Файл: Пикаев, А. К. Дозиметрия в радиационной химии.pdf

22.А. X. Брегер, Б. Б. Осипов, В. А. Гольдин. Атомная энергия, 8, 441

(1960).

23.С. М. Берлянт, В. Е. Дроздов, Э. Э. Финкель, Л. А. Орлеико, Л. М. Суроегин, А. X. Брегер, В. Л. Карпов, В. А. Зорин. Атомная энергия,

21, 64 (1966).

24.Г. И. Волгин, Г. Н. Лисов, Д. Л/. Торговицкий, В. К. Дроздов. Сб. «Ра­

диационная химия», т. 2. М., Атомнздат, 1972, стр. 473.

25.В. Б. Осипов. Там же, стр. 475.

26.Е. А. Жихарев, В. М. Евдокимов, В. А. Борисевич, А. В. Полющиц.

Там же, стр. 485.

27. Д. А. Каушанский, Г. М. Ланченков. Там же, стр. 491.

28.Д. А. Каушанский. Гамма-установка для микробиологических и радиа­

ционно-химических исследований МРХ-у-100. М., Атомлздат, 1969.

29.Мощная радиационная техника (иод ред. С. Джефферсона). М., Атомнз-

дат, 1967.

39.Nucleonics, 19, No. 2, 96 (1961).

40.P. Leveque. Large Radiation Sources, vol. 1. Vienna, IAEA, 1960, p. 141.

41.D. W. George, J . N . Gregory. Large Radiation Sources, vol. 1. Vienna,

IAEA, 1960, p. 95.

44.A. F. Rupp. Proc. Intern. Conference on Peaceful Uses of Atomic Energy

(Geneva, 1955), vol. 14. N. Y ., 1956, p. 128.

45.Изотопы, источники излучений и радиоактивные материалы. Каталог, изд. 2. М., Атомпздат, 1962.

46.Nucleonics, 21, No. 5, 28 (1963).

47.А. С. Диндун, В. В. Гавар, Э. Я. Томсон. Радиационные контуры —

источники гамма-излучения. Рига, «Зннатне», 1969.

48.10. С. Рябухин, С. Г. Тулькес, В. А. Гольдин, А. X. Брегер, А. С.

Диндун, Б. С. Дорофеев, Ж. Л. Уnum. Industrial Uses of Large Radiation

Sources, vol. 2. Vienna, IAEA, 1963, p. 189.

50.Г. И. Кикнадзе, А. Л. Десипри, Д. М. Захаров, Л. В. Мельникова.

Атомная энергия, 19, 178 (1965).

II Всесоюзного совещания по радиационной химии. М., Изд-во АН СССР, 1962, стр. 465.

54.F. N. Case, Т. S. Mackey. Large Radiation Sources for Industrial Processes,

Vienna, IAEA, 1969, p. 633.

55.D. Chleck, C. Ziegler. Nucleonics, 17, No 9, 130 (1959).

84

56.E. J. Hart, J. Terandy. Rev. Sci. Instrum., 29, 962 (1958).

57.Э. Э. Финкель, С. С. Лещенко, P. П. Брагинский. Радиационная химия

нкабельная техника. М., Атомнадат, 1968.

58.U. Я. Глазунов, Г. Б. Радзиевский. Сб. «Действие ионизирующих излу­

чении на неорганические и органические системы». М., Изд-во АН СССР, 1958, стр. 395.

59.II. Я. Глазунов, А. К. Пикаев. Докл. АН СССР, 130, 1051 (1960).

60.А. К. Пикаев, II. Я. Глазунов. Докл. АН СССР, 154, 1167 (1964).

61.А. К. Пикаев. Импульсный раднолнз воды н водных растворов. М.,

«Наука», 1965.

62.Е. A. Burrill. Radiation Sources (Ed. A. Charlesby). Oxford. Perganion

Press, 1964, p. 85.

63.IK. Rainier, K. Johnson, T. Klippert. Nucl. Instrum. Methods, 47, 23

(1967).

64.W. A. Seddon, C. Willis, M. J. Young, E. B. Selkirk. Report AECL —

3853, March 1971.

65.J. W. IIunl,J . K. Thomas. Radiation Res., 32, 149 (1967).

66.S. Arai, A. Kira, M. Imamura. J.’ Phys. Chem., 74, 2102 (1970).

67.E. J. Hart, J. W. Boag. J. Am. Chem. Soc., 84, 4090 (1962).

68. J. P. Keene. J. Sci . Instrum., 41, 493 (1964).

69.L. M. Dorfman, I. A. Taub, R. E. Biihler. J. Chem. Phys., 36, 3051 (1962).

70.R. L. McCarthy, A. MacLachlan. Trans. Faraday Soc., 56, 1187 (I960).

71.W. D. Felix, B. L. Gall, L. M. Dorjman. J. Phys. Chem., 71, 384 (1967).

72.M. J. Bronskill, J. W. Hunt. J. Phys. Chem., 72, 3762 (1968).

73.W. J. Rainier, G. Mavrogenes, K. Johnson. Report ANL — 7492, August

1968.

74.О. А. Валъднер, А. А. Глазков, А. И. Финогенов. Приборы и техника

эксперимента, № 3, 29 (1963).

75.А. II. Быков, В. П. Марин, Л. В. Чепелъ, Ф. В. Ше.чаров. Всесоюзное

научно-техническое совещание по использованию ускорителей в народ­ ном хозяйстве и медицине. Доклад № 4, 1971.

76.С. Willis, О. A. Miller, А. Е. Rothwell, A. W. Boyd. Adv. Chem. Ser.,

81, 539 (1968).

77.G. A . Kenney, D. C. Walker. J. Chem. Phys., 50, 4074 (1969).

78.E. Абрамян, С. Вассерман, В. Вечеславов, В. Гапонов, В. Горбунов, А.

Егоров, А. Алфимов. Large Radiation'Sources for Industrial Processes.

Vienna, IAEA, 1969, p. 661.

79.W. F. Westendorp. Radiation Sources (Ed. A. Charlesby). Oxford, Perga-

mon Press, 1964, p. 171.

80.E. А. Абрамян, В. А. Гапонов. Атомная энергия, 20, 385 (1966).

81.С. W. Miller. Radiation Sources (Ed. A. Charlesby). Oxford, Pergamon

Press, 1964, p. 197.

82.О. А. Валъднер, E. Г. Лятнов, В. Д . Селезнев. Атомная энергия, 23,

467 (1967).

83.О. А. Валъднер, В. Ф. Викулов, О. С. Милованов, Е. Г. Пятнов, И. А.

Смирнов. Ускорители, выл. 11. М., Атомиздат, 1969, стр. 16.

84.О. А . Валъднер, О. С. Милованов, В. А. Останин, В. Ф. Викулов, В. М.

Светлов, И. С. Щедрин. Ускорители, выл. 12. М., Атомиздат, 1970, стр.

83.

85.В. М. Левин, В. П. Мунтян, В. М. Николаев, В. В. Румянцев. Large

Radiation Sources for Industrial Processes. Vienna, IAEA, 1969, p. 627.

86.В. M. Левин, В. M. Николаев, А. И. Семенов, Л. П. Фомин, В. И. Ша­ хов. Сб. «Радиационная химия», т. 2. М., Атомиздат, 1972, стр. 509.

87.А. А. Воробьев. Ускорители заряженных частиц. М.— Л ., Госэнерго-

издат, 1949.

88.Л. М. Ананьев, А. А. Воробьев, В. И. Горбунов. Индукционный ускори­

тель электронов— бетатрон. М., Атомиздат, 1961.

89.А . А. Воробьев, В. А. Москалев. Сильноточный бетатрон и стереобета­

трон, М., Атомиздат, 1969.

85

Г л а в а III

КРАТКАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА ПРИМЕНЕНИЯ ФИЗИЧЕСКИХ МЕТОДОВ ДОЗИМЕТРИИ

ВРАДИАЦИОННОЙ ХИМИИ

Впредисловии отмечалось, что поглощенная доза может быть определена физическими или химическими методами. Физические методы дозиметрии основаны на измерении величины какого-либо физического эффекта, обусловленного поглощением в веществе определенного количества энергии ионизирующего излучения. Таким эффектом могут быть ионизация, выделение тепла, свече­ ние и т. и. В зависимости от природы этого эффекта существуют различные физические методы дозиметрии: ионизационный, кало­ риметрический, метод измерения заряда, индуцированного пуч­ ком заряженных частиц в веществе, сцинтилляционный и др. Мно­

гие из них являются абсолютными. Особенно это относится к кало­ риметрическому методу, позволяющему измерять поглощенную дозу непосредственно в радах.

В радиационной химии физические методы используются преи­ мущественно для калибровки химических дозиметров, а также в тех случаях, когда с помощью химических методов дозу опреде­ лить невозможно (в частности, когда радиационно-химический выход в дозиметрической системе в условиях эксперимента неиз­ вестен). Кроме того, физические методы применяются для поддер­ жания одинаковых условий облучения в различных сериях опытов.

В настоящей главе кратко излагаются принципы наиболее распространенных физических методов дозиметрии и даются типич­ ные примеры их применения в радиационной химии. Детально эти методы рассмотрены в специальной литературе (см., например, [1—9J).

1.Ионизационный метод

Вионизационном методе дозиметрии используется способность излучений высокой энергии производить ионизацию. В основе этого метода лежит принцип Брэгга — Грея [10—12J, гласящий, что количество ионизации в газовой полости есть мера энергии, поглощенной в окружающем материале. «Газовой полостью» мо­ жет быть любой материал, отличающийся от окружающего мате­ риала. Однако обычно это — наполненная газом полость внутри твердого тела. Соответствующие приборы, называемые иониза­ ционными камерами (твердое тело есть стенки камеры), чаще всего применяются для дозиметрии рентгеновского и у-излучений.

87

Принцип Брэгга — Грея математически выражается соотно­ шением, носящим имя этих же ученых,

няя энергия, необходимая для образования в газе одной пары ионов.

Рассматриваемый принцип справедлив при следующих допу­ щениях: 1) спектр электронов, образованных в твердом теле (т. е.

встенках камеры), не изменяется при наличии газовой полости; 2) генерация электронов в результате фотонных взаимодействий

вполости ничтожна. Эти допущения выполняются в том случае, если размеры полости малы по сравнению с пробегом электронов, проходящих через нее. Однако, если газ и твердое тело имеют оди­ наковый атомный состав (например, газ — это этилен, а твердое тело — полиэтилен), то это ограничение отпадает, поскольку, в соответствии с теоремой Фано [13], «вереде данного состава, через которую проходит равномерный поток первичного излучения (ти­ па у-лучей или нейтронов), поток вторичного излучения также равномерный; он не зависит от плотности и изменения последней

от точки к точке».

Как видно из уравнения (1), доза Ет в матециале стенок каме­ ры может быть рассчптана из измеренной величнны Ут, если известны W и sm.

Очень часто газом, наполняющим камеру, является воздух. Для него величина W в случае рентгеновского и у-излучений со­ ставляет 33,73 + 0,15 эв [14]. МКРЕ [15J рекомендует в случае воз­ духа использовать в расчетах значение W — 33,7 эв (5,39-10 13 эрг) для рентгеновского и у-излучений с энергией квантов выше 30 кэв Отметим, что величина W зависит от природы газа и вида излу­ чения. Например, в воздухе для а-частиц W = 34,98 + 0,05 эв [14], в гелии для рентгеновского и у-излучений W = 41,5 эв [14].

Массовые тормозные способности ряда элементов и воды по от­ ношению к воздуху приведены в табл. 23 [16].

Принцип действия ионизационных камер общеизвестен. Если напряжение, приложенное к камере, увеличивать, то измеряе­ мый ионизационный ток возрастает до тех пор, пока не достигнет величины насыщения (см. рис. 47). Это происходит тогда, когда все ионы, образованные излучением в полости, достигнут электро­ дов. При меньших напряжениях часть образовавшихся ионов исчезает в результате рекомбинации. При сравнительно высоких напряжениях ионы приобретают энергию, достаточную для вто­ ричной ионизации при столкновениях. Вследствие этого иони­ зационный ток вновь возрастает.

Для данной камеры величина тока насыщения пропорциональ­ на интенсивности излучения. Чаще всего методом изморения иони-

88