Элементы дозиметрии ионизирующих излучений

Необходимость количественной оценки действия ионизи­рующего излучения на различные вещества живой и неживой природы привела к появлению дозиметрии. Дозиметрией называют раздел ядерной физики и измери­тельной техники, в котором изучают величины, характери­зующие действие ионизирующего излучения на вещества, а также методы и приборы для их измерения. Первоначально развитие дозиметрии было обусловлено необходимостью учета действия рентгеновского излучения на человека.

§ 28.1. Доза излучения и экспозиционная доза. Мощность дозы

Уже отмечалось, что ионизирующее излучение только тогда оказывает действие на вещество, когда это излучение взаимодей­ствует с частицами, входящими в состав вещества.

Независимо от природы ионизирующего излучения его взаи­модействие количественно может быть оценено отношением энер­гии, переданной элементу облученного вещества, к массе этого элемента. Эту характеристику называют дозой излучения (по­глощенной дозой излучения) D.

Различные эффекты ионизирующего излучения прежде все­го определяются поглощенной дозой. Она сложным образом за­висит от вида ионизирующего излучения, энергии его частиц, состава облучаемого вещества и пропорциональна времени об­лучения. Дозу, отнесенную ко времени, называют мощностью дозы.

Единицей поглощенной дозы излучения является грей (Гр), который соответствует дозе излучения, при которой облучен­ному веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующе­го излучения 1 Дж; мощность дозы излучения выражается в грeях в секунду (Гр/с).

Внесистемная единица дозы излучения —рад¹ (1 рад = 10~² Гр = 100 эрг/г), ее мощности —рад в секунду (рад/с).

Казалось бы, для нахождения поглощенной дозы излучения следует измерить энергию ионизирующего излучения, падающего на тело, энергию, прошедшую сквозь тело, и их разность разде­лить на массу тела. Однако практически это сделать трудно, так как тело неоднородно, энергия рассеивается телом по всевозмож­ным направлениям и т. п. Таким образом, вполне конкретное и яс­ное понятие «дозы излучения» оказывается малопригодным в экс­перименте. Но можно оценить поглощенную телом дозу по иони­зирующему действию излучения в воздухе, окружающем тело.

В связи с этим вводят еще одно понятие дозы для рентгенов­ского и g-излучения — экспозиционную дозу излучения X, ко­торая является мерой ионизации воздуха рентгеновскими и g-лучами.

За единицу экспозиционной дозы принят кулон на килограмм (Кл/кг). На практике используют единицу, называемую рентге­ном (Р), — экспозиционная доза рентгеновского или g-излучения, при которой в результате полной ионизации в 1 см³ сухого возду­ха (0,001293 г) при 0 °С и 760 мм рт. ст. образуется 2,08 • 10? пар ионов. 1 Р = 2,58 • 10"⁴ Кл/кг.

Единицей мощности экспозиционной дозы является 1 А/кг, а внесистемной единицей — 1 Р/с.

Так как доза излучения пропорциональна падающему ионизи­рующему излучению, то между ней и экспозиционной дозой должна быть пропорциональная зависимость

где f — некоторый переходный коэффициент, зависящий от ряда причин и прежде всего от облучаемого вещества и энергии фото­нов.

Наиболее просто установить значение коэффициента f, если облучае­мым веществом является воздух. При X — 1 Р в 0,001293 г воздуха об­разуется 2,08 • 10⁹ пар ионов; следовательно, в 1 г воздуха содержится 2,08 • 10⁹/0,001293 пар ионов. В среднем на образование одной пары ионов расходуется энергия 34 эВ. Это означает, что в 1 г воздуха погло­щается энергия излучения, равная

2,08*10⁹/0.001293 • 34 • 1,6 • 10-¹⁹Дж/г = 88 • 10 ⁴Дж/кг. 0,001293

Итак, поглощенная доза 88 • 10 ⁴ Дж/кг в воздухе энергетически эквивалентна 1 Р. Тогда по формуле (28.1) имеем

если D измеряется в радах, а X — в рентгенах.

Коэффициент f для воздуха мало зави­сит от энергии фотонов.

Для воды и мягких тканей тела челове­ка f = 1; следовательно, доза излучения в радах численно равна соответствующей экспозиционной дозе в рентгенах. Это и обусловливает удобство использования внесис­темных единиц — рада и рентгена.

Для костной ткани коэффициент f уменьшается с увеличением энергии фотонов приблизительно от 4,5 до 1.

Установим связь между активностью радиоактивного препара­та — источника g-фотонов — и мощностью экспозиционной дозы. Из источника И (рис. 28.1) у-фотоны вылетают по всем направле­ниям. Число этих фотонов, пронизывающих 1 м² поверхности не­которой сферы в 1 с, пропорционально активности А и обратно пропорционально площади поверхности сферы (4pr²). Мощность экспозиционной дозы (X/t) в объеме V зависит от этого числа фото­нов, так как именно они и вызывают ионизацию. Отсюда получаем

где k — гамма-постоянная, которая характерна для данного ра­дионуклида.

¹ Единица рад является аббревиатурой английских слов Radiation Ab­sorbed Dose.

§ 28.2. Количественная оценка биологического действия ионизирующего излучения. Эквивалентная доза

Для данного вида излучения биологическое действие обычно тем больше, чем больше доза излучения. Однако различные излу­чения даже при одной и той же поглощенной дозе оказывают раз­ные воздействия.

В дозиметрии принято сравнивать биологические эффекты различных излучений с соответствующими эффектами, вызван­ными рентгеновским и g-излучениями.

Коэффициент К, показывающий, во сколько раз эффектив­ность биологического действия данного вида излучения больше, чем рентгеновского или g-излучения, при одинаковой дозе излу­чения в тканях, называется коэффициентом качества. В радио­биологии его называют также относительной биологической эффективностью (ОБЭ).

Коэффициент качества устанавливают на основе опытных дан­ных. Он зависит не только от вида частицы, но и от ее энергии. Приведем приближенные значения К (табл. 33) для некоторых излучений (в скобках указана энергия частиц).

Таблица 33

Поглощенная доза совместно с коэффициентом качества дает представление о биологическом действии ионизирующего излуче­ния, поэтому произведение DK используют как единую меру это­го действия и называют эквивалентной дозой излучения Н:

Так как К — безразмерный коэффициент, то эквивалентная доза излучения имеет ту же размерность, что и поглощенная доза излучения, но называется зивертом (Зв). Внесистемная единица эквивалентной дозы — бэр¹, 1 бэр = 10~² Зв.

Эквивалентная доза в бэрах равна дозе излучения в радах, ум­ноженной на коэффициент качества.

Естественные радиоактивные источники (космические лучи, радиоактивность недр, воды, радиоактивность ядер, входящих в состав человеческого тела, и др.) создают фон, соответствующий приблизительно эквивалентной дозе 125 мбэр в течение года. Пре­дельно допустимой эквивалентной дозой при профессиональном облучении считается 5 бэр в течение года. Минимальная леталь­ная доза от у-излучения около 600 бэр. Эти данные соответствуют облучению всего организма.

¹ Бэр — аббревиатура слов «биологический эквивалент рентгена».

§ 28.3. Дозиметрические приборы

Дозиметрическими приборами, или дозиметрами называ­ют устройства для измерения доз ионизирующих излучений или величин, связанных с дозами.

Конструктивно дозиметры состоят из детектора ядерных излу­чений и измерительного устройства. Обычно они проградуированы в единицах дозы или мощности дозы. В некоторых случаях предусмотрена сигнализация о превышении заданного значения мощности дозы.

В зависимости от используемого детектора различают дозимет­ры ионизационные, люминесцентные, полупроводниковые, фото­дозиметры и др.

Дозиметры могут быть рассчитаны на измерение доз како­го-либо определенного вида излучения или регистрацию смешан­ного излучения.

Дозиметры для измерения экспозиционной дозы рентгеновско­го и у-излучения или ее мощности называют рентгенометрами. В качестве детектора у них обычно применяется ионизацион­ная камера. Заряд, протекающий в цепи камеры, пропорциона­лен экспозиционной дозе, а сила тока — ее мощности. На рис. 28.2 показан микрорентгенометр МРМ-2 со сферической иониза­ционной камерой, вынесенной отдельно от прибора.

Состав газа в ионизационных камерах, а также вещество сте­нок, из которых они состоят, подбирают такими, чтобы осуществ­лялись тождественные условия с поглощением энергии в биологи­ческих тканях.

На рис. 28.3 показан комплект индивидуальных дозиметров ДК-0,2 с общим измерительным устройством. Каждый индивиду­альный дозиметр представляет собой миниатюрную цилиндрическую ионизационную камеру, которая предварительно заряжает­ся. В результате ионизации происходит разрядка камеры, что фиксируется вмонтированным в нее электрометром. Показания его зависят от экспозиционной дозы ионизирующего излучения.

Существуют дозиметры, детекторами которых являются газо­разрядные счетчики.

Для измерения активности или концентрации радиоактивных изотопов применяют приборы, называемые радиометрами. Принцип их работы в основном изложен в § 27.5.

В заключение заметим, что общая структурная схема всех до­зиметров аналогична той, которая изображена на рис. 17.1. Роль датчика (измерительного преобразователя) выполняет детектор ядерных излучений. В качестве выходных устройств могут ис­пользоваться стрелочные приборы, самописцы, электромеханиче­ские счетчики, звуковые и световые сигнализаторы и т. п.

§ 28.4. Защита от ионизирующего излучения

Работа с любыми источниками ионизирующих излучений тре­бует защиты персонала от их вредного действия. Это большая и специальная проблема, в значительной степени выходящая за пределы чисто физических вопросов. Рассмотрим кратко некото­рые аспекты этой проблемы.

Различают три вида защиты: защита временем, расстоя­нием и материалом.

Проиллюстрируем первые два вида защиты на модели точечно­го источника у-излучения. Преобразуем формулу (28.2):

Отсюда видно, что чем больше время и чем меньше расстояние, тем больше экспозиционная доза. Следовательно, необходимо на­ходиться под воздействием ионизирующего излучения минималь­ное время и на максимально возможном расстоянии от источника этого излучения.

Защита материалом основывается на различной способности веществ поглощать разные виды ионизирующего излучения.

Защита от а-излучения проста: достаточно листа бумаги или слоя воздуха толщиной в несколько сантиметров, чтобы полно­стью поглотить а-частицы. Однако, работая с радиоактивными источниками, следует остерегаться попадания ос-частиц внутрь организма при дыхании или приеме пищи.

Для защиты от b-излучения достаточно пластин из алюминия, плексигласа или стекла толщиной в несколько сантиметров. При взаимодействии b-частиц с веществом может появиться тормоз­ное рентгеновское излучение, а от b⁺-частиц — b⁺-излучение, воз­никающее при аннигиляции этих частиц с электронами. Наибо­лее сложна защита от «нейтрального» излучения: рентгеновское и у-излучения, нейтроны. Эти излучения с меньшей вероятностью взаимодействуют с частицами вещества и поэтому глубже прони­кают в вещество. Ослабление пучка рентгеновского и у-излучений приближенно соответствует закону (26.8). Коэффициент ослабле­ния зависит от порядкового номера элемента вещества поглотите­ля [см. (26.12)] и от энергии у-фотонов (см. рис. 27.5). При расчете защиты учитывают эти зависимости, рассеяние фотонов, а также вторичные процессы. Некоторые из них для рентгеновского излу­чения показаны на рис. 26.10. Защита от нейтронов наиболее сложна. Быстрые нейтроны сначала замедляют, уменьшая их скорость в водородсодержащих веществах. Затем другими веще­ствами, например кадмием, поглощают медленные нейтроны.