Ионизирующее излучение

Принцип действия пузырьковой камеры основан на вскипании перегретой жидкости вдоль трека заряженной частицы. Пузырьковая камера представляет собой сосуд, заполненный прозрачной перегретой жидкостью. При быстром понижении давления, вдоль трека ионизирующей частицы образуется цепочка пузырьков пара, которые освещаются внешним источником и фотографируются. После фотографирования следа давление в камере повышается, пузырьки газа схлопываются и камера снова готова к работе. В качестве рабочей жидкости в камере используется жидкий водород одновременно служащий водородной мишенью для исследования взаимодействия частиц с протонами.

Камера Вильсона и пузырьковая  камера имеют огромное преимущество, которое заключается в том, что  можно непосредственно наблюдать  все заряженные частицы, образующиеся в каждом акте реакции. Для того, чтобы определить тип частицы и ее импульс камеры Вильсона и пузырьковые камеры помещают в магнитное поле. Пузырьковая камера имеет большую плотность вещества детектора по сравнению с камерой Вильсона и поэтому пробеги заряженных частиц полностью заключены в объёме детектора. Расшифровка фотографий с пузырьковых камер представляет отдельную трудоемкую проблему.

Аналогично, как это происходит в обычной фотографии, заряженная частица нарушает вдоль своего пути структуру кристаллической решётки  зерен галоидного серебра, делая их способными к проявлению. Ядерная эмульсия является уникальным средством для регистрации редких событий. Стопки ядерных эмульсий позволяют регистрировать частицы очень больших энергий. С их помощью можно определить координаты трека заряженной частицы с точностью ~1 микрона. Ядерные эмульсии широко используются для регистрации космических частиц на шарах-зондах и космических аппаратах [1].

2.2. Единицы измерения ионизирующих  излучений

 

Действие ионизирующих излучений  представляет собой сложный процесс. Эффект облучения зависит от величины поглощенной дозы, ее мощности, вида излучения, объема облучения тканей и органов. Для его количественной оценки введены специальные единицы, которые делятся на внесистемные и единицы в системе СИ. Сейчас используются преимущественно единицы  системы СИ. 

Доза излучения — в физике и радиобиологии — величина, используемая для оценки воздействия ионизирующего излучения на любые вещества, ткани и живые организмы. 

Активность  радионуклида в источнике (А). Активность равна отношению числа самопроизвольных ядерных превращений в этом источнике за малый интервал времени (dN) к величине этого интервала (dt) :

 

                                               A = dN/dt 

 

 

 Единица активности в системе СИ - Беккерель (Бк). Внесистемная единица - Кюри (Ки). 1 Ки = 3,7.1010 Бк.

1 беккерель соответствует одному акту распада радиоактивного элемента в 1 сек.

1 кюри – это активность  препарата, в котором происходит 3.7*10¹⁰ актов распада в 1сек.

В качестве количественной меры рентгеновского и  -излучения принято использовать во внесистемных единицах экспозиционную дозу (X), определяемую зарядом вторичных частиц (dQ), образующихся в массе вещества (dm) при полном торможении всех заряженных частиц :

 

                                                X = dQ/dm

 

Единицей измерения в  системе СИ является "кулон на кг" (Кл/кг), это такое количество гамма- или рентгеновского излучения, которое в 1 кг сухого воздуха образует 6,24 х 10¹⁸ пар ионов, которые несут заряд в 1 кулон каждого знака. Физический эквивалент 1 Кл/кг равен 33 Дж/кг (для воздуха).

Рентген (Р) - внесистемная единица экспозиционной дозы. Это такое количество гамма- или рентгеновского излучения, которое в 1 см³ сухого воздуха (имеющего при нормальных условиях вес 0,001293 г) образует 2,082 х 10⁹ пар ионов.

Соотношения между рентгеном и Кл/кг следующие:

1 Р = 2,58 х 10^-4 Кл/кг - точно.

1 Кл/кг = 3,88 х  10³ Р - приблизительно.

Поглощение энергии ионизирующего излучения является первичным процессом, дающим начало последовательности физико-химических преобразований в облученной ткани, приводящей к наблюдаемому радиационному эффекту. Поэтому естественно сопоставить наблюдаемый эффект с количеством поглощенной энергии или поглощенной дозы.

Поглощенная доза (D) - основная дозиметрическая величина. Она равна отношению средней энергии dE, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:

 

                                             D = dE/dm

 

Единица поглощенной дозы - Грей (Гр). Соответствует энергии излучения в 1 Дж, поглощённой 1 кг вещества.

1 Гр. = 1 Дж/кг = 10⁴ эрг/г = 100 рад

Внесистемная единица  Рад определялась как поглощенная  доза любого ионизирующего излучения, равная 100 эрг на 1 грамм облученного  вещества.

1 рад = 100 эрг/г = 0,01 Дж/кг = 0,01 Гр = 2,388 x 10^-6 кал/г

Для оценки возможного ущерба здоровью человека в условиях хронического облучения  в области радиационной безопасности введено понятие эквивалентной дозы Н, равной произведению поглощенной дозы D_r, созданной облучением - r и усредненной по анализируемому органу или по всему организму, на весовой множитель w_r (называемый еще - коэффициент качества излучения). 

                                         

Единицей измерения эквивалентной  дозы является Джоуль на килограмм. Она  имеет специальное наименование Зиверт (Зв).

Зиверт (Зв) - единица эквивалентной и эффективной эквивалентной доз в системе СИ. 1 Зв равен эквивалентной дозе, при которой произведение величины поглощённой дозы в Грэях (в биологической ткани) на коэффициент w_r будет равно 1 Дж/кг. Иными словами, это такая поглощённая доза, при которой в 1 кг вещества выделяется энергия в 1 Дж.

В общем случае:

1 Зв = 1 Гр . w_r = 1 Дж/кг . w_r = 100 рад . w_r = 100 бэр

Бэр - биологический эквивалент рентгена (рада). Внесистемная единица измерения эквивалентной дозы.

В общем случае:

1 бэр = 1 рад * w_r = 100 эрг/г * w_r = 0,01 Гр * w_r = 0,01 Дж/кг * w_r = 0,01 Зиверт.

При коэффициенте качества излучения w_r = 1, то есть для рентгеновского, гамма-, бета-излучений, электронов и позитронов, 1 бэр соответствует поглощённой дозе в 1 рад.

1 бэр = 1 рад = 100 эрг/г = 0,01 Гр = 0,01 Дж/кг = 0,01 Зиверт

При w_r =1 (для рентгеновского, гамма-, бета-излучений, электронов и позитронов) 1 Зв соответствует поглощённой дозе в 1 Гр:

1 Зв = 1 Гр = 1 Дж/кг = 100 рад  = 100 бэр.

Для рентгеновских, гамма-, бета-излучений, электронов и позитронов величины рентген, рад и бэр, а также (отдельно!) величины Грэй и Зиверт оказываются равнозначными при оценке облучения человека [6].

Основные  радиологические величины приведены  в таблице 3. (с.37)

 

2.3. Гигиеническое  нормирование ионизирующих излучений

 

В зависимости от типа ионизирующего  излучения могут быть разные меры защиты: уменьшение времени облучения, увеличение расстояния до источников ионизирующего излучения, ограждение источников ионизирующего излучения, герметизация источников ионизирующего  излучения, оборудование и устройство защитных средств, организация дозиметрического контроля, меры гигиены и санитарии.

В России, на основе рекомендаций Международной комиссии по радиационной защите, применяется метод защиты населения нормированием. Разработанные  нормы радиационной безопасности учитывают  три категории облучаемых лиц:

А - персонал, т.е. лица, постоянно  или временно работающие с источниками  ионизирующего излучения;

Б - ограниченная часть населения, т.е. лица, непосредственно не занятые на работе с источниками ионизирующих излучений, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могущие подвергаться воздействию ионизирующих излучений;

В - всё население.

Нормирование осуществляется по санитарным правилам и нормативам СанПин 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)» [3].

Для категорий А и Б, с учётом радиочувствительности разных тканей и органов человека, разработаны предельно допустимые дозы облучения.

Предельно допустимая доза – это наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которая  при равномерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

Каждый житель Земли (категория  В) на протяжении всей своей жизни  ежегодно облучается дозой в среднем 250–400 мбэр. Полученная доза складывается из природных и искусственных источников ионизирующего излучения. В таблице 4 приведены предельно допустимые дозы облучения. (с.37)

Природные источники  дают суммарную годовую дозу примерно 200 мбэр (космос – до 30 мбэр, почва – до 38 мбэр, радиоактивные элементы в тканях человека – до 37 мбэр, газ радон – до 80 мбэр и другие источники).

Искусственные источники  добавляют ежегодную эквивалентную  дозу облучения примерно в 150–200 мбэр (медицинские приборы и исследования – 100–150 мбэр, просмотр телевизора -1–3 мбэр, ТЭЦ на угле – до 6 мбэр, последствия испытаний ядерного оружия – до 3 мбэр и другие источники).

Всемирной организацией здравоохранения (ВОЗ) предельно допустимая (безопасная) эквивалентная доза облучения для  жителя планеты определена в 35 бэр, при условии её равномерного накопления в течение 70 лет жизни [8].

 

                                            Заключение

 

Биологическое действие ионизирующих излучений - это изменения, вызываемые в жизнедеятельности и структуре живых организмов при воздействии коротковолновых электромагнитных волн.

Основные особенности  биологического действия ионизирующих  излучений следующие:

-действие ионизирующих излучений на организм неощутимы  человеком. У людей отсутствует орган чувств, который воспринимал  бы  ионизирующие излучения. Поэтому человек может проглотить, вдохнуть радиоактивное вещество без всяких первичных ощущений.

-видимые поражения кожного покрова, недомогание,  характерные  для лучевого заболевания, появляются не сразу, а спустя некоторое время.

-суммирование доз происходит скрыто. Если в организм человека систематически будут попадать радиоактивные вещества, то со временем  дозы суммируются, что неизбежно приводит к лучевым заболеваниям.

Ионизирующее излучение  очень опасно для организма человека, степень опасности зависит от дозы  и вида излучения – самым  безопасным является альфа излучение, опасным – гамма.

При дозиметрии ионизационных излучений используют как инструментальные, так и расчетные методы. Методы дозиметрии ионизирующих излучений можно классифицировать по разным признакам. Так, в зависимости от вида регистрируемого эффекта различают ионизационный, фотографический, химический, сцинтилляционный и физические методы.

Для измерения  и обнаружения  ионизирующего излучения применяются  следующие приборы: счётчик Гейгера, ионизационная камера, камера Вильсона, пузырьковая камера и другие.

Дозиметрические приборы  являются как бы дополнительным органом чувств,  предназначенным  для  восприятия ионизирующего излучения.

В курсовой работе представлены теоретические основы ионизирующих излучений и методы их измерения.

Решены следующие задачи:

- раскрыта природа ионизирующих излучений, их физические свойства и биологическое действие на окружающую среду;

- изучены методы, приборы и единицы измерения ионизирующих излучений.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

                   Список используемых источников информации

 

1.www.allbest.ru - Виды ионизирующего излучения и его                     характеристики.

2. www.allbest.ru -  Влияние облучения на конструкционные материалы.

3. www.allbest.ru -  Гигиеническое нормирование ионизирующих излучений.

4.Иванов В.И.  Дозиметрия ионизирующих излучений,  Атомиздат, 1964.

5.Климов А.Н.  Ядерная физика и ядерные реакторы: Учебник для вузов. – 2-е  изд., перераб. и доп.- М.: Энергоатомиздат, 1985.

6.www.pomogu-s-kompom.ru – Дозы и единицы излучения.

7.www.wikipedia.ru – Наведенная радиоактивность.

8.www.km.ru – Биологическое действие ионизирующего излучения.

9.www.byxap7.narod.ru – Ионизирующее излучение.

10.Трофимова  Т.И. Курс физики. Учеб. пособие для вузов.—2-е изд., перераб. и доп. М.: Высш. шк., 1990.

11.www.coolreferat.com – Ионизирующие излучения.

12.www.bibliotekar.ru – Основные характеристики ионизирующего излучения.

13. www.allbest.ru – Виды ионизирующих излучений, единицы измерения.

14. www.allbest.ru – Радиоактивность. Основной закон радиоактивного распада.

15.Иванов  В.И. Дозиметрия ионизирующих  излучений, Атомиздат, 1964.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

                                                     

                                                  Приложение

 

Таблица 1. Характеристики радиационной стойкости материалов.

Материал	Допустимый поток нейтронного  облучения, нейтр/см2	Допустимая доза гамма - облучения, Р
Материалы с низкой радиационной стойкостью
Ацетатцеллюлоза (бумага)	9*1014 - 2*1015	5*106 - 4*107
Оргстекло	1014 - 1015	1015
Фенольные смолы (без  наполнения)	7*1014	107
Полиамиды разные	4*1014	7*106
Поливинилхлорид	1015	106
Полиэтилен - терефталат	1015	107
Кремнийорганическое стекло	7*1013 - 3*1014	(1 - 5) *106
Материалы со средней радиационной стойкостью
Фенольные смолы с органическими  наполнителями	1016	108
Полиэтилен	1017	107
Стеклоткань	1016	108
Эпоксидные лаки	-	(5 - 10) *108
Нитролак	-	(5 - 7) *108
Материалы с высокой радиационной стойкостью
Керамика (стеатит)	3*1020	5*1012
Стекло	1018	3*109
Кварц	1019	1010
Микамекс	1019	1011
Слюда	1018	1010
Полистирол	1,3*1019	5*109