Добавил:
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз: Предмет: Файл:

книги из ГПНТБ / Пикаев, А. К. Дозиметрия в радиационной химии

.pdf
Скачиваний:
16
Добавлен:
22.10.2023
Размер:
15.83 Mб
Скачать

Величины Я,

|х и dy2связаны соотношениями

 

Я =

1/1*.

 

(38)

7? =

1 ,4 4 3 ^ .

(39)

В случае

рентгеновского излучения й^г — это толщина погло­

тителя, ослабляющего интенсивность нефильтрованного излуче­ ния в 2 раза. При прохождении этого вида излучения через погло­ титель длинноволновая часть спектра ослабляется сильнее корот­

коволновой. Поэтому для фильтрованного

излучения Ад,

будет

больше, чем для нефильтрованного. Возрастание di/2

после

фильтрации — относительная особенность

рентгеновских

лучей

по сравнению с у-лучами. Для последних d,/2не изменяется при ослаблении пучка.

В приложении к рентгеновскому излучению существует поня­

тие — степень (коэффициент)

однородности (или неоднородно­

сти). Степень неоднородности

— это отношение di/2 для фильтро­

ванного излучения к dt/. для

нефильтрованного излучения. Об­

ратное отношение называется степенью однородности. Очевидно, для моноэнергетического излучения эти отношения равны еди­ нице; для немоноэнергетического излучения степень однородно­ сти всегда < 1, а степень неоднородности — > 1.

Для рентгеновского излучения применяется термин — эф­ фективный линейный коэффициент ослабления ц. Если толщина половинного ослабления некоторого немонохроматического излу­ чения такая же, как у монохроматического с коэффициентом ос­ лабления (I, то немонохроматическому излучению приписывают эффективную длину волны А,Эфф, равную длине волны монохрома­ тического излучения [23]. Существуют и другие определения по­ нятия ^офф. Например, Я,Эфф равна такой длине волны, которая делит спектр излучения на две части так, что суммарная интен­ сивность излучения с ). <( АЭфф равна интенсивности излучения с А, )> А0фф [23]. Понятие А.Эфф часто вводится в связи с ослаблением мощности дозы в пучке при его фильтрации. В этом случае Яэфф равна длине волны такого однородного пучка рентгеновских лу­ чей, мощность дозы в котором ослабляется при прохождении не­

которого слоя облучаемой среды во столько же раз,

во сколько

ослабляется интенсивность данного неоднородного

пучка.

В зависимости от энергии фотонного излучения и атомного но­

мера материала в ослаблении интенсивности пучка фотонов играет главную роль один из трех рассмотренных выше процессов вза­ имодействия излучения с веществом. В табл. 5 приведены диапа­ зоны энергий фотонов, в которых доминирует один из этих трех процессов [121.

Каждый из трех основных процессов взаимодействия фотон­ ного излучения с веществом характеризуется соответствующими линейным и массовым коэффициентами ослабления.

29

Т а б л и ц а

5

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Диапазоны энергий

Е

фотонов, в которых преобладает один из трех

основных процессов

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Вещество

Фотоэффект

Комптоновское

рассеяние

Образование пар

Воздух

Е <

20

кав

20

кав <

Е <

23

Мэе

£ > 2 3

Мае

Алюминий

Е <

50

кав

50

кав

jE?

15

Мае

£ > 1 5

Мае

Железо

Е <

120

ков

120

кав < £ < 9 , 5

Мае

£ > 9 , 5

Мае

Свинец

£ < ( 0 , 5

Мае

0,5

М в в < £ < 4,7

Мае

£ > 4 , 7

Мае

Линейные коэффициенты ослабления обозначаются символа­ ми т . я и х соответственно для фотоэффекта, комптоновского рассея­ ния и образования пар. Обозначения массовых коэффициентов ос­ лабления таковы: т/р, а/р и х/р (р — плотность материала в г!см3). Очевидно,

| х = т + а + х ,

(40)

Е

(41)

р

 

Линейный коэффициент ослабления а состоит из двух частей. Одна часть asхарактеризует передачу энергии начального фотона рассеянному фотону, а другая часть <уа — передачу энергии на­ чального фотона электрону отдачи. Тогда

3==°6+ ба-

(42)

На рис. 10—13 приведены массовые коэффициенты ослабления и их составляющие для четырех различных материалов [8].

Коэффициент р/р характеризует полную вероятность взаимо­ действия с веществом, т. е. поглощение фотонов, их рассеяние и т. п. В расчетах поглощенной дозы, очевидно, необходимо учи­ тывать лишь поглощение фотонов, т. е. передачу энергии фотонов электронам вещества. Коэффициент, учитывающий только этот процесс, есть коэффициент передачи энергии. Он обозначается сим­ волом рк. Согласно [21], коэффициентом передачи энергии излу­ чения называется часть коэффициента ослабления, определяемая преобразованием энергии первичного у-излучения в энергию вто­ ричного корпускулярного излучения. Массовый коэффициент пе­ редачи энергии — это величина цк/р. По определению МКРЕ [21], массовый коэффициент передачи энергии материалу для косвен­ но ионизирующих частиц — это частное от деления dEK на произ­ ведение Е ,р и dl, где Е есть сумма энергий (исключая энергии покоя) косвенно ионизирующих частиц, падающих перпендику­ лярно на слой материала с толщиной dl и плотностью р, a dEKесть сумма кинетических энергий всех заряженных частиц, образо-

30

вавшихся в этом слое. Таким образом,

И*

1

dEi<

(43)

р

Е р

dl

 

В комптоновском эффекте значительную роль играет рассеяние фотонов. Степень рассеяния, как уже отмечалось, характери­ зуется коэффициентом crs/p. При фотоэффекте возможно флуорес­ центное излучение, а процесс образования пар сопровождается аннигиляционным излучением. Поэтому

Р и с.' 10. Массовые коэффициенты ослабления для воздуха Рис. 11. Массовые коэффициенты ослабления для воды

Рис. 12. Массовые коэффициенты ослабления для алюминия Рис. 13. Массовые коэффициенты ослабления для свинца

31

При этом

та

Т 1

(45)

р

Р

 

% (,

2тс2,

(46)

~ Р \

hv

 

где 6 — средняя энергия, выделившаяся с флуоресцентным излу­ чением, в расчете на фотон, поглощенный при фотоэффекте; hv — энергия падающего фотона; 2mc2lhv — поправка на излучение при аннигиляции позитрона.

В литературе часто встречается термин «массовый коэффициент поглощения» (обозначение р.п/р). Он равен

Ilq __ Т_

gg

X

Р ~ Р +

Р

(47)

Р

Уравнения (44) и (47) не учитывают образования тормозного излучения. Этот процесс в случае фотонов очень высокой энергии и материалов с большим атомным номером может привести к су­ щественному уменьшению количества энергии, поглощенной мате­ риалом. В большинстве других случаев роль этого процесса нич­ тожна.

С целью учета образования тормозного излучения использует­ ся массовый коэффициент поглощения энергии (его обозначение — Реп/р)- Он равен

V-еп

-G ),

(48)

Р

 

 

где G — доля энергии вторичных

заряженных частиц, которая

расходуется на образование тормозного излучения в материале. Вопрос о коэффициентах р 0/р, р,к/р и дЙП/р обсуждается также

в главе IV. Там же приведены соответствующие таблицы.

Для химических соединений и их смесей значения ца/р, р.к/р и |ien/p находятся из величин этих коэффициентов для элементов их составляющих. Расчет производится тем же способом, что и в слу­ чае р/р.

Таким образом, при прохождении фотонного излучения через вещество главным процессом является образование вторичных электронов. Последние осуществляют ионизацию и возбуждение атомов и молекул среды, что в конечном итоге и приводит к ра­ диационно-химическим превращениям.

4. Корпускулярное излучение

Корпускулярные излучения образуются в результате внутри­ ядерных процессов или же генерируются специальными маши­ нами.

32

Э л е к т р о н ы

Электрон — отрицательно заряженная частица (заряд —1; он равен 1,602-10-19 кулона); его масса покоя равна 1/1837 массы покоя протона. В зависимости от типа процесса, в котором обра­ зуются электроны, в литературе используются названия: (3-лучи (или (3-частицы) и быстрые электроны.

(3-Луч — электрон, возникающий в результате распада радио­ активного изотопа. Однако в настоящее время этот термин почти не используется; вместо него широко распространен термин «|3-ча- стица». В табл. 6 приведены характеристики некоторых изотопов,

применяемых в радиационной химии в качестве

источников 13-

частиц.

 

 

 

 

 

 

Т а б л и ц а 6

 

 

 

 

 

Характеристики изотопов — источников (3-частиц

 

 

 

Изотоп

Максимальная

Средняя энергия

Период полураспада

энергия р-частиц,

p-частиц, Мэе

 

 

Мэе

 

 

 

 

Тритий

 

0,0186

0,0056

12,262

года

Сера-35

 

0,167

0,0488

87,9

дпя

Фосфор-32

 

1,710

0,70

14,28 дня

Равновесная смесь

°°Sr 0,546; 00Y 2,27

33Sr 0,205; 90Y 0,93

90Sr

28 лет;

стропцпй-90 +

 

 

90Y

64

часа

-(- иттрий-90

 

 

 

 

 

90Sr выделяют из продуктов реакций деления, осуществляемых

в ядерном реакторе. Он распадается но следующей схеме:

 

ooSr _5— воу —— eozr.

 

 

 

(49)

Изотопы 3Н, 36S и 32Р получают в ядерном реакторе в резуль­

тате процессов

 

 

 

 

 

°Li +

к —>3Н -г а,

 

 

 

(50)

3SC1 +

« —»3sS 4 - js,

 

 

 

(51)

3‘'S +

re —»35S -f- т ,

 

 

 

(52)

31P +

rc-»32P-|-T ,

 

 

 

(53)

32S - f re->32P -f-p.

 

 

 

(54)

Схемы распада этих изотопов таковы:

 

 

 

3Н —-*• 3Не,

 

 

 

 

(55)

3»s —

35С1,

 

 

 

 

(56)

32Р —-*33s .

 

 

 

 

(57)

(3-Частицы, испускаемые радиоактивными изотопами, имеют непрерывный спектр энергий, простирающийся от нуля до макси-

2 А. К . Пикаев

33

мальной энергии. Это явление вызвано тем, что при р-распаде энергия распределяется между электронами и возникающими од­ новременно с ними антинейтрино. Последние не имеют ни массы, ни заряда; их воздействие на вещество, через которое они проходят, ничтожно.

Максимальную энергию ^тах имеет очень малое число Р-ча- стиц, образующихся при радиоактивном распаде. Поэтому гораз­ до более важной характеристикой является средняя энергия Ё Р-частицы. Она определяется из выражения

■®тах

 

J EN (Е) dE

Е =

о

(58)

Я max

 

j

N{E)dE

о

где N (Е) — число р-частиц с энергией между Е и Е -\- dE. Сред­ няя энергия Р-частицы равна примерно одной трети максималь­ ной энергии. С точностью до ~10% Е можно рассчитать из Ет&ъ с помощью следующих формул:

£ = 0,З З Я шах

при

Дтах< 0 ,6 > /вв,

(59)

Е =0,43 (Етах— 0,14)

при

0 ,6 < £ тах< 1 ,2 Мае,

(60)

£ = 0,59(Дтах- 0 ,5 )

при

2?тах> 1 ,2 Мае.

(61)

На рис. 14 и 15 приведены в качестве примера спектры энергии Р-частиц, образующихся при распаде 32Р и 90Sr + °°Y [20]. Для

Рис. 14. Энергетический спектр Р-частиц 32Р

N — число, Е — энергия частиц

Рис. 15. Энергетический спектр Р-частиц MSr + 80Y

N — число, Е — энергия частиц

пары изотопов 90Sr + 90Y Е равно 1,13 Мэе. Это значение пред­ ставляет собой сумму Е для "Sr (0,205 Мэе) и "Y (0,93 Мэе).

Быстрые электроны — это электроны, генерируемые специаль­ ными машинами (ускорителями). В этих машинах (более подроб­ но они рассматриваются в главе II) электроны испускаются нака­

34

ленной металлической нитью, лентой или спиралью (катодом) и затем ускоряются до требуемой энергии. Иногда быстрые электро­ ны, имеющие сравнительно низкую энергию, называют катодными лучами. Быстрые электроны, как правило, характеризуются моноэнергетичностыо. В радиационной химии они используются гораздо чаще, чем |3-частицы.

Античастицей электрона является позитрон (или |3+-частица), обладающий той же массой и тем же (но противоположным по зна­ ку) зарядом. Позитроны образуются при распаде некоторых изо­ топов (например, 64Си и 22Na). В радиационной химии эти частицы не используются.

Т я ж е л ы е з а р я ж е н н ы е ч а с т и ц ы

К тяжелым заряженным частицам относят быстрые протоны, дейтроны, гелионы, а-частицы. Их свойства приведены в табл. 7.

Т а б л и ц а

7

 

 

 

 

Свойства тяжелых заряженных частиц

 

 

 

 

 

 

Масса ПОКОЯ

Частица

 

Символ

Заряд

а.е.м. •

г-10«

 

 

 

 

Протон

р

или Н+

+ 1

1,00728

1,672

Дейтрон

d

или D+

+ 1

2,01410

3,344

а-Частица

 

а

+ 2

4,00273

6,644

Гелион

 

Не21"

+ 2

4,00273

6,644

* Атомная единица массы (масса ядра «С равна 12 а.е.м.).

Протоны (ядра атомов водорода), дейтроны (ядра атомов дей­ терия) и гелионы (ядра атомов гелия) получают с помощью спе­ циальных машин (ускорителей). а-Частицы (ядра атомов гелия) образуются в процессах радиоактивного распада некоторых изо­ топов *. Они моноэнергетичны. В табл. 8 приведены характе­ ристики изотопов, применяемых в радиационной химии в каче­ стве источников а-частиц.

Из числа изотопов, приведенных в табл. 8, наибольшее приме­ нение в радиационной химии находит 210Ро. Это — естественный радиоактивный изотоп. Однако с целью приготовления на его ос­ нове источника a -излучения его обычно получают в ядерном реак­

торе по

реакциям:

 

209Ш +

л —»M°Bi + к,

(62)

aioBi—♦иоро + р.

(63)

* Иногда этот вид ионизирующего излучения называют а-лучами.

 

 

2*

35

Т а б л и ц а

8

 

Характеристики изотопов — источников а-частиц

Изотоп

Период

Энергия а-частиц, Мвв

полураспада

Полоипй-210

138,4 дней

5,305

Радий-226

1,62-103 лет

4,777 (94,3%); 4,589 (5,7%)

Радон-222

3,83 дней

5,49

Плутоний-239

2,44-Ю 4 лет

5,1

Амернций-241

458 лет

5,5

Период полураспада 210Bi равен 5 дням. Распад 210Ро происходит по схеме:

S10po

200pjj _

(64)

Н е й т р о н ы

 

Нейтрон

(обозначается

буквой п) — электрически нейтраль­

ная частица с массой 1,675* 10-24 г или 1,00867 а.е.м. Ои несколь­ ко тяжелее протона (см. табл. 7).

Нейтрон — нестабильная частица.

Ои распадается на протон,

электрон и антинейтрино с Д, ^ 1 2

мин. В одном акте распада

выделяется энергия 0,78 Мэе. В настоящее время различными ме­

тодами могут

быть получены нейтроны с энергиями от 10-2 до

~ 4*10® эв.

 

Одним из

важнейших источников нейтронов являются ядер-

ные.реакции, осуществляемые с помощью тяжелых заряженных частиц. Под действием а-частиц радиоактивных изотопов почти во всех легких элементах (с порядковым номером Z 20) проте­ кает реакция (а, п). В общем виде эту реакцию можно записать следующим образом:

AZ + 4H e -» 4+3(Z + 2) + n -|-Q ,

(65)

где А — массовое число элемента и Q — энергия реакции. Реакция (65) является экзотермической для бериллия, бора,

углерода-13, кислорода-17, магния-25 и магния-26 [13]. Для при­ готовления источников нейтронов чаще всего используются бе­ риллий и бор (реже). Порошки этих элементов смешиваются с радиоактивными сх-излучателями (радием, полонием, плутонием и др.). Иногда применяются химические соединения радиоактив­ ного элемента с легким изотопом (например, РиВе13). Некоторым преимуществом характеризуется источник полоний + бериллий. Для него весьма низок фон у-излучения.

36

Энергетический спектр нейтронов, генерируемых бериллиевыми источниками, простирается от очень низких энергий до мак­ симальных энергий, которые несколько меньше суммы энергий а-частиц и реакции. На рис. 16 приведены спектры нейтронов, испускаемых некоторыми бериллиевыми источниками [13].

Описанные радиоизотопные источники дают пучки нейтронов низкой интенсивности (— 105—107 п/сек). Поэтому они практически не применяются в радиационной химии.

Рис. 16. Энергетические спект­ ры нейтронов, генерируемых некоторыми источниками

1 — Ро + Be;

2 — Ra + Be;

3 — Pu + Be.

N — число,

E — энергия нейтронов

Для получения нейтронов используются также нейтронные генераторы, в которых нейтроны образуются в результате дей­ ствия ускоренных тяжелых частиц на некоторые элементы. Чаще

всего с этой целью применяются

реакции: 3Н(с£,

«)4Не; 2H(d, «)

3Не; 7Li(d, «)

8Ве; 9Be(d,

«)10В;

12С(d,

«)13N. Из их числа наи­

большее распространение получили первые две реакции.

В

них

возникают почти моноэнергетические нейтроны:

реакция

3H(d,

«) 4Не дает нейтроны с энергией 14 Мэе,

а реакция

(d, «)3Не —

нейтроны с энергией 2,5 Мэе.

у,«-реакциях,

когда

энергия

Нейтроны

образуются

и в

у-кванта превышает энергию связи нейтрона в ядре. Минимальная энергия падающего на мишень излучения, которая необходима для инициирования ядерной реакции, называется пороговой. Напри­ мер, для 2Н и 9Ве пороговые энергии у,«-реакций равны соответ­ ственно 2,23 и 1,67 Мэе. Источники, в которых для генерации нейтронов используются у,«-реакции, называются фотонейтронными. Из их числа наибольшее употребление получили сурьмяяобериллиевые источники. В них источником у-излучения является 124Sb (энергия у-лучей 1,7 Мэе, Ь;г = 60 дней). Образующиеся нейтроны имеют среднюю энергию, равную 0,024 Мэе [13].

Для генерации нейтронов вместо у-излучения может быть ис­ пользовано и жесткое рентгеновское излучение, возникающее при торможении электронов в мишенях. Этот метод используется для получения нейтронов высокой энергии.

Наиболее интенсивные потоки нейтронов получают при деле­ нии тяжелых ядер в атомном реакторе. Нейтроны, сопровождаю­ щие деление, подразделяют на мгновенные и запаздывающие. Более 99% нейтронов испускается в пределах длительности са­ мого процесса деления. Это — мгновенные нейтроны. Они имеют

37

широкий спектр энергий (от нескольких килоэлектронвольт до 18 Мэе), причем максимальное число нейтронов приходится на энер­ гию ~ 1 Мэе. Запаздывающие нейтроны связаны с (3-распадом не­ которых осколков деления (изотопов брома н иода), энергия воз­ буждения дочерних продуктов которых превышает энергию связи нейтронов. Выход этих нейтронов по сравнению с мгновенными нейтронами очень мал.

Одной из важнейших характеристик нейтронов является их энергия. Еще не существует общепринятой классификации ней­ тронов по энергиям. В табл. 9 в качестве примера приведена клас­

сификация

нейтронов, данная

в книге [12].

 

 

 

 

Т а б л и ц а

9

 

 

 

 

 

 

 

Классификация нейтронов по энергиям

 

 

 

 

Нейтроны

Диапазон энергий

Нейтроны

Диапазон

энергий

Холодные

£ <

0,026 эв

 

Промежуточные

1,0 <

£

<

500 кэв

Тепловые

0,01 < £ < 0 , 1

эв

Быстрые

0,5 <

£ <

10 Мэе

Надтепловые

0,1

< £ < 1 0 0

эв

Очень быстрые

10 <

£

<

50 Мэе

Медленные

0,1

< £ < 103 эв

Сверхбыстрые

£ > 50

Мэе

Д р у г и е виды корп ускулярного и злучени я

В радиационной химии находят применение также продукты некоторых ядерных реакций деления. Среди них важнейшими яв­ ляются продукты реакций с1л(», а)Т и 10В(н, а)71л, т. е. а- частицы и атомы отдачи трития в первой реакции и а-частицы и атомы отдачи 7Li во второй реакции. Эти реакции происходят под действием тепловых нейтронов. Они имеют весьма большие се­ чения.

Энергии а-частиц, образующихся в указанных реакциях, равны соответственно 2,05 и 1,50 Мэе. Атомы отдачи имеют энер­ гии 2,73 Мэе (для Т) и 0,85 Мэе (для 7Li).

Применяются, кроме того, осколки деления тяжелых ядер (например, 235U) в атомном реакторе. Пробег этих осколков крайне мал, и их кинетическая энергия обычно рассеивается в виде тепла внутри топливных элементов реактора. Одпако предложены неко­ торые методики (см. главу II), позволяющие использовать их для осуществления радиационно-химических реакций.

В радиационной химии иногда находят применение тяжелые многозарядные ионы, получаемые в ионных ускорителях. В ча­ стности, в работе [24] исследовался радиолиз некоторых жидко­ стей под действием ядер Св+.

38

Соседние файлы в папке книги из ГПНТБ