяжелым детерминированным эффектам.

Предложенный документ отличается высокой степенью проработанности, предельной однозначностью и готовностью к практическому применению, причем каждая область распространения на объекты категорирования не исключает друг друга, а может быть усовершенствована путем создания научно обоснованных методик для категорирования конкретных объектов.

Учет временного фактора

В данной работе предлагаются подходы к категорированию по потенциальной радиационной опасности ИИИ, которые можно рассматривать как один из возможных вариантов усовершенствования.

В ОСПОРБ-99 все ИИИ, поступающие на предприятия по обращению с РАО, квалифицированные заказчиком как радиоактивные отходы, рассматриваются в качестве открытых источников излучения, независимо от реальных технических характеристик, степени износа и прочего.

На предприятиях по обращению с РАО созданы централизованные службы учета и контроля РВ и РАО, которые являются частью системы государственного учета и контроля. Такие службы ввели в практику и совершенствуют системы паспортизации, идентификации и маркировки учетных единиц РВ и РАО.

В ГУП МосНПО «Радон» для оптимизации учета и контроля на всех стадиях обращения с РВ и РАО разработана и применяется база данных контроля и учета РАО, находящихся в обращении, объединяющая все системы. Она содержит полную информацию о РВ и РАО и позволяет проследить весь их путь от поступления на предприятие до места размещения на долговременное хранение. Контроль проводится с помощью персональных идентификационных номеров, присваиваемых каждой учетной единице.

Для входного контроля радионуклидного состава РВ и РАО, поступающих на предприятие, используются экспрессные неразрушающие методы, реализованные в виде мобильных спектрометров γ-излучения «ISOCS», МДГ-01Д «Садовник». В основу положен метод регистрации γ-излучения полупроводниковым детектором, который позволяет делать заключение о количестве α-излучающих радионуклидов (например, 238U) и трансурановых элементов (241Am), определяемых по дочерним γ-излучающим нуклидам.

При долговременном хранении РАО активность радионуклидов меняется вследствие естественного распада, уменьшается или увеличивается, при этом происходит накопление активности за счет образующихся дочерних нуклидов, причем их вклад в суммарную активность упаковки РАО может быть существенным.

В зависимости от соотношения периодов полураспада исходного и дочернего радионуклидов возможно несколько вариантов изменения их активностей: исходный радионуклид распадется быстрее дочернего; период полураспада исходного радионуклида соизмерим или несколько больше периода полураспада дочернего; период распада исходного радионуклида несравнимо больше, чем у дочернего. При этом может меняться и категория источника излучения.

Этот факт диктует необходимость учитывать и прогнозировать при хранении РВ и РАО изменение радионуклидного состава и суммарной активности радионуклидов в хранилище, опираясь на входные данные. Для этого на ГУП МосНПО «Радон» разработана методика, позволяющая прогнозировать изменения характеристик РАО для каждой единицы хранения и с учетом этого оценивать ее основные параметры в определенный промежуток времени.

Предложенный метод позволяет достаточно полно характеризовать радионуклидный состав и суммарную активность каждой учетной единицы от начала хранения. Исходными данными для расчета являются заявленные характеристики РАО и РВ и результаты экспертных измерений при входном контроле.

Важным параметром для прогнозирования изменения радионуклидного состава и суммарной активности учетной единицы РАО является расчет периода потенциальной опасности. Это позволяет предполагать изменение категории потенциальной опасности РВ и РАО в процессе хранения.

Определение категории потенциальной опасности учетной единицы РАО при хранении происходит в несколько этапов:

определение радионуклидных характеристик РАО;
определение активности исходного и дочернего радионуклидов на момент установления категории потенциальной радиационной опасности;
расчет суммарной активности исходного и дочерних радионуклидов;
вычисление А/D для совокупности радионуклидов;
определение «расчетной» категории потенциальной радиационной опасности на момент категорирования и на определенный промежуток времени.

Предложенный подход к категоризации по потенциальной радиационной опасности позволяет учесть факт изменения характеристик ИИИ с течением времени и уменьшить вероятность непредумышленного занижения их потенциальной радиационной опасности. Его реализация позволит:

оптимизировать размещение ИИИ в хранилищах в соответствии с прогнозом изменения категории потенциальной опасности;
сформулировать требования к хранению ИИИ в зависимости от категории потенциальной опасности;
разработать требования к хранилищам ИИИ в зависимости от категории потенциальной опасности;
сформулировать требования к использованию матричных материалов на срок сохранения потенциальной опасности ИИИ;
более рационально использовать хранилища, размещать ИИИ в зависимости от прогноза изменения категории потенциальной опасности в хранилищах приповерхностного типа, для более длительного хранения использовать хранилища нового поколения (например, скважинного типа).

Источники ионизирующих излучений — общие сведения