Естественное радиоактивное излучение

ЕСТЕСТВЕННЫЙ РАДИАЦИОННЫЙ ФОН.

ОПРЕДЕЛЕНИЕ МОЩНОСТИ ДОЗЫ ЕСТЕСТВЕННОГО РАДИАЦИОННОГО ФОНА И ИСКУССТВЕННОГО ИСТОЧНИКА РАДИАЦИИ

Учебно-методическое пособие

Рекомендовано методической комиссией химического факультета для студентов ННГУ, обучающихся по направлению подготовки 020100 «Химия» и специальностям 020101 «Химия», 020801 «Экология», 240306 «Химическая технология монокристаллов, материалов и изделий электронной техники»

Нижний Новгород

УДК 541.15

ББК Г13

О – 60

О – 60 ЕСТЕСТВЕННЫЙ РАДИАЦИОННЫЙ ФОН. ОПРЕДЕЛЕНИЕ МОЩНОСТИ ДОЗЫ ЕСТЕСТВЕННОГО РАДИАЦИОННОГО ФОНА И ИСКУССТВЕННОГО ИСТОЧНИКА РАДИАЦИИ: Составитель: Учебно-методическое пособие. – Нижний Новгород: Нижегородский госуниверситет, 2013. – 32 с.

Рецензент:

В настоящем учебно-методическом пособии изложены основы дозиметрии ионизирующих излучений. Описаны составляющие естественного радиационного фона. При выполнении лабораторной работы студент знакомится с дозиметрическими приборами и определяет мощности доз, создаваемых естественным радиационным фоном и искусственными источниками излучения, использует компьютерные технологии для определения дозиметрических характеристик.

Учебно-методическое пособие предназначено для студентов ННГУ, обучающихся по направлению подготовки 020100 «Химия» и специальностям 020101 «Химия», 020801 «Экология», 240306 «Химическая технология монокристаллов, материалов и изделий электронной техники», изучающих курс «Радиохимия и радиоэкология».

Ответственный за выпуск

заместитель председателя методической комиссии

химического факультета ННГУ

...........................

УДК 541.15

ББК Г 13

© Нижегородский государственный университет

им. Н.И. Лобачевского, 2013

Цель работы: определить при помощи дозиметрического прибора мощность дозы, создаваемой естественным радиационным фоном, в том числе его радоновой составляющей, природными объектами и искусственным источником излучения. Рассчитать мощность дозы от источника Cs-137 и сравнить с экспериментально найденной (по показаниям дозиметра).

Основные понятия дозиметрии

Дозиметрия (ионизирующих излучений) - это раздел прикладной ядерной физики. Предметом ее исследования является определение физических величин, характеризующих воздействие ионизирующих излучений на среду. Она имеет дело с физическими величинами, которые связаны с ожидаемым радиационным риском. Такие характеристики называют обычно дозиметрическими. Установленная связь между измеряемой физической величиной и ожидаемым радиационным эффектом - важнейшее свойство дозиметрических величин.

Задачей дозиметрии является разработка методов и средств измерения дозиметрических величин, измерение и расчет доз в полях источников излучений и в биологических объектах.

Различные виды излучения оказывают разное химическое, биохимическое и биологическое действие. Эффект облучения ионизирующими излучениями зависит от поглощенной энергии. Мерой поглощенной энергии является доза облучения.

Количественное определение дозы облучения, действующей на живой организм, необходимо, прежде всего, для выявления, оценки и предупреждения возможной радиационной опасности для человека. В этой связи насущным является вопрос об уровне профессиональной культуры, необходимым элементом которой должно быть понимание природы опасных факторов, сопутствующим развитию новых технологий, и тех реальных последствий, которые они могут вызвать.

Дозиметрия основывается на законах прохождения заряженных частиц, нейтронов, γ- и рентгеновских лучей через вещество. Все эти процессы сопровождаются поглощением энергии излучения в ионизируемой среде.

Важный аспект приложения дозиметрии – охрана окружающей природной среды, неотъемлемым компонентом которой являются радиационные поля и рассеянные радионуклиды естественного и искусственного происхождения.

Основные понятия дозиметрии: активность, доза поглощенная (D), мощность дозы (p), доза в органе или ткани (D_T), доза эквивалентная (H_T,R), доза эффективная (E), доза эквивалентная (H_T(τ)) или эффективная (E(τ)) ожидаемая при внутреннем облучении, доза эффективная (эквивалентная) годовая, доза эффективная коллективная, доза предотвращаемая, доза экспозиционная (X).

Активность. Количество ядер dN, испытывающих превращения в единицу времени dt, характеризует активность A или скорость радиоактивного распада dN/dt. Скорость радиоактивного распада A зависит от числа радиоактивных ядер N и их природы:

A = dN/dt = -λN,

где λ - радиоактивная постоянная, связанная с периодом полураспада T_1/2 соотношением:

λ = (ln 2)/T_1/2.

Единица активности в системе СИ – беккерель (Бк), названная в честь Анри Беккереля, открывшего явление радиоактивного распада, соответствует одному распаду в секунду:

1 Бк = 1 распад/с.

Внесистемная единица активности кюри (Ки) названа по имени Марии Кюри, известного ученого-радиохимика, основоположника учения о радиоактивности:

1 Ки = 3,7 ·10¹⁰ Бк.

Активность, равная 1 кюри, соответствует активности 1 г изотопа Ra-226.

Доза поглощенная (D) – величина энергии излучения, переданная веществу:

D = de/dm,

где de – средняя энергия, переданная веществу, находящемуся в элементарном объеме, dm – масса вещества в этом объеме.

Энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной объему, деленному на массу этого объема. В единицах СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг), и имеет специальное название – грей (Гр) (Льюис Харольд Грей – ученый, внесший большой вклад в становление радиационной дозиметрии). Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад (radiation absorbed dose) равна 0,01 Гр.

Мощность дозы. Доза облучения, отнесенная к единице времени, называется мощностью дозы p. Мощность дозы в общем случае может быть непостоянной во времени. Если p₁ – мощность дозы в момент времени t, то доза за интервал времени от t₁ до t₂ составляет величину:

.

Если p = const, то

D = (t₂ – t₁)p.

Доза в органе или ткани (D_T) – средняя поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела:

,

где m_T - масса органа или ткани, а D – поглощенная доза в элементе массы dm.

Эквивалентная доза (H_T,R).

Разные типы излучения оказывают неодинаковое биологическое действие. Если плотность ионизации при передаче энергии велика, как это имеет место, например, при облучении альфа-частицами или протонами, то молекулы белка могут быть разорваны в нескольких местах и их повреждения становятся необратимыми, так как защитные механизмы организма не могут их восстановить. Образующиеся свободные радикалы весьма токсичны и могут нанести дополнительный вред организму. При облучении электронами или рентгеновскими и гамма-лучами степень разрушения молекул белка, как правило, значительно меньше, что позволяет защитным силам организма в какой-то мере восстановить молекулы. Для учета особенностей воздействия различных типов излучения на биологические объекты необходимо рассматривать величину линейной плотности ионизации и линейной передачи энергии для различных видов излучения с различной энергией. Исходя из этих величин, определяют значения коэффициентов, которые необходимо учитывать при оценке воздействия тех или иных видов излучения на биологические объекты. Эти коэффициенты называются взвешивающими. Их значения для ряда излучений приведены в табл. 1 (взяты из Норм радиационной безопасности).

Таблица 1. Взвешивающие коэффициенты W_R для отдельных видов излучения

Доза эквивалентная(H_T,R) – поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, W_R:

H_T,R = W_RD_T,

где D_T – средняя поглощенная доза в органе или ткани T, а W_R – взвешивающий коэффициент для излучения R (Табл. 1).

При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения:

H_m = ΣH_T,R.

Единицей эквивалентной дозы является Зиверт (Зв) (Рольф Зиверт – первый председатель Международной комиссии по радиологической защите, созданной в 1928 г). Иногда в литературе встречается старая внесистемная единица эквивалентной дозы бэр (в иностранной литературе rem).

1 бэр = 1 · 10^-2 Зв.

Доза эффективная (E) – величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет собой сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты:

E = Σ W_T · H_T,

где H_T – эквивалентная доза в ткани T или органе, а W_T – взвешивающий коэффициент для органа или ткани T.

Наиболее чувствительными к радиации являются кроветворные органы, гонады, легкие, щитовидная железа, желудок. Соответствующие взвешивающие коэффициенты приведены в таблице 2.

Таблица 2. Взвешивающие коэффициенты W_T для тканей и органов

Единица эффективной дозы – зиверт (Зв).

Именно величина эффективной дозы характеризует воздействие излучения на человека, поэтому предельно допустимые уровни облучения выражаются в единицах эффективной дозы. В табл. 3 приведены пределы годовой эффективной дозы, установленные Нормами радиационной безопасности НРБ-99.

Персонал группы А – это лица, работающие с источниками техногенных ионизирующих излучений. Персонал группы Б – это лица, которые могут находиться по условиям работы в сфере воздействия источников. Нормы для персонала группы Б не должны превышать 25% от норм для персонала группы А.

Таблица 3. Основные годовые дозовые пределы.

Доза эквивалентная H_T(τ) или эффективная E(τ) ожидаемая при внутреннем облучении – это доза за время τ, прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм:

,

где τ₀ – момент поступления, а H_T(τ) – мощность эквивалентной дозы к моменту времени τ в органе или ткани T. Когда τ не определено, то его следует принять равным 50 годам для взрослых и (70 - τ₀) для детей.

Доза эффективная (эквивалентная) годовая – сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за тот же год.

Доза эффективная коллективная – мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения, она равна сумме индивидуальных эффективных доз. Единицей эффективной коллективной дозы является человеко-зиверт (чел-Зв).

Доза предотвращаемая – прогнозируемая доза вследствие радиационной аварии, которая может быть предотвращена защитными мероприятиями.

Доза экспозиционная (Х) является специфической дозой фотонного излучения: рентгеновского и γ - излучения.

Экспозиционная доза X равна абсолютному значению полного заряда ионов одного знака, которые образуются в воздухе при полном торможении электронов и позитронов, освобожденных фотонным излучением в единице массы воздуха dm:

X = dQ/dm,

где dQ – суммарный заряд всех ионов одного знака, созданный в воздухе при полном торможении электронов и позитронов, освобожденных фотонами в массе воздуха dm.

Единицей экспозиционной дозы является Кл/кг. Значение 1 Кл/кг соответствует экспозиционной дозе, при которой все электроны и позитроны, освобожденные фотонами в воздухе массой 1 кг, производят ионы, несущие электрический заряд 1 Кл каждого знака. В практике и научной литературе распространена также единица экспозиционной дозы рентген (P). Ее название дано по имени немецкого ученого В.К.Рентгена, открывшего X-лучи (рентгеновское излучение).

1 Р = 2,58 · 10^-4 Кл/кг,

1 Кл/кг = 3,88 · 10³ Р.

Следует отметить, что хотя экспозиционная доза относится к сухому воздуху при нормальных условиях, тем не менее ее применение для биологических объектов оправдано, так как воздух (смесь газов N₂ – 75%, O₂ – 23%, CO₂ – 0.05%, Ar, Ne, Xe, Kr, H₂O – 1.85%) и мягкие ткани человеческого тела состоят из элементов с близкими атомными номерами Z.

В последних нормативных документах понятие экспозиционной дозы не приводится.

Экспериментальная техника дозиметрии связана с применением ионизационных камер, ионизационных счетчиков заряженных частиц, полупроводниковых и сцинтилляционных счетчиков. Для относительных измерений используются также фотоэлектрические, фотографические фотохимические методы. Абсолютные измерения энергии производят калориметрически. Шкала прибора калибруется либо в значениях мощности дозы либо в единицах скорости счета.

Иногда оценивают мощность дозы γ - излучения, не прибегая к измерениям. Если имеется точечный источник γ - излучения с известной активностью A (так называемый образцовый источник), в котором распад каждого ядра сопровождается испусканием одного или нескольких γ - квантов n_γ с энергией E_γ, то в некотором участке пространства, находящемся на расстоянии R от источника, мощности дозы p будет соответствовать величина, рассчитанная по формуле:

где K_γ - γ-ионизационная постоянная, определяющая зависимость мощности дозы от энергии фотона.

Если измерять мощность дозы в Р/ч, активность в мКи и расстояние в см, то γ-ионизационная постоянная K_γ в этом случае будет равна мощности дозы излучения, создаваемой источником активностью 1 мКи при n_γ = 1 в точке пространства, удаленной от источника на расстояние R = 1 см. Размерность K_γ в этом случае будет (Р·см²)/(мКи·ч).

Радиационный фон

Естественное радиоактивное излучение

С момента возникновения жизнь на Земле подвержена влиянию радиоактивного излучения. Причинами тому являются космическое излучение, излучение радиоактивных веществ, содержащихся в воздухе, воде и почве, а также излучение нашего собственного тела от поступающих с воздухом или пищей радиоактивных веществ.

Космическое излучение

Достигающее Земли космическое излучение исходит главным образом от звезд нашей галактики. Солнце вносит лишь небольшой процент, за исключением периодов мощных солнечных вспышек. Космическое излучение состоит на 80 процентов из протонов больших энергий. Остальную часть составляют альфа-частицы, тяжелые ядра, электроны и протоны. Каждую секунду в верхние слои атмосферы попадает 16000 таких частиц на каждый квадратный километр. Общая энергия этого первичного космического излучения примерно равна энергии света звезд, достигающего Земли.

В атмосфере за счет столкновений первичных частиц с атомами и молекулами в воздухе возникают вторичные компоненты космического излучения. Появляются многочисленные вторичные частицы высоких энергий - атомные ядра от водорода до аргона, и среди них, прежде всего, радиоактивные нуклиды трития (водород-3), бериллия-7 и бериллия-10, углерода-14, натрия-22, фосфора-32 и -33, кремния-32, серы-35, хлора-36 и -39, а также электроны и мюоны. Последние представляют собой тяжелые электроны с массой в 200 раз превышающей массу обычных электронов. Один единственный первичный протон высокой энергии может вызвать целый каскад из миллионов подобных вторичных частиц (Рис. 1). Когда они достигают поверхности Земли, то оказываются распределенными по территории в несколько квадратных километров. С увеличением глубины проникновения в слои атмосферы энергия частиц каскада уменьшается за счет все большего числа столкновений с молекулами в воздухе (Рис. 2). В процессе такого торможения происходит некоторый разогрев атмосферы, который все же едва ли можно измерить; он примерно равен разогреву атмосферы от света звезд. Чуть выше поверхности земли - в той области, в которой мы живем - космическое излучение состоит практически только из электронов и мюонов. Эти частицы порождают при столкновениях с молекулами в воздухе около двух пар ионов в секунду на кубический сантиметр воздуха, что соответствует энергии 68.0 эВ на 1.29 мг воздуха. При этом дозовая нагрузка составляет 0.27 мЗв в год на уровне моря.

Рис. 1. Каскад частиц космического излучения.

На рис. 2 показано, что мощность дозы космического излучения сильно возрастает с увеличением высоты. На десятикилометровой высоте она уже в сто раз больше, чем на поверхности земли. Таким образом, за восьмичасовой полет на такой высоте пассажир получает дополнительную нагрузку, которая соответствует дозе, полученной на земной поверхности за 800 часов (33 дня), а именно 0.023 мЗв.

Рис. 2. Мощность дозы (H/t) в микрозивертах в час и общая энергия (Е_общ) космического излучения в зависимости от высоты над поверхностью земли (логарифмический масштаб).

Для человека лишь время от времени летающего над атлантикой такая доза совершенно безопасна, но для персонала рейсов может привести к значительной дозовой нагрузке. Суммарная величина за 100 перелетов в год составляет около 2,3 мЗв, что уже сопоставимо с общей естественной дозовой нагрузкой. Весьма опасным может быть космическое излучение для астронавтов. Во время сильных выбросов на солнце, происходящих раз в несколько лет, доза излучения внутри космического аппарата может доходить до 5 Зв. Такая доза является уже смертельной. Это демонстрирует, насколько важна для нас наша атмосфера, в том числе в качестве защиты не только от ультрафиолетового излучения солнца, но и от высокоэнергетических космических частиц.

Для полноты картины следует отметить, что интенсивность космического излучения на полюсах примерно на 10 процентов больше по сравнению с экватором. Это происходит из-за наличия у Земли магнитного поля. Оно отклоняет электрически заряженные частицы от экватора к полюсам, в случае, когда они падают не точно перпендикулярно к линиям магнитного поля. По этой причине мы можем наблюдать полярное сияние. Оно возникает при электрическом возбуждении частицами космического излучения молекул в воздухе, что приводит к их свечению.

Земное излучение

Еще одна составляющая естественного радиационного фона происходит от поверхности земли, а именно от земного грунта и водоёмов. Она обусловлена содержащимися в земной поверхности радиоактивными веществами. Это прежде всего изотопы тяжелых элементов: ртути, таллия, свинца, висмута, радона, радия, тория и урана; кроме того некоторые изотопы более легких элементов таких, как калий, рубидий и лантан. Эти элементы содержатся в различных количествах в разных типах грунта, горных породах и водоемах. Так, например, активность изотопа калия-40 варьируется в пределах от 100 Бк/кг в болотном грунте или известняке, 400 Бк/кг в черноземе и песчанике до 1000 Бк/кг в граните. Для тория-232 и урана-238 соответствующие значения примерно в 10 раз меньше. Эти два изотопа являются родоначальниками семейств радиоактивных нуклидов; другие два изотопа образующие ряды – уран-235 и плутоний-241.

В морской воде концентрации радиоактивных веществ примерно на два-три порядка меньше по сравнению с грунтом. Например, концентрация калия-40 составляет в среднем около 12 Бк/л, тория-232 – 0,000001 Бк/л, радия-226 – 0,004 Бк/л и урана-238 – 0,04 Бк/л. В территориальных водах, реках, озерах, источниках и подземных водах концентрации в большинстве случаев в среднем еще в десять раз меньше. Исключение составляют «радиоактивные источники» и некоторые термальные воды с содержанием радия, доходящим до 30000 Бк/л. При употреблении воды из подобных источников человек получает повышенную дозу, приходящуюся, главным образом, на костный мозг, поскольку радий избирательно откладывается в костной ткани.

Альфа-частицы с энергией 5 МэВ имеют в воде пробег всего 0.05 мм (50 мкм). Они достигают нас только от непосредственно находящихся на поверхности радиоактивных веществ и пробегают в воздухе около четырех сантиметров. Бета-излучение с энергией 1 МэВ имеет пробег в воде 3 мм, в грунте – от 1 до 3 мм. Поэтому бета-частицы могут выходить из тонких поверхностных слоев и проходить в воздухе еще примерно 3 метра. Толщина слоя половинного ослабления гамма-излучения с энергией 0.5 МэВ составляет в воде 10 см, в грунте – от 1 до 6 см. Гамма-кванты попадают в воздух из приповерхностных слоев грунта или воды толщиной 50 см и распространяются в нем более чем на 100 метров. Поэтому наиболее существенным источником земного излучения является гамма-эмиссия от поверхностного слоя земли (Рис. 3). Величина дозы облучения, которой мы при этом подвергаемся, зависит от типа и состава грунта. Для примера, в Германии средняя дозовая нагрузка от поверхности земли составляет 0.4 мЗв в год, измеренное максимальное значение составило 4 мЗв в год.

Рис. 3. Величина пробега излучения радионуклидов в грунте и в воздухе, показанная схематически и без соблюдения масштаба (энергия излучения приводится в скобках). Для гамма-излучения величина половинного ослабления в воздухе составляет 100 метров.

Во многих других странах величины дозы близки к приведенным выше. Тем не менее, в некоторых точках земного шара имеются районы со значительно большим вкладом облучения от земной поверхности. Так, в Бразилии, в Индии и в Иране дозовая нагрузка в некоторых местах достигает 350 мЗв в год! В этих местах грунт содержит монацитовые пески, представляющие собой смесь фосфатов и силикатов тория и редкоземельных элементов, некоторые из которых также радиоактивны. Однако, эти районы относительно малонаселенны, и до сегодняшнего дня нет данных систематических исследований о последствиях такого высокого и продолжительного облучения для здоровья проживающих там людей. Дозовая нагрузка в 350 мЗв в год в сумме за 10 лет дает 3,5 Зв. Такая доза увеличивает риск возникновения раковых заболеваний примерно на 17%. Следует однако заметить, что люди, проживающие в таких районах, имеют относительно низкую ожидаемую продолжительность жизни по другим обстоятельствам, что делает влияние высокого уровня облучения едва ли заметным.

Еще один вклад в годовую дозу облучения вносят радиоактивные вещества, содержащиеся в строительных материалах. Доля этой составляющей в среднем - 0.08 мЗв в год. При этом принимается, что население пребывает 20% времени на открытом воздухе и 80% - в помещениях. Совместно с прямым облучением от земной поверхности (0.4 мЗв в год) в среднем получается 0.48 мЗв в год. Эта величина примерно в два раза выше соответствующего значения космической составляющей.

Менее значителен вклад поверхностных водоемов. В непосредственной близости от водоемов или на воде постоянно проживает сравнительно небольшое число людей. Кроме того, как уже было показано, концентрации важных радиоизотопов в воде в 100 – 10000 раз меньше по сравнению с грунтом. То же самое относится к дозовой нагрузке над поверхностью воды, которая пренебрежимо мала по сравнению с дозой, получаемой от твердого грунта, за исключением вод радиоактивных источников.

Излучение атмосферы

Доза, получаемая из воздуха, определяется главным образом изотопами благородного газа радона (радон-220 и 222), а также его радиоактивными продуктами распада (астат, полоний, висмут, свинец, таллий и ртуть). Оба изотопа радона распадаются с испусканием альфа-частиц с энергиями 5,5 и 6,3 МэВ. Радон-222 имеет период полураспада 3,8 дня, радон-220 – 56 сек. Они образуются в результате распада урана и тория (Рис. 4), содержащихся в грунте и строительных материалах домов, поэтому оба всегда присутствуют в грунте и окружающем нас воздухе. Дозовая нагрузка от радона и его продуктов распада составляет примерно половину от всех естественных источников, в среднем 1 – 1,5 мЗв в год, в зависимости от используемых строительных материалов. Однако, эта доза лишь в малой степени формируется за счет активности окружающего нас воздуха. Гораздо существеннее альфа- и бета-облучение от вдыхаемого воздуха, которое создает в легких относительно высокую годовую дозу 8 мЗв. В пересчете на все тело и с учетом взвешивающего коэффициента это дает выше названные 1 – 1,5 мЗв в год. Подобный пересчет, однако, несколько затруднен, так как легкие получают примерно в шесть раз большую нагрузку по сравнению с остальными органами. Кроме того, воздействие излучения выборочно и нелинейно зависит от дозы.

Рис. 4. Образование радона-222 из содержащегося в грунте урана-238 и распространение его продуктов распада после попадания в атмосферу. Сходная картина наблюдается для радона-220, образующегося из тория-232.

Поиск по сайту: