МОЩНОСТЕЙ ДОЗ
Основное требование, предъявляемое к дозиметрическим приборам - это возможность по их показаниям оценить эффективную дозу как меру неблагоприятных последствий облучения, которому подвергается персонал, работающий в поле излучения.
Согласно нормам радиационной безопасности НРБ-99, радиологической мерой потенциального ущерба, нанесенного человеку облучением, является эффективная доза Е. Она - функционал, позволяющий привести все возможные случаи неравномерного внешнего и внутреннего облучений тела человека к эквивалентному по ущербу равномерному облучению всего тела: облучению с равными эффективными дозами соответствуют равные ущербы. Формально значение эффективной дозы можно записать в виде
Е = , (2.1)
где DT,R – поглощенная доза излучения вида R в органе или ткани Т, численно равная отношению энергии первичного и вторичного излучений, переданной органу или ткани, отнесенная к массе этого органа или ткани;
WR – взвешивающий коэффициент для вида излучения, который характеризует возможность возникновения некоторого усредненного условного стохастического эффекта у человека при воздействии излучений разной природы на стандартного человека при хроническом облучении в области малых доз;
WT – взвешивающий коэффициент для ткани, учитывающий различную чувствительность разных органов и тканей к появлению и развитию стохастических радиогенных эффектов облучения.
Численные значения коэффициентов WR и WT регламентируются нормами НРБ-99; WR нейтронов устанавливается для пяти энергетических интервалов, а WT – для двенадцати органов с наибольшей чувствительностью к возникновению радиогенных раковых заболеваний и появлению наследственных генетических эффектов.
Эффективная доза – нормируемая величина, но она не может быть непосредственно измерена и, следовательно, воспроизведена в виде эталона. Более того, эффективная доза не может быть и персональной дозой конкретного человека. Она может быть получена только расчетным путем имитацией реальных условий облучения, предусматривающей применение фантомов. В результате помещения фантома в исходное радиационное поле это поле деформируется; на деформацию влияют размеры, геометрия и элементный состав фантома.
Моделируя внешнее облучение нейтронами различных энергий стандартного антропоморфного фантома, соответствующего условному среднему человеку, можно определить поглощенные дозы DT,R для разных органов, входящих в список WТ, и для различных энергетических интервалов, входящих в определение WR, а затем получить энергетическую зависимость эффективной дозы от энергии первичных нейтронов в соответствии с выражением (2.1). Очевидно, такая фантомно-зависимая величина будет зависеть от геометрии облучения фантома, т.е. от исходного пространственного распределения флюенса. В НРБ-99 приведены энергетические зависимости эффективной дозы, рассчитанные для изотропного исходного поля нейтронов (ИЗО) и облучения плоскопараллельным потоком в передне-задней геометрии (ПЗ). Это два крайних случая возможного распределения флюенса; реальные условия облучения находятся между ними. Указанные зависимости приведены на рис. 2.1 в диапазоне энергий нейтронов от тепловых до 20 МэВ; заштрихована область реальных условий облучения.
Поскольку измерение нормируемых величин при контроле облучения невозможно, для оценки соответствия условий облучения нормативным требованиям используются операционные величины, однозначно определяемые через физические характеристики поля излучения в некоторой точке, максимально возможно приближенные к нормируемой величине и предназначенные для консервативной оценки этой величины. Международная комиссия по радиологической защите МКРЗ в качестве такой операционной величины для оценки радиационной обстановки рекомендует использовать амбиентный эквивалент дозы Н*(d). Эквивалентом дозы Н называется величина
, (2.2)
где - функция распределения поглощенной дозы по линейной передаче энергии L в заданной точке;
Q(L) – зависимость коэффициента качества излучения от L, которая может быть задана на основании обобщения экспериментальных данных о вероятностях тех или иных биологических эффектов излучения и для различных эффектов может быть различной;
D – поглощенная доза в заданной точке;
- средний коэффициент качества излучения.
Эквивалент дозы – не физическая величина, как и эффективная доза, он измерен быть не может, поскольку задание зависимости Q(L) – это волевое решение. Но, если эта зависимость уже задана для конкретных условий определенной функцией, то данный эквивалент дозы в выражении (2.2) определяется однозначно через физические величины, что позволяет его рассчитать и не ставить ограничений для инструментальных оценок.
С точки зрения принятия концепции нормирования по эффективной дозе МКРЗ рекомендовала соответствующую зависимость Q(L), которая и была принята в обоснование НРБ-99.
При определении амбиентного эквивалента дозы Н*(d) поглощенная доза D должна быть определена в точке на глубине d от поверхности в шаровом фантоме МКРЕ. Фантом МКРЕ представляет собой тканеэквивалентный шар диаметром 30 смс плотностью 1 г/см3. Центр шара совмещается с точкой, которой Н*(d) должен быть приписан. Рассматривается гипотетическое поле излучения, идентичное реальному по составу, флюенсу и энергетическому распределению, но мононаправленное и однородное в пределах сечения шара и падающее на шар со стороны точки детектирования вдоль оси, соединяющей указанную точку и центр шара. Для внешнего облучения любым излучением требуется полагать d = 10 мм. Энергетическая зависимость Н*(10) для нейтронов от тепловых энергий до 20 МэВ представлена на рис. 2.1. Видно, что в области тепловых энергий Н*(10) несколько превышает эффективную дозу, далее до энергий нейтронов 50 – 70 кэВ и на участке 2 – 20 МэВ значение Н*(10) находится в пределах от Е(ИЗО) до Е(ПЗ). В области промежуточных энергий 50 кэВ – 2 МэВ значения Н*(10) значительно превышают Е(ПЗ), почти вдвое при энергиях в несколько сотен кэВ. Подобные различия вполне закономерны, т.к. обе величины, и Е, и Н*(10) получены расчетным путем с принудительно принятыми усредненными взвешивающими коэффициентами для Е и зависимостью Q(L) для Н*(10). Все усреднения проводятся по различным биологическим эффектам на основании ограниченного экспериментального материала и могут быть изменены по мере его накопления. Шаровой фантом МКРЕ моделирует антропоморфный фантом, а тот, в свою очередь, моделирует усредненного человека. Поглощенная доза нейтронов формируется нерассеянными первичными нейтронами, рассеянными нейтронами, а также фотонным излучением, возникающим при взаимодействии нейтронов. Очевидно доза в конкретной точке D не будет совпадать с дозами DT,R, усредненными по отдельным органам и тканям в различной геометрии облучения. Амбиентный эквивалент дозы – это одна из возможных операционных величин и в настоящее время он рекомендован в качестве фактора сравнения для реальных измерителей дозы; другими словами измеритель мощности амбиентного эквивалента дозы рекомендуется в качестве инспекционного дозиметра. Градуировку измерительных приборов в этом случае необходимо осуществлять в поле мононаправленного равномерного излучения поверочной установки сравнением с показаниями измерителя амбиентного эквивалента дозы.
Показания реального дозиметрического прибора М, предназначенного для контроля нейтронной радиационной обстановки, связаны с распределением флюенса нейтронов по энергии следующим соотношением
М = , (2.3)
где - плотность распределения флюенса падающих на дозиметр нейтронов по энергии нейтронов Еn;
К(Еn) – коэффициент чувствительности, переводящий значение флюенса падающих на дозиметр нейтронов с энергией Еn в показания прибора.
Наиболее просто регистрировать тепловые нейтроны по реакции
10В + n = 7Li + a + Q, где Q - энергия реакции. При этом регистрируются заряженные продукты реакции - a-частица и ядро 7Li, теряющие большую энергию (несколько МэВ) и имеющие небольшой пробег в чувствительном объеме детектора. Обычно используют газовые детекторы, содержащие газ ВF3 или покрытые бором поверхности внутри газового промежутка, а также сцинтилляционные детекторы, имеющие бор в составе сцинтиллятора.
Можно окружить небольшой детектор тепловых нейтронов замедляюще–поглощающим веществом, как показано на рис. 2.2, и подобрать размеры, форму и состав таким образом, чтобы показания прибора М были пропорциональны какому-либо эквиваленту эффективной дозы в широком диапазоне энергий первичных нейтронов. Применяемый в данной лабораторной работе дозиметр – радиометр МКС-01 именно так и устроен. Зависимость чувствительности дозиметра МКС-01 от энергии нейтронов в диапазоне энергий 10 кэВ – 10 МэВ приведена на рис. 2.1, из которого видно, что в этом диапазоне энергий показания дозиметра МКС-01 более адекватны эффективной дозе, чем амбиентный эквивалент Н*(10). При меньших энергиях нейтронов показания МКС-01 резко падают из-за наличия поглотителя тепловых нейтронов – слоя кадмия внутри замедлителя.
При энергиях, больших, чем 4 МэВ, начинается резкое уменьшение показаний прибора МКС-01 и при 10 МэВ показания становятся меньше, чем Е(ИЗО). Подобное уменьшение показаний связано с небольшими размерами замедлителя.
Способ измерений, реализованный в дозиметре МКС-01, основан на моделировании энергетической зависимости коэффициента K(Еn) в формуле (2.3), и ограничения энергетического диапазона (10 кэВ - 10 МэВ) вполне естественны. Реальная доза нейтронов в организме человека формируется протонами, тяжелыми ядрами отдачи, продуктами ядерных реакций с выходом заряженных частиц и фотонами радиационного захвата. Применение детектора, регистрирующего только тепловые нейтроны, очевидно, не может быть полностью адекватно всем указанным процессам.
Если в формуле (2.3) разделить пределы интегрирования на р отдельных интервалов, т.е. записать
М = , (2.4)
где i - номер интервала, - среднее значение коэффициента, переводящего значение флюенса нейтронов в i-м энергетическом интервале в оценку эффективной дозы, обусловленной этими нейтронами, то, измерив значения Фi, можно получить оценку эффективной дозы.
Общий вид зависимости K(En) для двух геометрий формирования флюенса (ИЗО и ПЗ) был представлен на рис. 2.1. Конкретные значения K(En) приведены в табл. 2.1. (в соответствии с НРБ-99) для диапазона энергий от тепловых нейтронов до 20 МэВ.
Таблица 2.1
Значения эффективной дозы в изотропной E (ИЗО), плоскопараллельной геометрии Е (ПЗ) и амбиентного эквивалента дозы Н*(10), отнормированные на единичный флюенс нейтронов, а также отношение эквивалента дозы Н, измеренного МКС к значению Е(ПЗ) и отношения Н*(10) к Е(ПЗ) для различных энергий нейтронов Еn
Еn, МэВ | К (ИЗО), 10-12 Зв×см2 | К (ПЗ), 10-12 Зв×см2 | Н*(10), 10-12 Зв×см2 | Н(МКС)/E(ПЗ) | Н*(10)/Е(ПЗ) |
тепл. | 3,30 | 7,60 | 10,6 | - | 1,39 |
10-6 | 5,63 | 13,8 | 13,3 | - | 0,96 |
10-4 | 6,45 | 14,6 | 9,40 | - | 0,64 |
10-3 | 6,04 | 14,2 | 7,90 | - | 0,56 |
10-2 | 7,70 | 18,3 | 10,5 | 1,10 | 0,57 |
5×10-2 | 17,3 | 38,5 | 36,0 | 1,00 | 0,94 |
10-1 | 27,2 | 59,8 | 0,95 | 1,47 | |
5×10-1 | 75,0 | 1,00 | 1,71 | ||
1,0 | 1,25 | 1,48 | |||
3,0 | 1,22 | 0,95 | |||
5,0 | 0,91 | 0,85 | |||
10,0 | 0,55 | 0,88 | |||
20,0 | - | 1,17 |
Дозиметр - радиометр МКС-01 позволяет реализовать подобную оценку эффективной дозы в упрощенном виде. Если удалить внешний замедлитель (рис. 2.2), то прибор превращается в измеритель плотности потока быстрых и промежуточных нейтронов, а если оставить только сцинтилляционный детектор, то прибор будет регистрировать тепловые нейтроны. Энергетический диапазон в режиме измерителя потоков быстрых и промежуточных нейтронов составляет для МКС-01 от 1 кэВ до 14 МэВ, при этом значения переводного коэффициента К(Е) в формуле (2.4) изменяются для геометрии ПЗ от 14 до 500 (табл. 2.1). Очевидно, усреднение по такому широкому диапазону энергий будет слишком грубым. Однако, если воспользоваться формой спектра источника быстрых нейтронов и проинтегрировать выражение (2.4) по более мелким участкам спектра, можно получить приемлемое значение М в качестве оценки значения эффективной дозы. Спектр нейтронов деления источника 252Cf имеет максвелловский вид:
, (2.5)
где Т - температура спектра (1,43 МэВ для 252Cf и 1,29 МэВ для 235U). Экспериментально полученные спектры нейтронов, образующихся при делении 235U и 239Pu медленными нейтронами изображены на рис. 2.3. Средние по диапазонам энергии нейтронов для спектра деления 252Cf представлены в табл. 2.2. Исходя из этих значений, можно выбрать из табл. 2.1 соответствующие коэффициенты Кi и значения ni, позволяющие вычислить М по формуле (2.4) в качестве оценки эффективной дозы.
Просуммировав показания детекторов МКС-01 с взвешивающими коэффициентами ni из табл. 2.2 и соответствующими энергиям значениями дозовых коэффициентов Ki из табл. 2.1, по формуле (2.4) получаем оценку эффективной дозы.
Таблица 2.2
Средние энергии и долевые вклады ni в флюенс нейтронов спектра деления 252Cf
Диапазон | ni | Измеритель МКС-01 | |
Тепловые | 0,025 эВ | Тепловые нейтроны | |
1 - 10 кэВ | 7 кэВ | ~ 0 | Быстрые и промежуточные нейтроны |
10 - 100 кэВ | 50 кэВ | 0,014 | |
100 кэВ - 2 МэВ | 1 МэВ | 0,562 | |
2 МэВ - 4 МэВ | 3 МэВ | 0,291 | |
> 4 МэВ | 5,1 МэВ | 0,133 |
Дата добавления: 2014-12-02; просмотров: 1491;