Источники ионизирующих излучений. Общие сведения и терминология. Ионизирующее излучение

Ионизацию среды могут производить только заряженные частицы - электроны, протоны и другие элементарные частицы и ядра химических элементов. Процесс ионизации заключается в том, что заряженная частица, кинетическая энергия которых достаточна для ионизации атомов, при своем движении в среде взаимодействует с электрическим полем атомов и теряет часть своей энергии на выбивание электронов с электронных оболочек атомов. Нейтральные частицы и электромагнитное излучение не производят ионизацию, но ионизируют среду косвенно, через различные процессы передачи своей энергии среде с порождением вторичного излучения в виде заряженных частиц (электронов, протонов), которые и производят ионизацию среды.

Ионизирующие излучения разделяют на фотонные и корпускулярные.

Фотонное ионизирующее излучение - это все виды электромагнитного излучения, возникающее при изменении энергетического состояния атомных ядер, электронов атомов или аннигиляции частиц - ультрафиолетовое и характеристическое рентгеновское излучение, излучения, возникающие при радиоактивном распаде и других ядерных реакциях и при торможении заряженных частиц в электрическом или магнитном поле.

Корпускулярное ионизирующее излучение - потоки альфa- и бета-частиц, протонов, ускоренных ионов и электронов, нейтронов и др. Корпускулярное излучение потока заряженных частиц относится к классу непосредственно ионизирующего излучения. Корпускулярное излучение потока незаряженных частиц называют косвенно ионизирующим излучением.

Источник ионизирующего излучения (ionizing radiation source) - объект, содержащий радиоактивный материал (радионуклид), или техническое устройство, испускающее или способное в определенных условиях испускать ионизирующее излучение. Предназначен для получения (генерации, индуцирования) потока ионизирующих частиц с определенными свойствами.

Источники излучений применяются в таких приборах, как медицинские гамма- терапевтические аппараты, гамма-дефектоскопы, плотномеры, толщиномеры, нейтрализаторы статического электричества, радиоизотопные релейные приборы, измерители зольности угля, сигнализаторы обледенения, дозиметрическая аппаратура со встроенными источниками и т.п.

Для радионуклидных источников различают открытые и закрытые источники излучения.

1. Вид излучения (для радионуклидных – основной по назначению).

2. Геометрия источника (форма и размеры). Геометрически источники могут быть точечными и протяженными. Протяженные источники могут быть линейными, поверхностными или объемными.

3. Активность (количество распадов в единицу времени) и ее распределение по источнику для радионуклидных источников. Мощность или плотность потока излучения для физико-технических источников.

4. Энергетический состав. Энергетический спектр источников может быть моноэнергетическим (испускаются частицы одной фиксированной энергии), дискретным (испускаются моноэнергетические частицы нескольких энергий) или непрерывным (испускаются частицы разных энергий в пределах некоторого энергетического диапазона).

5. Угловое распределение излучения. Среди многообразия угловых распределений излучений источников для решения большинства практических задач обычно задаются изотропное, косинусоидальное или мононаправленное.

Согласно стандарту источники должны быть герметичными, с установленными классами прочности, допустимых климатических и механических воздействий по ГОСТ 25926 (но не ниже диапазона от -50 до +50^оС и влажности не менее 98% при +40^оС). Срок службы источника должен быть не менее:

— двух периодов полураспада - для источников с периодом полураспада менее 0,5 года;

— одного периода полураспада (но не менее 1 года) - с периодом полураспада от 0,5 до 5 лет;

— 5 лет - для источников гамма- и нейтронного излучений с периодом полураспада 5 и более лет. Для источников альфа-, бета- и рентгеновского излучений с периодом полураспада 5 и более лет срок службы устанавливают в нормативном документе на конкретный тип источника.

Источники относятся к невосстанавливаемым промышленным изделиям и не подлежат ремонту. При сохранении радиационных параметров в пределах, удовлетворяющих пользователя, сохранении герметичности и отсутствии дефектов допускается продление срока эксплуатации источника. Порядок продления устанавливают органы государственного управления использованием атомной энергией.

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 (Д_эксп) 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). Д_эксп = Кл/кг. Внесистемная единица - рентген (Р). 1 Р = 2,58 · 10^-4 Кл/кг.

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.

Известны десятки элементарных заряженных частиц, но время жизни большинства из них не превышает микросекунд. К элементарным заряженным частицам, участвующим в ядерных реакциях, относят бета-частицы (электроны и позитроны), протоны и альфа-частицы (ядра гелия ⁴Не, заряд +2, масса 4).

Длина пробега частицы в веществе зависит от ее заряда, массы, началь­ной кинетической энергии, и от свойств среды. Пробег увеличивается с возрастанием энер­гии частицы и уменьшением плотности среды. Массивные частицы обладают меньшими ско­ростями, чем легкие, взаимо­действуют с атомами более эффективно и быстрее теряют свою энергию.

Пробег бета-частиц в воздухе – до нескольких метров в зависимости от энергии. От потока бета-частиц с максималь­ной энергией 2 МэВ полностью защищает слой алюминия толщиной 3,5 мм, железа – 1,2 мм, свинца – 0,8 мм. Одежда поглощает до 50 % бета-частиц. При внешнем облучении организма на глубину более 1 мм проникает 20—25 % бета-частиц.

Альфа-частицы, имеющие большую массу, при столкновениях с электронами атомных обо­лочек испытывают очень небольшие отклонения от своего перво­начального направления и движутся почти прямолинейно. Про­беги альфа-частиц в веществе очень малы. Например, у альфа-частицы с энергией 4 МэВ длина пробега в воздухе примерно 2,5 см, в воде или в мягких тканях животных и человека - сотые доли миллиметра.

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 Е_мах, мода распределения сдвинута в область низких энергий, а среднее значение энергии частиц порядка (0,25-0,45)Е_мах. Пример энергетического распределения бета-излучения приведен на рис. 1.

Чем меньше период полураспада радионуклида, тем больше максимальная энергия излучаемых бета-частиц. Интервал значений Е_мах 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.

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 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.

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.

3. 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. Для энергии излучения 1 МэВ толщина слоя десятикратного ослабления составляет порядка 30 г/см² (2,5 см свинца, 4 см железа или 12-15 см бетона).

Таблица 3. Радионуклидные источники гамма-излучения.

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.

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 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. Восстановление электронных оболочек атома сопровождается излучением рентгеновских квантов и имеет линейчатый спектр энергий связи электронов с ядром на электронных оболочках.

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). Естественно, что такие источники одновременно являются источниками определенного бета- и гамма-излучения. Для изготовления источников используются радионуклиды с минимальной энергией излучаемых бета-частиц и гамма-квантов.

Таблица 4. Радионуклидные источники квантов низких энергий.

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 45^о к потоку электронов) в зоне фокусировки потока наносится мишень из материала с большим атомным номером, например вольфрама. Для мощных рентгеновских трубок применяется принудительное охлаждение анода (водой или специальным раствором). Удельная мощность, рассеиваемая анодом в современных трубках, от 10 до 10⁴ Вт/мм² .

Рис. 3. Спектр излучения рентгеновской трубки

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). При среднем соотношении 1:4 тяжелых и легких элементов ослабление потока нейтронов в 10:100:1000 раз достигается в слоях примерно 20:32:40 см.

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.

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 имеют постоянный поток нейтронов (не требуется мониторинг), “точечность” излучения, длительный ресурс (более трех лет), сравнительно низкую стоимость.

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

Таблица 5. Радионуклидные источники нейтронов.

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.

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 %).

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. Созданы и функционируют региональные ведомственные информационно аналитические центры. Они производят сбор, обработку и анализ информации об образовании, перемещении, переработке и хранению РВ.

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 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.
А.В.Давыдов

16.11.09.