Глава 33. Элементы дозиметрии. Элементарные частицы

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.

33.1. ДОЗА ИЗЛУЧЕНИЯ И ЭКСПОЗИЦИОННАЯ ДОЗА. МОЩНОСТЬ ДОЗЫ

Уже отмечалось, что ионизирующее излучение только тогда оказывает действие на вещество, когда оно взаимодействует с частицами, входящими в состав этого 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 греях в секунду (Гр/с). Внесистемная единица дозы излучения - рад¹ (1 рад = 10^-2 Гр = 100 эрг/г), ее мощности - рад в секунду (рад/с).

¹ Термин «рад» является аббревиатурой английских слов: Radiation Absorbed Dose.

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 малопригодно 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 γ-излучения - экспозиционную дозу излучения X, которая является мерой ионизации воздуха рентгеновскими и γ-лучами.

За единицу экспозиционной дозы принят кулон на килограмм (Кл/кг). На практике используют единицу, называемую рентгеном (Р), - экспозиционная доза рентгеновского или γ-излучения, при которой в результате полной ионизации в 1 см³ сухого воздуха (при 0 °С и 760 мм рт. ст.) образуются ионы, несущие заряд, равный 1 ед. СГС_Q каждого знака. Нетрудно подсчитать, что экспозиционная доза 1 Р соответствует образованию 2,08 ? 10⁹ пар ионов в 0,001293 г сухого воздуха; 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 излученной и экспозиционной дозами 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:

Итак, поглощенная доза 88 эрг/г в воздухе энергетически эквивалентна 1 Р. Тогда по формуле (33.1) имеем:

D = 0,88X, f = 0,88,

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 γ-фотонов- и мощностью экспозиционной дозы. Из источника U (рис. 33.1) γ-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 (4лг²). Мощность экспозиционной дозы (X/t) в объеме Кзависит от этого числа фотонов, так как именно они и вызывают ионизацию. Отсюда получаем:

где Κγ - гамма-постоянная, которая характерна для данного радионуклида.

33.2. 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 γ-излучениями.

Коэффициент К, показывающий, во сколько раз эффективность биологического действия данного вида излучения больше, чем рентге-

новского или γ-излучения, при одинаковой дозе излучения в тканях, является 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. 33.1) для некоторых излучений (в скобках указана энергия частиц).

Таблица 33.1

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:

Н = DK. (33.3)

Так как ы - 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. Предельно допустимой эквивалентной дозой при профессиональном облучении считается 5 бэр в течение года. Минимальная летальная доза от γ-излучения около 600 бэр. Эти данные соответствуют облучению всего организма.

¹ Бэр - аббревиатура от слов «биологический эквивалент рентгена».

33.3. 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 γ-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. 33.2 показан микро-рентгенометр 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. 33.3 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 изложен в 32.5.

В заключение заметим, что общая схема всех дозиметров аналогична той, которая изображена на рис. 21.1. 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.

33.4. 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. Кратко рассмотрим ее.

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

Проиллюстрируем первые два вида защиты на модели точечного источника γ-излучения. Преобразуем формулу (33.2):

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

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

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

Для защиты от β-излучения достаточно пластин из алюминия, плексигласа или стекла толщиной в несколько сантиметров. При взаимодействии β-частиц с веществом может появиться тормозное рентгеновское излучение, а от β⁺-частиц - γ-излучение, возникающее при аннигиляции этих частиц с электронами. Наиболее сложна защита от нейтрального излучения: рентгеновское и γ-излучения, нейтроны. Эти излучения с меньшей вероятностью взаимодействуют с частицами вещества и поэтому глубже проникают в вещество. Ослабление пучка рентгеновского и γ-излучений приближенно соответствует закону (31.8). Коэффициент ослабления зависит от порядкового номера элемента вещества поглотителя [см. (31.12)] и от длины волны, что для γ-фотонов изображено на рис. 32.5. При расчете защиты учитывают эти зависимости, рассеяние фотонов, а также вторичные процессы. Некоторые из них для рентгеновского излучения показаны на рис. 31.10. Защита от нейтронов наиболее сложна. Быстрые нейтроны сначала замедляют, уменьшая их скорость в водородсодержащих веществах. Затем другими веществами, например кадмием, поглощают медленные нейтроны.