a-radiation

Radiation protection at heavy ion
accelerators
Alexander Fertman
ITEP (Moscow, Russia)
FRRC General Educational Seminar
FRRC, Moscow, October 14 – 16, 2009
Content
Basics
•radiation
•activity
•dose
Radiation exposure
•external exposures
•incorporation
•deterministic harm
•stochastic harm
Protection measures, personal safeguards
•arrangements in workplaces
•ALARA, inverse square law
•shielding
•contaminations
Радиоактивность и законодательство
Федеральный закон ”О радиационной безопасност и
населения” № 3-ФЗ от 09.01.96 г.
“Граждане Российской Федерации, иностранные граждане и лица
без гражданства, проживающие на территории Российской
Федерации, имеют право на радиационную безопасность. Это
право обеспечивается за счет проведения комплекса мероприятий
по предотвращению радиационного воздействия на организм
человека ионизирующего излучения выше установленных норм,
правил и нормативов” (ст. 22).
“Санитарные правила, нормы и гигиенические нормативы в
области обеспечения радиационной безопасности утверждаются в
порядке, установленном законодательством Российской Федерации,
Федеральным
органом
исполнительной
власти
по
санитарно-эпидемиологическому надзору” (ст. 9 п.2).
Терминология
Безопасность населения радиационная - состояние защищенности
настоящего и будущих поколений людей от вредного для их здоровья
воздействия ионизирующего излучения.
Загрязнение радиоактивное - присутствие радиоактивных веществ
техногенного происхождения на поверхности или внутри какого-либо
объекта либо тела человека.
Источник ионизирующего излучения - радиоактивное вещество или
техническое устройство, испускающее или генерирующее ионизирующее
излучение, на которое распространяется действие норм и правил обеспечения
радиационной безопасности.
Объект радиационный - организация, где осуществляется обращение с
источниками ионизирующего излучения.
Персонал - лица, работающие с техногенными источниками ионизирующего
излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их
воздействия (группа Б).
Поступление радионуклидов - проникновение радионуклидов внутрь
организма через органы дыхания, жкт или кожные покровы.
Отходы радиоактивные - не предназначенные для дальнейшего
использования вещества в любом агрегатном состоянии, в которых
содержание радионуклидов превышает уровни, установленные
федеральными нормами и правилами.
Radiation
n / Hz
60
Photon
10
10
19
10
10
18
10
10
17
10
10
16
10
Energy
10
ultraviolet light
visible light
infrared light
15
10
10
14
10
10
13
10
10
12
10
10
11
10
10
home
microwave 2.45 GHz
10
10
10
9
10
10
radio stations
N
21
Co 10
(1.3 MeV -quantum)
20
X-ray equipment
(150 keV)
b
8
10
10
-12
-11
-10
-9
-8
Electron
Positron
keV – MeV
Neutron
at GSI:
0.025eV...2GeV
-7
-6
-5
-4
-3
-2
-1
0
Mass
a
Виды радиоактивных излучений
Альфа-излучением (распадом) называется самопроизвольное испускание
радиоактивным ядром альфа-частиц, представляющих собой ядра гелия.
Распад протекает по схеме
A
ZX

A 4
Z  2Y
 42 He
Обособлению этой группы нуклонов способствует насыщение ядерных сил, так
что сформировавшаяся альфа-частица подвержена меньшему действию
ядерных сил притяжения, чем отдельные нуклоны. a-частицы характеризуют
двумя основными параметрами: кинетической энергией, изменяющейся от 2 до
9 МэВ и длиной пробега (в воздухе до 9 см, в биологической ткани до 52 мкм).
Бета-распад объединяет два основных вида ядерных превращений:
электронный (β- ) и позитронный (β+) распад. При первом виде превращений
ядро испускает электрон и антинейтрино, а при втором – позитрон и нейтрино.
Электрон (позитрон) и антинейтрино (нейтрино) не существуют в атомных
ядрах. Они образуются в результате ядерной реакции в ядре. Для бета-распада
величина кинетической энергии заключена в области от 15 кэВ до 15МэВ,
длина пробега в воздухе до 20 м, а в биологической ткани до 3 мм.
Гамма-излучением называется электромагнитное излучение, энергия которого
высвобождается при переходе ядер из возбужденного в основное или менее
возбужденное состояние, а также при ядерных реакциях.
Радиоактивный распад
Вещество является радиоактивным, если оно содержит радионуклиды и в
нем идет процесс радиоактивного распада. Под радионуклидом понимают
радиоактивное ядро с присущими ему Z и A. Процесс самопроизвольного
превращения неустойчивых ядер одного химического элемента в ядра
другого элемента сопровождается испусканием элементарных частиц или
излучением квантов энергии. Интенсивность данного процесса не
поддаётся управлению и определяется исключительно индивидуальными
физическими свойствами самих радионуклидов. Самопроизвольный
распад ядер подчиняется закону:
N = N0e-t ;
где N – количество ядер в объёме вещества в момент времени t;
N0 – количество ядер в данном объёме вещества в момент времени t = 0;
λ – постоянная распада. Постоянная λ имеет смысл вероятности распада
ядер за единицу времени. Это отношение доли ядер dN/N, распадающихся за
интервал времени dt, к этому интервалу времени: λ = (1/N)(dN/dt)
Для характеристики устойчивости ядер к распаду пользуются понятием
периода полураспада T1/2. Он равен времени, в течение которого исходное
количество радионуклидов данного вещества уменьшается в 2 раза: N=0.5 N0
Связь между T1/2 и λ очевидна. Если e-t = 1/2 , то
T1/2 =ln 2/ λ = 0.693/ λ
Activity
Число распадов ядер данного препарата в единицу времени характеризует
активность вещества. A = dN/dt = λ N0e-t ( A = A0 e -t );
Activity is a measure for the quantity of a radioactive substance
It is the number of
atomic nuclei of a
substance decaying
per second
Один беккерель равен одному
ядерному превращению в
одну секунду
1Ки = 3,71010 Бк;
1 Бк = 2,710-11 Ки
22
15
O
4.0 10 particles
20
2.3 10 Bq
0.8
mass in gram
Unit:
1 Becquerel, 1 Bq
1 s-1
1.0
0.6
20
0.4
1.4 10 particles
17
7.8 10 Bq
0.2
0.0
0
200
400
600
time in seconds
800
1000
Понятие дозы и единицы измерения
Matter is mutated by ionising radiation
A quantitative measure for these mutations is given by dose terms
Dose values provide assessments of hazard
Which dose term applies for which question?
Экспозиционная доза (exposure dose) определяет ионизационную
способность рентгеновского и гамма-излучения и выражает энергию
излучения, преобразованную в кинетическую энергию заряженных частиц,
в единице массы атмосферного воздуха. Экспозиционная доза Х – это
отношение суммарного заряда dQ всех ионов одного знака в элементарном
объеме воздуха к массе dm воздуха в этом объеме, т.е. X = dQ/dm [Кл/кг].
Внесистемная единица – рентген (Р). 1 P соответствует образованию
2,08·1018 пар ионов в 1 см3 воздуха при T = 0 °С и P = 760 мм рт. ст.
Поглощенная доза (absorbed dose) показывает, какое количество энергии
излучения поглощено в единице массы любого облучаемого вещества.
Если в результате воздействия на любое вещество массой dm поглощается
энергия ионизирующего излучения dE, то поглощенная доза определяется
выражением D = dE/dm [Гр=Дж/кг]. Внесистемной единицей поглощения
дозы является рад. 1 Гр = 100 рад .
Эквивалентная доза (equivalent dose H) used to describe a risk for the
human body. takes into account the effect of different kinds of radiation on
the human body.
учитывает особенности радиационного эффекта в биологической ткани.
Особенности воздействия на конкретный вид ткани установлены эмпирически.
Они численно оцениваются усредненным коэффициентом качества облучения
k: H = k*D. За единицу эквивалентной дозы в системе СИ принят зиверт (Зв). 1
зиверт равен эквивалентной дозе, при которой произведение поглощенной дозы
на средний коэффициент качества облучения составляет 1 Дж/кг в биологической
ткани стандартного состава. 1Зв = 100 бэр.
type of radiation
k
photons
1
electrons
1
neutrons, E < 10 keV
5
n, 10 keV < E < 100 keV
10
n, 100 keV < E < 2 MeV
20
n, 2 MeV < E < 20 MeV
10
protons E > 5 MeV
5
alpha particle
20
heavy ion
20
Эффективная эквивалентная доза (effective dose)
Eeff = SR,T k• wT • DT,R
(also used for risk assessment)
DT,R : absorbed dose in body part or tissue T by external radiation of type R
wT : tissue weighting factor for body part or tissue T SwT= 1
k : radiation weighting factor for type of radiation R
введена для оценки опасности для всего
организма при облучении отдельных органов и
тканей,
которые
имеют
неодинаковую
восприимчивость к ионизирующим излучениям.
tissue or body p.
wT
gonads
0.20
breast
0.05
bone marrow (red)
0.12
WT
–
взвешивающий
коэффициент, Lung
характеризующий
степень
риска
облучения
thyroid
данного органа (ткани) по отношению к
суммарному риску облучения всего организма; bladder
DT,R– среднее значение эквивалентной дозы liver
облучения в T-м органе или ткани организма. colon
Взвешивающие коэффициенты (коэффициенты
skin
радиационного риска) позволяют определять риск
облучения вне зависимости от того, облучается
весь организм равномерно или неравномерно.
Значения WT устанавливаются эмпирически и рассчитываются таким
образом, чтобы их сумма для всего организма составляла единицу.
0.12
0.05
0.05
0.05
0.12
0.01
Мощность дозы
Важной характеристикой ионизирующих излучений является мощность дозы Р,
которая показывает, какую дозу облучения получает среда или вещество за
единицу времени. Мощность любой дозы – это изменение дозы во времени.
Она оценивается выражениями:
PD= dD/dt; PX= dX/dt. Где PD – мощность поглощенной дозы; PX – мощность
экспозиционной дозы. Для экспозиционной дозы единицей этой величины
являются Кл/(кг·ч); Р/ч; для поглощенной дозы Гр/ч или рад/с.
Мощности экспозиционной и поглощенной доз для точечного источника
гамма-излучения можно определить по формулам
A  K
A  
PX 
;
P

D
R2
R2
где А – активность источника излучения; R – расстояние от источника
излучения до рабочего места; K и  – соответственно гамма- и кермапостоянные радионуклида, определяемые по таблице.
Керма-постоянная равна мощности поглощенной дозы в воздухе, создаваемой
гамма-излучением точечного радионуклидного источника активностью 1 Бк на
расстоянии 1 м от него. Она выражается в Гр·м2/(Бк·с).
Гамма-постоянная равна мощности экспозиционной дозы, создаваемой
гамма-излучением точечного радионуклидного источника активностью 1 мКu на
расстоянии 1 см от него. Выражается гамма-постоянная в Р·см2/(мКu·ч).
Излучение ускорителей
На современных ускорителях высоких
энергий генерируется большое количество
элементарных частиц , однако только часть
из них играют существенную роль при
решении вопросов физики защиты и
дозиметрии.
Фотоны – тормозное излучение, наведенная
радиоактивность, анигиляционные фотоны,
фотоны
при
неупругих
процессах
взаимодействия;
Лептоны – первичные пучки, наведенная
радиоактивность, вторичные пучки;
Адроны – вторичные пучки и защита от них;
Протоны – первичные пучки и вторичный
компонент поля за защитой;
Нейтроны – вторичные пучки и компонент
поля за защитой;
Classification and Delineation of Areas
Supervised Area Dyear > 1 mSv
Controlled Area Dyear > 6 mSv
Inaccessible Area
dose rate > 3 mSv/hour
duration of stay: 2000 hours per year
( = 50 weeks * 40 hours / week )
Zutritt verboten
Strahlung
Sperrbereich
Do not cross barriers !
(cordons, barrier tapes, caution labels)
Radioactivity at GSI / Examples
: mainly neutron radiation
: X-rays, gamma radiation
target
extraction
target
target
be
am
1 -AF5
b
conditioning
s
se
s
lo
HHT
HHD
FRS
SIS
ESR
degrader
beam
l
o
s
ses
acceleration
beam dump
septum
0
in case of intensive and permanent
interaction of the ion-beam with matter
activation
10 m
of components,
air/dust and soil
Safeguards
Basic rules for handling of ionising radiation
•avoid needless expositions with ionising radiation
•ALARA principle
Achievable"
"As Low As Reasonably
•Three basic measures
• keep distance
• limit your duration of stay
• use shielding
Inverse Square Law
Point-like source
•valid only for point
sources (dimension
of the source is
small compared to
the distance to the
source)
•for large dimensions:
dose ~ 1/distance
•valid for all types of
radiation
distance
dose
1 time
1 time
2 times
1/4
3 times
1/9
4 times
1/16
Radiation Shielding
-radiation e.g. 60Co (1.3 MeV)
40K (1.5 MeV )
•shielding material with high atomic number
lead, copper,..
b-radiation e.g. 90Sr (0.55 MeV)
32P (1.7 MeV) 14C (0.16 MeV)
•range in water ≈ 1cm
•shielding material acrylic glass, aluminium (low atomic numbers)
•shielding material with high atomic number causes Bremsstrahlung
a-radiation e.g. 222Rn (5.5 MeV), 252Cf (6.1 MeV)
•range in air: few centimeters
•range in matter: few hundredth of a millimeter
neutron radiation
produced in nuclear reactions
•tenth layer in concrete ≈ 1m
•shielding with high content of hydrogen (acrylic glass, concrete)
Contamination
"Pollution with radioactive substances"
•usually not bonded –> "risk of dissemination"
•contamination means risk of incorporation
Precautions
•no drinking
•no eating
•no smoking
•no painting one's face
•no access with open wounds
•protection clothing if necessary (gloves, overalls, respiratory masks ...)
•no dissemination
Decontamination
•clean from the outside to the inside
•control of decontamination success with appropriate devices
•decontamination or disposal of tools
Disposal of radioactive residuals
Planning
Before accomplishing activities possibly resulting in radioactive residuals
-> inform the safety and radiation protection department (SiSt)
Consultations in separation, labelling, and collection of residuals
Separating, Labelling, Collecting
Separate residuals, label orderly and collect safely
Handing over
Announcement of the disposal for radioactive residuals at the department
for safety and radiation protection:
special form called „interner Begleitschein für radioaktive Reststoffe“
www.gsi.de -> Informationen -> Info der Abteilungen -> Sicherheit und
Strahlenschutz -> Formulare zum Ausdrucken
Contact person
in charge of radioactive residuals:
Dr. Frank Gutermuth Tel.: 2400, email: f.gutermuth@gsi.de
or: radiation protection officer on duty beeper: 12 5291 XXXX
Дозиметрический контроль внешнего облучения
В мировой и отечественной практике дозиметрии для определения
степени облучения персонала и населения используется около 20
различных методов и соответствующих им технических средств.
Ионизационные камеры. В методах, основанных на использовании
ионизационных камер, измеряют разряд конденсаторной ионизационной
камеры, вызванный излучением, и по нему определяют дозу фотонного
излучения. Энергетическая зависимость их чувствительности обычно не
превышает 15 % в диапазоне энергии фотонов 40 кэВ -1,25 МэВ. Однако
они имеют существенную угловую зависимость чувствительности. К
сопутствующему нейтронному излучению без специально принятых мер
они на порядок менее чувствительны. Эти дозиметры пригодны для
решения многих задач индивидуальной дозиметрии фотонного излучения.
Полупроводниковые дозиметры с применением p-n, p-i-n диодов и МОПтранзисторов основаны на изменении их параметров вследствие
воздействия ионизирующего излучения. Диффузионные дрейфовые и
поверхностно-барьерные кремниевые полупроводниковые детекторы
работают подобно ионизационной камере. МОП-транзисторы работают как
ионизационная камера с очень тонким чувствительным слоем. Диапазон
измерения дозы с помощью таких дозиметров от 0,01 мЗв до 1,0 Зв по
индивидуальной эквивалентной дозе и от 0,1 до 102 Гр по поглощенной
дозе.
Фотопленочный метод основан на измерении почернения эмульсии,
вызванного облучением и зависящего от дозы. Проявленные пленки
сравнивают с образцами, облученными известными дозами. Нижний
предел измерения составляет 0,1- 0,2 мЗв, поэтому они пригодны для
текущего контроля. Аварийный контроль можно обеспечить, применяя
вторую низкочувствительную фотопленку. Метод может использоваться и
для контроля бета-излучения, но его чувствительность сильно зависит от
энергии бета-частиц.
Радиофотолюминесцентный метод заключается в образовании в
люминофоре под действием ИИИ стабильных центров люминесценции.
При дополнительном возбуждении люминофора ультрафиолетовым
светом возникает люминесценция, которая служит мерой поглощенной
энергии. В выпускаемых моделях метод обеспечивает диапазон
измерений от 0,25 до 5000 мЗв от 0,1 до 5 Гр, соответственно. В новых
моделях нижний предел измерения будет уменьшен до 0,1 мЗв. Дозиметры
не чувствительны к нейтронам. Особенностью РФЛД является то, что
информация о зарегистрированной дозе не утрачивается в процессе
считывания. Отжиг РФЛД можно проводить по мере необходимости. РФЛД
могут быть использованы для текущего, оперативного и аварийного
контроля..
Термолюминесцентный метод основан на использовании активированных
добавками веществ, надолго запасающих энергию, переданную им
излучением, и освобождающих ее при нагревании в виде фотонов
термолюминесценции. В современных модификациях этот метод обладает
очень широким диапазоном по дозам - от 10 мкЗв до 1,0 Зв по
индивидуальной эквивалентной дозе и от 0,1 до 50 Гр по поглощенной
дозе. Это позволяет использовать его одновременно для текущего и
аварийного контроля. В качестве люминофоров нашли применение:
алюмофосфатные стекла, активированные марганцем, монокристаллы
фторида лития, активированные магнием и титаном, монокристаллы
фторида лития, активированные магнием, фосфором и медью,
монокристаллы корунда, поликристаллы бората магния, активированные
диспрозием.
Второй и третий материалы тканеэквивалентны, 1-ый и 4-ый требуют
применения компенсирующих фильтров. Наиболее чувствительны 3-ий, 4ый и 5-ый; 2-ой материал чувствителен к медленным нейтронам, и для
разделения показаний от фотонного и нейтронного излучений используют
два разных детектора, либо обеспечивают поглощение нейтронов
фильтрами, либо разделяют излучения по пикам термолюминесценции
Neutron dosimetry based on TL