Radiatii Nucleare

1

CAP. 1. Tipuri de radiaţii nucleare

Unii nuclizi sunt stabili, unii nu. Stabilitatea unui nucleu este dată de numerele de neutroni şi de protoni, de configuraţia lor, precum şi de forţele pe care le exercită unii asupra altora. Un nuclid instabil se transformă în mod spontan în nuclidul altui element şi în urma procesului, se emit radiaţii. Această proprietate se numeşte radioactivitate, transformarea poartă numele dezintegrare, iar nuclidul, radionuclid.

1.1. Radioactivitate naturală

Radioactivitatea naturală, componentă a mediului înconjurător, este determinată de prezenţa în sol, aer, apa, vegetaţie, organisme animale, precum şi în om a substanţelor radioactive de origine terestră, existente în mod natural din cele mai vechi timpuri. Radiaţiilor emise de aceste surse naturale li se adaugă şi radiaţia cosmică.

Radioactivitatea naturală terestră prezintă, în ultimele 4-5 decenii, modificări semnificative, datorate activităţilor antropice: aducerea la suprafaţă a minereurilor radioactive, extracţia şi utilizarea cărbunelui şi apelor geotermale, utilizarea unor îngrăşăminte minerale extrase din roci fosfatice, etc.

Conform Raportului Comitetului Ştiinţific al Naţiunilor Unite asupra Efectelor Radiaţiilor Atomice (UNSCEAR) 1993, sursele naturale de expunere se împart în:

surse externe organismului uman: de origine extraterestră (radiaţia cosmică); de origine terestră ( radiaţiile emise de radionuclizii existenţi

în scoarţa Pământului, în apă, în materialele de construcţie, în vegetaţie )

surse existente în interiorul organismului, reprezentate de radionuclizii pătrunşi în organism prin inhalare, ingestie şi prin piele.

Radiaţia cosmică

Radiaţiile de origine cosmică, venite din galaxia noastră ( şi de la Soare, mai ales în timpul exploziilor solare) sau din afara ei, sunt relativ constante cantitativ. Numărul particulelor cosmice ce pătrund în învelişiul atmosferic al

2

Pământului este afectat de câmpul magnetic al acestuia, dar şi de atmosfera terestră. Radiaţia cosmică, în interacţiune cu atmosfera, produce o radiaţie cosmică secundară, precum şi un număr mare de radionuclizi – numiţi şi cosmogeni, dintre care cu importanţă mare pentru expunerea populaţiei la radiaţii, sunt: carbon-14, hidrogen-3, beriliu-7 şi sodiu-22.

Radiaţia cosmică depinde de latitudine, fiind mai mare la cei doi poli, are o dependenţă importantă de altitudine, ajungând la 3000 m, de aproximativ trei ori mai mare decât la nivelul mării. Valoarea medie a dozei efective datorată radiaţiei cosmice, estimată pentru majoritatea populaţiei ţării noastre, este de 280 Sv pe an.

Personalul navigant şi călătorii, care participă la zborul cu avionul, primesc o doză de expunere suplimentară de peste 10 ori mai mare,datorităaltitudinii

.Radiaţia terestră

Elementele scoarţei Pământului conţin substanţe radioactive. Se consideră că energia rezultată din această radioactivitate naturală, din adâncul Pământului, contribuie la mişcările scoarţei terestre.

Radiaţia de origine terestră este dată de radionuclizii prezenţi în scoarţa Pământului, fie de la formarea acestuia şi sunt cunoscuţi sub numele de radionuclizi primordiali, precum: potasiu-40, uraniu-238, uraniu-235, thoriu-232, fie apăruţi prin dezintegrarea ultimilor trei, numiţi radionuclizi secundari; timpul de înjumătăţire (durata de viaţă fizică) al radionuclizilor naturali se situează între 10-7 secunde pentru plumb-212 şi 10 18 ani pentru bismut-209.

Radiaţiile gamma, emise de radionuclizii existenţi în sol, în aer, în apă, în vegetaţie sau în materialele din care sunt construite locuinţele, iradiază întregul organism uman. Dozele sunt dependente, ca ordin de mărime, de geologia ţinutului, de structura clădirilor, dar şi de timpul de staţionare al omului în locuinţă sau în aer liber. Suma expunerilor gamma pentru fracţiunea de timp petrecut în locuinţă este 80% şi conduce la o doza efectivă de 460 Sv pe an în cazul României.

1.2 Radioactivitate artificială

Alături de radiaţiile nucleare cele mai cunoscute (alfa, beta şi gamma) emise în timpul dezintegrării radioactive, mai există radiaţiile X (Röntgen), precum şi electronii sau neutronii care iau naştere în aparate generatoare de radiaţii precum: aparatul Röntgen, acceleratorul de particule, ciclotronul,

3

betatronul, dar numai pe timpul funcţionării instalaţiei respective. Radiaţiile obţinute din aceste instalaţii sunt utilizate, mai ales, în medicina pentru diagnostic şi tratament.

Descoperirea fisiunii nucleare în anul 1939, a dus destul de rapid la implicaţii şi consecinţe nemaiîntâlnite pentru omenire şi anume: arma nucleară, motorul pentru propulsie şi mai apoi centrala nucleară electrică.

Medicina nucleară - sursă de poluare

Instalaţiile de radiaţii X, alături de sursele închise de radiu-226, sunt printre primele surse de radiaţii utilizate de om în medicină, pentru diagnostic şi tratament.

În prezent, radiaţiile ionizante sunt folosite într-o mare varietate de proceduri de diagnostic, de la simple radiografii ale toracelui sau studii dinamice pentru diverse organe interne, până la tratarea cancerului. Radiaţiile date de sursele artificiale închise, precum pastila de cobalt-60, de sursele artificiale deschise şi de generatoarele de radiaţii, utilizate în medicină, constituie domeniul de activitate numit “medicina radiaţiilor”.

Una din principalele metode de tratare a cancerului este în mod paradoxal cea de iradiere cu doze foarte mari de radiaţii a ţesuturilor maligne care duce la distrugerea unor celule tumorale. În această terapie sunt utilizate în mod frecvent radiaţiile X de mare energie, radiaţiile gamma date de surse închise de cobalt-60, iar în ultimul timp se utilizează fascicule de neutroni şi electroni. Pentru distrugerea celulelor tumorale din tiroida se administrează radionuclidul iod-131 în activitate foarte mare (109 Bq). Este interesant că acelaşi radionuclid se utilizează şi pentru obţinerea unor scintigrafii tiroidiene prin care se vizualizează starea funcţională a tiroidei, dar în activitate mult mai mică (105 Bq).

Se estimează pentru ţara noastră o doză anuală efectivă medie datorată procedurilor medicale de cca 500Sv. Diferenţa destul de mare, comparativ cu Marea Britanie ( 250 Sv/an) se datorează atât numărului încă foarte mare de proceduri medicale utilizate la noi, cât şi aparaturii de diagnostic vechi şi puţin performante.

Radiaţiile ionizante utilizate în medicină, alături de numeroase avantaje în diagnosticarea şi tratarea unor boli, pot provoca şi efecte nocive asupra pacienţilor implicaţi, dar şi asupra descendenţilor.

Utilizarea radiaţiilor ionizante în medicină oferă pacienţilor multe beneficii, dar, în acelaşi timp, duce şi la creşterea dozei de expunere artificială a populaţiei în general, fără a mai discuta de persoana în cauza.

4

Testele nucleare

Efectuarea numeroaselor teste, peste 1000, mai ales în perioada 1945-1963, cu diverse tipuri de arme nucleare în aer, în apă sau în subteran, a dus la contaminarea Pământului cu cantităţi uriaşe de radionuclizi. Testele cele mai contaminante la nivel zonal sau chiar planetar, au fost cele realizate pe suprafaţa solului. Era exploziilor a fost inaugurată în 1945, în deşertul Alamogordo (New Mexico), fiind urmată, la scurt timp, de detonarea celor două arme nucleare, de la Hiroshima şi Nagasaki, din Japonia, pe 6 şi respectiv 9 august 1945. Cele două explozii nucleare au făcut sute de mii de victime omeneşti – efectele lor nu au dispărut în totalitate nici în zilele noastre, alături de distrugeri materiale incalculabile.

Explozia unei arme nucleare eliberează în natură o gamă largă de produse de fisiune şi de activare, precum şi material nefisionat (uraniu-235 sau plutoniu-239), care sunt transportate în straturile înalte ale atmosferei, ceea ce face ca radioactivitatea artificială să fie răspândită în toată lumea. Radionuclizii fixaţi pe particule de praf, în funcţie de dimensiuni revin pe pământ la diverşi timpi după explozie, sub formă de căderi sau depuneri de ploi radioactive, numite şi fall-out radioactiv.

Deversări în mediu

În cazul utilizării fisiunii nucleare în scopuri paşnice, pentru obţinerea curentului electric, sunt deversate în mediul înconjurător o serie de substanţe radioactive, cu activităţi relativ reduse, când reactorul funcţionează la parametrii normali.

Pe plan mondial se considară că uzina de tratare a combustibilului nuclear uzat prezintă cele mai mari riscuri de contaminare a mediului.

Printre alte utilizări ale fisiunii în scopuri paşnice, dar care chiar dacă contaminează mediul, diluţia este foarte mare, sunt reactorii utilizaţi pentru propulsia navelor maritime şi a celor cosmice, dacă la cădere ajung în oceanul planetar.

Doza primită de populaţie, ca urmare a radionuclizilor deversaţi în mediu de la reactorii nucleari energetici sau uzinele de tratare a combustibilului nuclear uzat, se datoresc atât inhalării acestora, dar şi transferării lor prin diverse lanţuri trofice la om, specifice zonelor limitrofe. Activitatea radionuclizilor ajunşi în om, în aceste condiţii, depinde de tipul şi activitatea radionuclizilor eliberaţi, de modul de viaţă şi de obiceiurile alimentare ale populaţiei din zona contaminată.

După datele prezentate de Consiliul Naţional de Protecţie Radiologică din Marea Britanie, persoanele din zona supusă deversărilor de radionuclizi în

5

apă de la centralele din ţară pot primi până la 50 Sv pe an, în timp ce, prin gaze şi aerosoli radioactivi aruncaţi în aer, doza poate ajunge la 100 Sv pe an. Doze mult mai mari pot fi primite de populaţia limitrofă uzinelor de tratare a combustibilului nuclear uzat, care se situează între 200 şi 840 Sv pe an; valoarea dozei, pentru persoanele cele mai expuse, poate atinge chiar 1000 Sv pe an.

Expunere profesională

Radiaţiile din surse artificiale sunt utilizate în diverse ramuri ale economiei, în controlul unor procese industriale şi al calităţii produselor, în scop de diagnostic şi tratament medical uman şi veterinar, în cercetări din biologie, medicina, agricultură etc., în sterilizarea unor produse farmaceutice şi în conservarea unor produse alimentare etc. Persoanele care lucrează în aceste domenii de activitate, alături de cele care lucrează în tot ciclul combustibilului nuclear, inclusiv în energetica nucleară, sunt expuse la radiaţii în procesul muncii, constituind categoria de personal expus profesional la radiaţii ionizante.

În România sunt cca 15000 de persoane expuse profesional, din care 8000 lucrează în sectorul sănătaţii, alte 3000 lucrează în sectorul de extracţie şi prelucrare industrială a minereurilor radioactive, iar alte 4000 în cercetare şi alte activităţi, inclusiv personalul de la CNE Cernavodă.

În ţara noastră, radiaţiile ionizante sunt puţin utilizate, comparativ cu unele state occidentale, astfel ca personalul expus profesional reprezintă sub 0,1 % din populaţie, faţă de 0,24 în Marea Britanie şi aproape 1% în SUA.

Expunerea profesională din România contribuie la doza efectivă mediată la populaţia tării cu numai 1 Sv pe an, redusă comparativ cu doza din unele ţări occidentale, care se ridică la 8 Sv pe an.

Alte surse de radiaţii

Există persoane care sunt expuse la radiaţii ionizante provenite de la alte surse precum cadranele ceasurilor luminate cu substanţe radioactive sau de la ecranele televizoarelor. În ultimul timp, aceasta doză a scăzut considerabil, prin utilizarea unor radionuclizi mai puţini periculoşi, iar dozele de la cinescoape sunt reduse printr-o ecranare mai bună. Doza efectivă medie anuală dată de alte surse de radiaţii este estimată, pentru populaţia globului, sub 10 Sv.

6

Dacă la doza totală de 522 Sv se mai adaugă doza de 10-15 Sv, dată de urmările accidentului de la Cernobîl la 10 ani după producere, atunci se poate considera că populaţia României primeşte o doză anuală, dată de radiaţiile din surse artificiale, de cca 537 Sv, rotunjit 540 Sv, cu fluctuaţii pentru diverse zone ale ţării.

1.1.2 Geometria surselor de radiaţii

Necesitatea asigurării personalului care lucrează în imediata apropiere precum şi a celor care au tangenţă mai mică cu câmpul de radiaţii face ca studiile de protecţie contra radiaţiilor să constitue o preocupare permanentă atât penru proiectarea dispozitivelor nucleare cât şi pentru dezafectarea instalaţiilor nucleare după un timp mare de funcţionare; în acest caz, ele fiind principala sursă de iradiere a celor care măsoară sau dezmembrează. Măsurile care trebuie luate în acest caz conduc la proiectarea de surse speciale în care se fac măsurările diferitelor componente dezafectate. Sursele pot avea diferite forme geometrice, în funcţie de construcţia care este dezafectată, ceea ce implică utilizarea unor calcule complexe de protecţie.

Ecranarea diverselor tipuri de surse se face ţinând seama de tipul de energie pe care îl emit, iar alegerea soluţiei optime este determinată de posibilităţile concrete de realizare şi de preţul respectiv. Particulele încărcate emise de surse de radiaţii se caracterizează în general prin capacitate mare de interacţie cu mediul şi parcurs.

În ceea ce priveşte neutronii şi radiaţiile gamma, ele pun probleme dificile de protecţie; comportarea lor este exponenţială în spaţiu, adică suferă atenuare exponenţială într-un material interpus în drumul lor.

Pentru sursele cu dimensiuni, atenuarea radiaţiei sursei depinde de forma şi dimensiunile ei precum şi de materialul din care este confecţionat. În principiu, atenuarea la sursă este mult mai mică decât cea în ecranul protector.

Se poate considera de asemenea, că radiaţia suferă în ecran o difuzie multiplă în acest apărând un factor de acumulare (build up), iar grosimea protecţiei creşte. Calculele de protecţie sunt simple şi sigure pentru o sursă punctuală (aproximată ca o sursă punctuală), pentru celelalte tipuri de sursă fiind mai complicate. Principiul metodei este considerarea efectului unui element infintezimal de sursă în spatele ecranului şi apoi integrarea pe întreaga sursă. Calculul integralelor a fost efectuat în cele ce urmează iar uneori pot fi folosite funcţiile de iradiere care se găsesc în tabele şi diagrame

Calculele se fac prin încercări succesive, luând diferite grosimi de arbitrare, de ecran şi calculând apoi doza în spatele lui. Evident că nu trebuie

7

neglijat criteriul economic şi de spaţiu care trebuie să fie minim. După ce s-au calculat funcţiile de iradiere pentru toate tipurile de surse cu şi fără ecran, s-a dat şi un exemplu de calcul folosind metodele de integrare a diferitelor programe existente.

Determinarea intensităţii câmpului de radiaţii în diferite puncte situate în afara zonei de protecţe necesită relaţii care leagă geometria sursei de cea a câmpului şi cea a detectorului. Relaţia geometrică se bazează pe presupunerea propagării rectilinii a fotonului de-a lungul liniei ce uneşte sursa şi detectorul. Această presupunere se poate aplica în mod precis la radiaţiile gamma neîmprăştiate a căror atenuare depinde exponenţial de grosimea materialului folosit în protecţie. Influenţa radiaţiilor împrăştiate se poate lua în considerare cu ajutorul factorului build up.

Orice sursă arbitrară de radiaţii poate fi considerată ca o distribuţie de surse punctiforme. De aceea rezolvând problema în cazul sursei punctiforme, cazurile complicate se obţin în funcţie de aceasta prin integrare. În unele probleme relaţiile geometrice sunt atât de complicate încât integralele pe care le conţin pot fi evaluate doar numeric.

O metodă simplă de rezolvare o constituie metoda nucleelor integrale. Considerăm o sursă punctiformă unitară şi izotropă având intensitatea de 1 foton/ sec şi la distanţa R de ea un detector punctiform şi izotrop. Între sursă şi detector avem medii diferite caracterizate prin grosimea xi şi coeficientul de atenuare liniară �i.

În aceste condiţii, intensitatea înregistrată la detector va fi de forma:

dA

PPe

R4

1)R,x(k mg

x

2i

n

1iii

n

1iiix

m eP

este probabilitatea ca o particulă plecată din sursa S să ajungă la detectorul D, fără să sufere difuzie sau absorbţie (probabilitatea de material);

8

dA – este secţiunea transversală a detectorului.Ţinând cont că orice sursă de suprafaţă poate fi considerată ca

fiind o suprapunere de surse elementare punctiforme şi izotrope avem următoarea formulă:

')',()()( drrrKrSrRsursa

unde: )(rR - este răspunsul dat de detectorul izotrop şi punctiform situat la

distanţa R de sursă;)',( rrK - este nucleul de integrare;

)(rS - intensitatea sursei elementare;dr’- elementul de integrare (de volum în cazul unei surse de volum, de

suprafaţă pentru o sursă de suprafaţă, etc.).

1.2 Interacţiunea dintre radiaţiile nucleare cu substanţa

1.2.1 Fluxul densităţii de particule şi intensitatea radiaţiei ionizante

Orice radiaţie care la interacţiunea cu materia produce sarcini electrice de semne contrare poartă numele de radiaţie ionizantă. Radiaţia ionizantă poate fi transformată în flux de particule încărcată electric (electroni, protoni, particule , etc), poate fi radiatie electromagnetică ( cuante ) sau neutră (neutroni, nuetrini, etc). Particulele ionizează moleculele prin interacţiunea cu electronii atomilor. Razele gamma şi neutronii produc particule încărcate cu sarcină electrica în materia prin care trec şi apoi aceste particule ionizează moleculele din materie.

Caracteristicile cantitative ale oricărei radiaţii sunt: fluxul densităţii particulelor şi intensitatea radiaţiei ionizante. Vom defini aceste cantităţi pentru radiaţia a cărei particule se mişcă într-o direcţie dată. Fluxul densităţii particulelor , reprezintă numărul particulelor incidente în unitate de timp pe suprafaţa normală în direcţia propagării radiaţiei. Se presupune că densitatea fluxului, ciocnind sarcina particulei, este constantă şi indică numărul de particule în unitate de volum, mişcându-se în jurul sarcinii. Acest număr este numit densitatea particulelor.

9

Se consideră că mişcarea tuturor particulelor într-o direcţie dată are aceeaşi viteză v. Numărul particulelor care trec în unitatea de arie pe secundă, va fi produsul dintre viteză şi arie.

= nv (fluxul densităţii particulelor)Unitatea de măsură a fluxului densităţii particulei în sistemul

internaţional este particulă/ m2s. Radiaţia cu particule de acelaşi fel şi posedând energii identice este numită: radiaţie monoenergetică

. Numărul de particule care ciocnesc o sarcină a suprafeţei S, în unitate

de timp se numeşte fluxul de particule . Dacă fluxul densităţii particulei peste aria S este constant, fluxul va fi:

Φ = φSDe exemplu, dacă S = 10 cm2 şi fluxul densităţii particulei unui neutron

= 1015neutroni/m2s, fluxul neutronilor va fi:

= 1015x10-3=1012neutr./s

Intensitatea radiaţiei I este definită ca energia radiaţiei incidente pe unitate de timp în unitate de arie în direcţia propagării radiaţiei. Câteva unităţi de măsură ale intensităţii radiaţiei sunt W/m2, MeV/m2s.

Intensitatea exprimată în MeV/m2s depăşeşte numeric de 6.25x1012 ori W/m2:

1 MeV/m2s = 6.25x1012 W/m2

Pentru radiaţia monoenergetică consistând în particule cu energie cinetică E a densităţii fluxului şi intensitatea radiaţiei sunt date în formula:

I = E

Dacă radiaţia este compusă din particule nemonoenergetice, energia cinetică E din formulă va fi înlocuită de sensul energiei cinetice a particulelor, E :

I = E

În multe cazuri direcţia mişcării particulelor nu este unică. Oricum ca o regulă interacţiunea dintre particule şi mediu este independentă de direcţia mişcării particulelor. Definiţiile pentru fluxul densităţii şi intensitatea radiaţiei

10

particulelor date pentru direcţia fasciulului radiaţiei constituie cazuri particulare ale acestora. În acest caz densitatea particulei n se referă la toate particulele cu viteza v mişcându-se în unitatea de volum în toate direcţiile posibile.

Radiaţia nemonoenergetică constă în particule cu energii diferite. Deexemplu electronii emişi în radiaţia posedă energie de la 0 la Ee

max. Radiaţia nemonoenergetică corespunde cu fluxul densităţii particulei (E, r) şi se referă la intervalul unităţii energiei în punctul r. Acesta este numit fluxul densităţii particulei pentru energia E în punctul r şi are ca unitate de măsură particule/ m2s MeV. Fluxul densităţii particulei în unitatea de energie dE între E şi E + dE este:

(E, r) = (E, r) dE

Fluxul total al densităţii de particule în punctul r poate fi calculat integrând în raport cu energia:

(r) =

0

),( rE dE

Intensitatea nemonoenergetică a radiaţiei în intervalul dE în funcţie de energia E este:

I (E,r) dE = (E, r) E dE

şi totalul intensităţii radiaţiei în punctul r:

I(r) =

0

),( rE E dE

Radiaţia uzuală interacţionează cu mediul intr-un timp finit. Astfel pentru a caracteriza radiaţia în acest caz se introduc: fluenţa particulei F(r) şi intensitatea integrală a radiaţiei I t (r) . Acestea sunt definite de numărul de particule (energia radiaţiei), introduse într-o sferă cu secţiunea transversalăunu şi centrul în punctul r, după timpul t. Dacă fluxul densităţi particulei (r) este independent de timp F(r) = (r)t şI intensitatea integrală a radiaţiei I t (r) = I (r)t.

Fluenţa particulei şi intensitatea radiaţiei integrale sunt măsurate în particule/m2 şi respectiv MeV/m2. Dacă fluxul densităţii particulei şi

11

intensitatea radiaţiei variază cu timpul, sunt găsite cantităţi integrale prin luarea în consideraţie a dependenţelor de timp.

dttrrFt

0

),()(

dttrIrIt

t 0

),()(

1.2.2 Interacţiunea dintre particulele grele încărcate electric cu materia

Particulele grele sunt definite ca acelea a căror masă e depăşită de sute de ori de masa electronului. La trecerea prin materie ele interacţionează predominant cu electronii dat fiind că nucleul ocupă un mic spaţiu în atom. Deci nucleul nu joacă un rol semnificativ în mişcarea particulelor grele.

Considerând (figura 1) interacţiunea dintre particulele grele (cu viteza v, încărcarea q > 0) cu un electron liber şi putem afla dependenţa energiei pierdute de particulă în funcţie de v şi q.

La trecerea pe lângă electron, particula exercită o forţă coulombiană a cărei valoare este:

20

r

qebF

unde r este distanţa în metri dintre încărcări şi depine de timp; b0=9x109m/F este o constantă şi este relativ dielectric constant cu mediul care arată de câte ori interacţiunea este mai mică în mediu decât în vid.

12

Forţa coulombiană F, acţionată de electron (vezi figura 3.1) este direcţionată de-a lungul razei r. Aceasta poate fi descompusă în două componente: F = F1 + F2 . Forţa F1 este paralelă cu viteza v şi forţa F2 este perpendiculară pe aceasta. În punctele simetrice raportate la O, componenta F1 are aceeaşi valoare a lui F dar cu semn contrar. Prin urmare, deviaţiile electronului în plan orizontal compensează reciproc orice punct simetric înainte şi după punctul O şi electronul e deviat rezultând astfel ciocnirea numai pe direcţie verticală.

Forţa coulombiană este invers proporţională cu r2. Aceasta este semnificativă numai pentru o mică parte din traiectoria l localizată în apropierea punctului O. În această secţiune distanţa r este constantă şi aproximativ egală cu R.

În conformitate cu legea conservării momentului meve=F2t, în care me şi ve sunt masa electronului, respectiv viteza acestuia; timpul interacţiunii dintre particulă şi electron: t = l/v; în secţiunea l, F2 F, energia cinetică achiziţionată de un electron în timpul t este:

42

222

2 Rv

lqB

vmE ee

e

unde B este coeficient de proporţionalitate. Sarcina pozitivă atrage electronii care se mişcă de-a lungul traiectoriei particulei. Dacă particula grea este negativă, electronul se va mişca departe de traiectoria particulei ca rezultat al ciocnirii. Pentru aceleaşi viteze v şi distanţe R, o particulă va

Fig. 1 Ciocnirea dintre particula grea

încărcată şi electron

13

pierde de patru ori mai multă energie la ciocnire decât protonul sau deutronul. Prin mărirea vitezei v, timpul t şi prin urmare energia pierdută de particulă în timpul ciocnirii cu un electron, va fi mai mică.

De fapt electronii nu sunt liberi în materie şi sunt la marginea atomilor. Deci numai energiile necesare ionizării şi excitării atomului pot fi impărţite electronului. În concluzie pentru distanţele R mai mari decât R0, particulele nu interacţionează cu un electron definit, ci mai degrabă cu atomul. În acest caz va avea loc o ciocnire elastică între particulă şi atom. Distanţa R0 la cere atomul poate fi excitat depinde de numărul atomic Z , creând o puternică legătură a electronului în atom.

Energia pe care o particulă încărcată o pierde într-o ciocnire elastică sau inelastică (excitare sau ionizare) cu atomul se referă de obicei la pierderea ionizării. Aceasta poate fi caracterizată de ionizarea specifică Ni

care reprezintă numărul de perechi de ioni (electronul cu ionul pozitiv) produs pe unitatea lungimii traiectoriei particulei în mediu. Energia consumată la formarea unui ion pereche într-o substanţă, i , are o valoare medie, aceeaşi pentru diferite particule încărcate. Această energie poartă numele de energia formării ionului pereche. Aproximativ jumătate din energia i este consumată pentru ionizare şi cealaltă jumătate la excitare şi ciocnirea elastică cu atomii (molecule). În aer, de exemplu, 36 eV sunt folosiţi la formarea ionului pereche.

Ionizarea specifică poate fi uşor determinată pe baza energiei pierdute Ei care este o descreştere a energiei cinetice a particulei în unitatea lungimii traiectoriei în mediu. Numărul de ioni pereche se calculează simplu raportând energia specifică pierdută la energia formării ionului pereche i :

i

ii

EN

Energia specifică pierdută este, de asemenea, numită frânarea energiei (puterii) unei substanţe particulare. Aceasta depinde de pătratul particulei încărcate şi de pătratul vitezei particulei. Este de asemenea proporţională cu numărul de electroni ciocniţi de particule şi cu densitate electronilor atomici ai substanţei Ne,

2

2

v

qNE e

i

14

1.2.3 Parcursul particulelor grele în materie

O particulă încărcată traversează o distanţă oarecare în materie înainte de a pierde energia sa cinetică. Lungimea totală a traiectoriei particulei încărcate este numită rază liniară, R. Şirul liniar depinde de energia specifică pierdută. Înălţimea densităţii electronilor atomici şi particulelor încărcate este mai mare decât energia pierdută şi deci şirul este mai mic. Particulele grele încărcate mai mult interacţionează cu electronii atomici şi sunt slab deviate de la direcţia iniţială de mişcare. Din acest motiv, şirul particulei grele poate fi măsurat ca fiind distanţa dintre sursa particulei şi punctul de oprire.

Fig.2 Variaţia ionizării specifice a particulei in aer. (curba Bragg)

Distanţa de la sursă, în cm

O bună idee asupra particulelor care plutesc în aer, ceea ce se poate vedea în curba din figura 2, obţinută în 1905 de fizicianul englez Bragg pentru particulele cu energie iniţială de 7,68 MeV. Cu creşterea distanţei de la sursă, ionizarea specifică a particulelor creşte, iar creşterile bruşte şi continue devin cădere clară. Acest tip de comportament poate fi explicat de variaţia vitezei particulei. Iniţial, particula se mişcă cu o viteză mare şi ionizarea specifică corespunzătoare scade. Datorită scăderii ionizării particula reduce viteza şi interacţionează cu electronii. Consecutiv ionizarea specifică creşte. Pierderile ionizării sunt mari spre sfârşitul traiectoriei particulelor . Cu toate acestea, când particulele se mişcă foarte încet, începe să atragă electroni din orbita atomilor din mediu şi e transformată în atomi neutri de heliu. Ca rezultat, pierderile ionizării scad foarte rapid.

Fluxul densităţii particulelor este aproape independent de distanţa particulelor de la sursa de la care intenitatea energiei particulelor scade odată cu creşterea distanţei de la sursă, ca rezultat al pierderilor ionizării.

Ion

izar

ea s

pec

ific

ă

15

Interacţiunea dintre particulele şi electroni este guvernată de legi statistice şi deci, există o clară dispersie a razelor (împrăştiere). O fracţiune a particulei are razele oarecum extreme faţă de celelalte particule.

Sensul razei particulei monoenergetice, R , poate fi calculat cu ajutorul formulelor empirice. În aer, în condiţii normale:

naER (1)

unde R este domeniul, în cm şi E energia cinetică a particulelor ,în MeV. Pentru particulele emise de emiţătorii (4 < E < 9MeV), a = 0.318, n = 1.5. Pentru particulele cu o energie mare (E < 200MeV, a = 0.148, n = 1.8. Astfel, pentru particulele cu energie E = 5 MeV, R = 68cm.

Raportul domeniului liniar a două tipuri diferite de particule, posedând viteze iniţiale identice în aer, este proporţional cu raportul energiilor specifice pierdute ale particulelor,

2

1

2

2

1

2

1

q

q

m

m

R

R

(2)

unde: m1 şi m2 sunt masele particulelor şi q1, q2 sarcinile particulelor.

Exemplu. Determinaţi domeniul liniar al protonului cu energia E p =

10 MeV în aer. Vom găsi întâi energia cinetică a particulei ce posedă aceeaşi viteză iniţială ca a protonului:

4

12

2

m

m

vm

vm

E

E pppp

Domeniul liniar al particulei cu energia E = 40 MeV în aer este:

cmER 114148.0 8.1

Domeniul liniar al protonului cu energia E p = 10 MeV (vezi formula (2))

este:

cmRRp 1141

2

4

12

16

Captarea electronilor cu mişcarea fisiunii fragmentelor, în comparaţie cu încărcarea, schimbă amestecarea particulelor , producându-se pe tot domeniul fragmentului, nu doar spre sfârşit. Domeniul liniar în aer Rf a fisiunii fragmentului cu numărul de masă A în condiţii normale se calculează cu formula:

ARf2103514 .

cm

Fisiunea fragmentelor cu numărul de masă A = 120, se întinde pe o distanţă în aer Rf 2.4 cm. În solide, domeniul liniar al fisunii fragmentelor este aproximativ de 103, 104 ori mai mic decât în aer.

În fizica experimentală domeniul masic a unei particule încărcate, Rm, exprimat în kg/m2 este frecvent utilizat în locul domeniului liniar. Numeric, domeniul masic este egal cu masa substanţei într-un cilindru a cărei înălţime este egală cu domeniul liniar a particulei în metri, R, şi secţiunea transversală de 1 m2,

Rm = R (3)

unde este densitatea materiei în Kg/m3. Formula empirică pentru domeniul masic al particulelor cu energia

între 4 şI 9 MeV este:

3 AERm g/m2 (4)

unde A reprezintă numărul de masă al substanţei şi E energia particulei în MeV.

Exemplu. Calculaţi masa şi domeniul liniar al particulei cu energia E = 5 MeV pentru beriliu (A = 9, = 1800 kg/m3).

Conform formulei (4) domeniul masei este:

5331259 .mR g/m2

Din formula (3) domeniul liniar are expresia:

53

1085.11800

105.33

R m = 18.5 m

17

1.2.4 Interacţiunea dintre particulele β cu substanţa

Pierderile energiei electronilor care se mişcă în materie pot fi împărţite în pierderi ale ionizării şi pierderi radiative.

Dependenţa energiei a pierderilor ionizării specifice pentru electroni este aceeaşi ca şi pentru particulele grele încărcate (vezi figura 2). Curba care arată pierderea energiei scade odată cu creşterea vitezei, implicit a energiei cinetice care reprezintă dublul energiei de repaus a electronului, apoi creşte încet.

Pierderile energiei radiative sunt rezultatul acceleraţiilor care au loc în natură ca rezultat al acceleraţiei unei particule libere încărcate în câmpul electric al nucleului. Ajungând în apropierea nucleului particula este deviată

de forţa coulombiană 2

20

r

ZebF

. Această forţă este de asemenea în raport cu

masa particulei m şi acceleraţia acesteia în concordanţă cu legea a doua a lui Newton F = ma. Orice sarcină liberă în mişcare cu acceleraţie emite fotoni a căror energie totală este proporţională cu pătratul acceleraţiilor. Din a2 = F2/m2, astfel că a2 = 1/m2, pierderile radiative a particulelor greu încărcate vor fi mai scăzute decât cele ale particulelor uşor încărcate (electroni sau pozitroni). Astfel pierderile radiative ale electronilor depăşesc pe cele ale protonilor supuse aceleaşi forţe de 62 105.3/ ep mm ori. Pierderile radiative

ale particulelor grele sunt nesemnificative în comparaţie cu pierderile ionizării cu energiile particulei foarte mari şi de obicei nu sunt luate în consideraţie. Cu toate acestea pierderile radiative ale particulelor uşoare pot fi apreciabile, particular la trecerea prin mijloc cu numărul atomic Z mare.

Radiaţia emisă ca rezultat al pierderilor radiative se numeşte radiaţie de frânare. Aceasta este radiaţia produsă de frânarea particulelor încărcate în câmpul electric al nucleului.Radiaţia de frânare este de asemenea emisă de electronii în mişcare pe orbite circulare în electroni acceleratori (betatroni şi selsin). Radiaţia în aceste cazuri este numită prin urmare radiaţie betatron şi selsin.

Pierderile radiative specifice Er sunt proporţionale cu energia electronului Ee şi pătratul numărului atomic în mediu:

er EZE 2

Pierderile ionizării electronilor Ei predomină în comparaţie cu energiile reduse. Cu creşterea energiei cinetice contribuţia relativă a

pierderilor ionizării la pierdere totală de energie se diminuează. Dacă ZEi ,

18

raportul dintre pierderile radiative specifice şi cele ale ionizării, k, este proporţional cu ZEe,

k = 1.25 x 103ZEe

unde Ee este exprimată în mega-electronivolţi (MeV).Energia electronului pentru care Ei = Er (k = 1) este numită

energie critică. Pentru fier (Z = 26) energia critică este de 31 MeV şi pentru plumb ( Z = 82) este aproximativ 9.8 MeV. Pierderile energiei critice radiative precedă pierderile ionizării.

Radiaţia de frânare cu frecvenţa în şirul razelor X este obţinută în special în canalele razelor X cu viteză mare şi anticatod. Aceasta este aplicată în medicină pentru diagnosticul bolilor. Electronii din canale sunt acceleraţi până la 30 – 100 KeV (1KeV=103eV) şi apoi stopaţi în anticatod. Razele X emise la frânarea electronilor posedă un spectru continuu.

Masa electronului este cu mult mai mică decât a particulelor grele ceea ce determină caracterul mişcărilor în materie. Electronii sunt puternic deviaţi la ciocnirea cu electronii atomici sau cu nucleii. Aceştia nu se mişcă de-a lungul liniei drepte cum se întâmpla cu particulele grele care au o traiectorie sinuoasă. Lungimea traiecoriei totale a electronilor grei predomină şirurile particulelor greu încărcate. Oricum de interes practic este şirul electronului efectiv. Aceasta este densitatea stratului de materie care stopează complet electronul. Şirul masei efective a electronului Rme în aluminiu poate fi determiniată cu ajutorul formulei empirice:

601435 .. eme ER , pentru 5201 .. eE MeV(5)

061305 .. eme ER , pentru 52.eE MeV

unde Rme este dat în Km/m2 şi Ee este energia maximă a particulelor

sau energia electronilor monoenergetici în MeV. Formula de mai sus poate fi utilizată cu o precizie de 10% pentru estimarea lui Rme în aer şi fier.

Exemplu. Găsiţi grosimea stratului de aluminiu care absoarbe electronii cu o energie de 2MeV. Densitatea aluminiului este de 2700 Kg/m3 în acord cu formula (5)

2696012435 ... meR kg/m2

3104332700

269

..

Al

meAl

RR

m = 0.343 cm

19

Pozitronii rapizi îşi pierd enegia când electronii se ionizează şi emit energie de frânare. Pozitronii stagnaţi pot împinge electronii din stratul periferic al atomului când ei sunt independenţi decât primii electroni. Formaţia instabilă, alcătuită dintr-un electron şi un pozitron, care gravitează în jurul centrului de masă comun poartă numele de pozitroniu. Timpul de viaţă al pozitroniului este de bilioane de secunde după ce pozitronul şi electronul sunt anihilaţi pentru a produce două, trei cuante . Energia totală a cuantei este de 1.02MeV, ceea ce reprezintă dublul energiei electronului. Electronii şi pozitronii pot fi de asemenea anihilaţi fara a forma pozitroniu. Radiaţia produsă de electronul - pozitronul anihilat este numită radiaţie anihilată.

1.2.5 Interacţiunea dintre radiaţia electromagnetică şi substanţa

Legea atenuării radiaţiei în materie. Radiaţiile X, de frânare, radiaţiile gamma sunt unde electromagnetice, comportamentul lor depinzând de frecvenţă. Ele sunt identice dacă frecvenţă lor este aceeaşi. Astfel va fi suficient sa cunoaştem interacţiunea dintre radiaţiile gamma şi materie. Proprietăţile altor radiaţii în aceeaşi frecvenţă sunt identice.

Radiaţia gamma este o radiaţie puternic penetrantă. La trecerea prin materie cuanta interacţionează cu atomii, electronii şi nucleele şi intensitatea lor este atenuată.

Fascicol de cuante γ

Strat de substanta

Fig.3 Fascicul de cuante gamma incidentintr-un strat

0 x x+dx Fig. 3.4 Fascicul de cuante gama incident într-un

strat de substanţă

20

Legea atenuării pentru un fascicul paralel monoenergetic a unei cuante primare va fi luată în considerare la ciocnirea cu o sarcină plană. Din definiţie,

particulele primare sunt acele particule care nu interacţionează cu electronii, nucleele sau atomii la trecerea prin materie.

Intensitatea fasciculului primar este diminuată ca rezultat al absorbţiei şi dispersiei razelor în stratul de materie (fig 3).. O cuantă dispersată de electroni pierde o parte din energie şi schimbă direcţia de mişcare. La distanţa x faţă de suprafaţă, fluxul densităţii cuantei primare este redus la valoarea (x). În învelişul subţire al startului, dx, densitatea fluxului cuantei este redus de le (x) la (x +dx). Numărul de interacţiuni dintre cuanta şi materie într-un strat subţire este proporţional cu fluxul densităţii (x) de la suprafaţa stratului şi grosimea stratului dx,

d dx (6)

Semnul minus din partea dreaptă a ecuaţiei arată că fluxul densităţii cuantei descreşte cu d în stratul dx. Coeficientul de proporţionalitate este numit coeficient total liniar de atenuare. Dimensiunea lui este m-1 şi numeric acest coeficient este egal cu raportul dintre cuanta monoenergetică şi fasciculul paralel pe unitatea de lungime. Valoarea lui depinde de densitate şi de numărul atomic al substanţei şi de energia cuantei :

= ),,( EZ

Dacă 0 indică densitatea fluxului cuantei la suprafaţa principală a stratului, legea micşorării fluxului cuantelor primare monoenergetice ce trec prin substanţă poate fi exprimată prin formula:

xex 0)( (7)

Valoarea lui este egală cu 1/d, unde d este grosimea stratului materiei care reduce densitatea fluxului cuantei de e = 2.72 ori. Pentru scopuri practice o cantitate convenabilă este valoarea grosimii de înjumătăţire. d1/2. Aceasta este grosimea stratului materiei care reduce densitatea fluxului de două ori. Relaţia dintre şi d1/2 este aceeaşi cu cea dintre timpul de înjumătăţire şi constanta de dezintegrare:

= 0.693 / d1/2

21

Coeficientul de atenuare liniară totală este proporţional cu densitatea materiei. Dacă raportăm la densitate obţinem coeficientul de atenuare

masic, m , măsurată în metri pătraţi pe kilogram (m2/kg). Coeficentul de

atenuare masic depinde de numărul atomic al substanţei şi de energia cuantei ,

),( EZmm .

După substituţia m legea atenuării (7) ia forma:

xmMex 0)( (8)

unde, xM x este masa unei sarcini de arie 1 m2 şi grosime x.

Exemplu. Calculaţi: (a) valoarea grosimii de înjumătăţire pentru radiaţiile cu energia 1E MeV, în plumb (Z = 82) şi aluminiu (Z = 13); (b) masa

straturilor plumbului şi aluminiului (în kg/m2) care diminuează densitatea fluxului de două ori.

Coeficienţii liniari de atenuare 80Pb m-1 şi 15Al m-1 şi

densităţile 11340Pb kg/m3, 27000Al kg/m3.Valoarea grosimii de înjumătăţire este:

- pentru plumb

32/1 1065.8

80

693.0693.0 Pb

d

m

- pentru aluminiu

22/1 106.4 d m

Coeficientul masic de atenuare este:- pentru plumb

310711340

80 m m2/kg

- pentru aluminiu

22

3105.5 m m2/kg

Masa stratului plumbului care reduce fluxul densităţii de două ori este:

7.981065.811340 32/1 dM PbPb kg/m2

şi a aluminiului:

4.12AlM kg/m2

În cazul radiaţiilor acestea interacţionează cu material prin trei procese independente: efectul fotoelectric, efectul Compton şi producţia de perechi. Aceste efecte implică interacţiunea cuantei cu atomii, electronii şi nucleele respective. In consecinţă coeficientul total linear de atenuare este egal cu suma celor trei coeficienţi lineari independenţi: datorită absorbţiei fotoelectrice ph , interacţiunii Compton C şi

producţiei pereche pp ,

ppCph

Fiecare din aceşti coeficienţi depind de drumul lor specific, de numărul atomic şI energia cuantei .

Efectul fotoelectric. Asesta este tipul de interacţiune dintre cuanta şi

atom în care cuanta este absorbită (dispersată) şi electronul este ejectat din atom. Partea de energie a cuantei este folosită la rupere ca legătură între electroni şi nucleu şi pe de altă parte este impărţită electronului ca energie cinetică Ee,

neeEE

Efectul fotoelectric conţinând un electron pe stratul atomic n, va avea loc doar dacă energia cuantei depăşeşte energia de legătură a electronului

în acel strat, ne . Dacă energia cuantei este mai mică decât energia de

legătură a electronului în stratul K, de exemplu, dar mai mare decât în stratul

23

L, efectul fotoelectric poate avea loc în toate straturile atomului nu numai în stratul K.

a) efect fotoelectric

b) efect Compton

c) producţia de perechi electron-pozitron

Fig. 4 Principalele moduri de interacţiune între cuanta � şi materie

Direcţia fotoelectronului este aproape perpendiculară pe direcţia propagării cuantei absorbite (figura 4) şi aproape coincide cu direcţia vectorului intensitate electrică din câmpul electromagnetic. Aceasta înseamnă că fotoelectronii sunt ejectaţi din atom de forţele electrice.

Absorbţia fotoelectrică a cuantei în stratul n descreşte cu mărirea energiei cuantei . Aceasta este maximă pentru energia cuantei adunată la energia de legătură n

e . Pentru energiile E >> ne probabilitatea pentru

absorbţia fotoelectrică în stratul n este redusă de o mie de ori. Se poate menţiona că electronul liber nu poate absorbi o cuantă deoarece legile conservării energetic vor fi deci, încălcate.

Coeficientul liniar fotoelectric de absorbţie ph este proporţional cu

raportul 5.3

5

E

Z . Dependenţa acestui coeficient la plumb este prezentată în

figura 5. Acesta scade rapid cu creşterea energiei şI pentru E >10 MeV,

practic fotoelectronii nu apar în plumb.Efectul Compton. Dispersia cuantei de electroni se numeşte efect

Compton. Interacţiunea dintre cuanta şi electron în efectul Compton este

24

văzută ca ciocnirea dintre sfere elastice (figura4) cu masele 2c

hvm şi me. În

fiecare ciocnire elastică cuanta transmite părţi din energie electronului şi este dispersată. Atât timp cât dispersia cuantei depinde de densitatea electronilor (Ne depinde de Z) efectul Compton este dependent de numărul atomic Z al substanţei. Dispersia cuantei are loc în marea majoritate a cazurilor ca un rezultat al interacţiunii cu electronul într-o slabă legătură cu alte straturi. Coeficientul C al interacţiunii liniare Compton este proporţional cu Z/ E . Odată cu creşterea energiei cuantei fracţia cuantei dispersată

descreşte. În plumb efectul Compton înlocuieşte efectul fotoelectric la energii E > 0.5 MeV (fig.5). Descreşterea coeficientului C cu creşterea energiei

este mai progresivă decât cea a lui ph şi mai mulţi electroni Compton sunt

produşi în plumb la E > 0.5 MeV decât electronii fotoelectrici. La energii

peste 50100 MeV efectul Compton este nesemnificativ. Producţia de perechi. O cuantă în câmpul nuclear poate produce o

pereche de particule şI în particular un electron şi un pozitron (vezi figura4). Energia cuantei este transformată într-o energie de repaus a electronului şI pozitronului 2mec

2, în energia lor cinetică eeEE , şi în energia cinetică a

nucleelor En,

neee EEEcmhv 22

Perechea de particule este formată doar dacă energia cuantei este mai mare decât dublul energiei de repaus a electronului care este 1.02 MeV. Cuanta nu poate fi transformată într-o pereche în afara legăturii câmpului=nucleului atât timp cât aceasta ar fi o încălcare a legii conservării momentului. Presupunând o energie a cuantei egală cu 1.02 MeV poate crea un electron sau un pozitron, dar momentele lor ar fi nule având în vedere că energia cuantei este hv/c.

În câmpul unui nucleu momentul şi energia cuantei sunt distribuite între electron, pozitron şi nucleu fără încălcarea legii conservării energiei şi momentului. Masa nucleară în mare măsură depăşeşte masele electronului şi pozitronului şi prin urmare o mare parte neglijabilă a energiei este transmisă

nucleului. Practic, toată energia cuantei este transformată în energia electronului şi pozitronului.

Coeficientul liniar al producţiei pereche pp este proporţional cu Z2ln E .

Producţia pereche este apreciată în substanţele grele la energii mari ale

25

cuantei . Coeficientul pp nu este nul doar la depăşirea energiei prag

E =1.02 MeV. Cu creşterea energiei coeficientul pp creşte rapid. Începând

cu energii mai mari de 8 MeV, absorbţia cuantei este datorată producţiei pereche.

Coeficientul total liniar de atenuare este suma celor trei coeficienţi ph , C şi pp şi de prin urmare cu creşterea cuantei energiei coeficientul

descreşte (vezi figura5) ajungând la minimul de 3 MeV după care începe creşterea. Acest tip de dependenţă pentru plumb este datorat faptului că la energie mică ( E ) este determinat de efectul fotoelectric şi efectul Compton

şi la energii depăşind 8 MeV principala contribuţie a lui este procesul producţiei perechilor. O dependenţă similară a ( E ) este de asemenea

observată şi la alte elemente grele.

Coeficientul de transfer al energiei. Energia radiaţiei gamma interacţionează cu materia este transformată în energia cinetică a electronilor şi în energia secundară a radiaţiei (care include razele X emise în efectul fotoelectric, cuanta dispersată în efectul Compton şi anihilarea radiaţiei). Coeficientul poate fi astfel exprimat ca sumă:

= a + s

Coeficientul a este numit coeficientul liniar de transfer al energiei. Acesta este egal cu raportul energiei radiaţiei care este transferată electronilor elibereraţi într-un strat al materiei. Fracţia energiei radiaţiei care este transformată în energia secundară a radiaţiei într-un strat al materiei se referă la coeficientul liniar de dispersie s.

26

Coeficientul a este foarte important în dozimetria radiaţiei atât timp cât doza radiaţiei absorbite este proporţională cu intensitatea radiaţiei şi coeficientul a a substanţei iradiate. Coeficientul masic de transfer al energiei pentru aer (tabel .1) variază cam între 0.2 şi 1.5 MeV.

Tabel.1 Coeficientul masic de transfer al energiei pentru aer

E , MeV am , m2/kg

E , MeV am , m2/kg

E , MeV am , m2/kg

0.05 0.384 0.40 0.296 4.0 0.1940.08 0.236 0.60 0.296 6.0 0.1720.10 0.233 1.0 0.280 8.0 0.1600.15 0.251 1.5 0.256 10 0.1530.30 0.288 3.0 0.211

În dozimetria radiaţiei gamma substanţele complexe sunt caracterizate de numărul atomic efectiv Zeff. Acesta este numărul atomic a unui element pentru care coeficientul energiei transferate raportat un electron al elementului este la fel ca la substanţa dată. Astfel valorile lui Zeff pentru apă, aer şi ţesut viu sunt aproape aceleaşi şi aproximativ 7.5.

Fig. 5 Dependenţa coeficienţilor liniari de atenuare de energia cuantei petru plumb

- total

ph – absobţie fotoelectrică

C – interacţie Compton

pp – producţie perechi

ph

C

pp

i , cm-1

E , MeV

27

Atenuarea prin distanţă. Atenuarea densităţii fluxului primei cuante are loc nu numai ca un rezultat al absorbţiei sau dispersiei în mediu. Dacă un

punct sursă este plasat în vid, densitatea fluxului cuantei va descreşte odată cu creşterea distanţei de la sursă. O sursă este considerată a fi un punct sursă dacă mărimea ei este o pătrime din distanţa dintre sursă şi punctul de observaţie.

Presupunem o sursă în vid ce emite izotropic (uniform în toate direcţiile)

Q cuante pe secundă. Numărul total de cuante ar trebui să fie acelaşi la

orice distanţă de la sursă. Deci, densitatea fluxului cuantei la distanţa r de sursă, )(r , trecând peste suprafaţa unei sfere de arie 24 rS este

24 rr Q

)(

Raportul densităţilor fluxului la o suprafaţă sferică cu razele Rr şi 1r cm

20

1

R

R

)(

(9)

unde 0 este densitatea fluxului cuantei la distanţa 1r faţă de

sursă. Cu creşterea distanţei de la punctul sursă, densitatea fluxului cuantei în vid diminuează cu 1/R2.

Dacă punctul sursă este localizat în mediu atenurea densităţii fluxului cu

o rază a cuantei monoenergetice şI intensităţii va fi se asemenea afectată de interacţiunea cuantei cu substanţa din mediu şI astfel

20

R

eR

R )( (10)

Factor de acumulare. Legile exprimate de formulele (7) şi (10) sunt

valide pentru atenuarea radiaţiei primare. Contribuţia dispersiei radiaţiei la intensitate nu este luată în calcul de aceste formule.

Dispersia cuantei după multiple ciocniri cu electronii poate părăsi

mediul absorbant. Ambele cuante primară şI dispersată pot trece printr-un anumit punct A poziţionat după stratul protector (vezi figura7).

28

Fascicul de cuante γ Strat protector

Fig 6.Trecerea fascicului de cuante γ printr-un strat de substanta

Intensitatea totală a radiaţiei în punctul A este aşadar suma intensităţilor radiaţiilor primară pI şi dispersată Id,

I = I p + I d

Raportul dintre intensitatea totală şi intensitatea radiaţiei primare se numeşte factorul de acumulare B,

pI

IB

Intensitatea şi densitatea fluxului a radiaţiei primare sunt proporţionale una cu cealaltă. Astfel din relaţia prcedentă şi formulele (7) şi (10) rezultă

n

R

R

eBIRI

0)(

unde exponentul n este zero pentru o sursă plană extinsă şi doi pentru

un punct sursă al cuantei . Factorul de acumulare este determinat de obicei experimental. El

depinde de geometria sursei, de energia cuantei primare, de proprietăţile absorbţiei şi dispersiei substanţei şi de densitatea lui. În tabele factorul de acumulare pentru o geometrie dată este de obicei prezentat ca o funcţie ca produs dintre şi unde este grosimea stratului protector. Astfel valoarea

lui B pentru plumb înconjoarând punctul sursă cu energia de 1MeV, cuanta

variază între 1.35 ( = 1) şI 5.25 ( = 20).

29

TIMPUL

10-16s

10-5s

de la s pana la ore

de la min pana la ore

de la ore se extinde pana la ani

Expunere la radiatii

absorbtia energiei

Molecule ionizate si excitateelectronic

prin actiune prin radicalii „directa” din apa (actiune indirecta)

Modificari moleculare

dezvoltarea leziunii moleculare prin metabolism

primele efecte Leziuni fiziologice de necesita biochimiceobicei reversibile dezvoltare dezvoltarea

metabolica leziunii biochimice prin metabolism

Mutatii Leziuni sub- microscopice

mutatii

somatice? Leziuni vizibile

Moartea celulei

Efecte somatice Moartea organis- intarziate mului(cancer, leucemie,scurtarea duratei de viata)

MODIFICAREA DEZVOLTARII LEZIUNII PRIN :

AGENTI PROTECTORI CHIMICI EFECTUL OXIGEN

REVERSIBILITATEA LEZIUNILOR BIOCHIMICE ( sperante ptr. Viitor)

RESTABILIRE INTRA- CELULARA ( se aplica de asemenea la mutatii)

INLOCUIREA CELULEI PRIN REGENERARE SPONTATA SAU PRIN

Fig. 2.1 Secvenţa efectelor care au loc de la absorbţia energiei în organismul viu până la moarte

Tesutul sau organul FactorTesticule si ovareSaniMaduva osoasaPlamani Tiroida Suprafata oaselorRestul

0,250,150,120,120,030,030,30

Totalul pentru tot corpul 1,00 Fig. 2.2 Ponderile factorilor de risc

30

CAP.2. Efectele radiaţiilor nucleare

2.1 Efectele biologice ale radiaţiilor

În urma interacţiunii radiaţiilor ionizante cu materia vie se produc o serie de modificări structurale şi funcţionale. Iniţial are loc o modificare la nivelul submolecular al organizării. Aceasta, la rândul său, dacă nu este reversibilă, declanşează modificări exprimate într-o gamă largă de alterări,de la cele minore până la cele care produc moartea celulară şi a organismuluiviu. Secvenţa efectelor care au loc de la absorbţia energiei şi excitarea moleculară până la modificările genetice sau moartea organismului este dată în schema din fig.2.1.

Studii recente au arătat că doza radiaţiei pe cap de locuitor a crescut mult în ultimii ani. Studierea efectelor radiaţiilor nucleare asupra supravieţuitorilor de la Hirosima şi Nagasaki au arătat cât de nocive sunt şi de îndepărtate în timp pot fi efectele radiaţiilor.

Studiile efectuate au arăta că ţesuturile cele mai radiosensibile sunt acelea ale căror celule se înmulţesc cel mai repede, cele hematopoctice,mucoasele, organele interne (plămâni, rinichi, etc), apoi ţesuturile musculare,osoase şi ţesutul nervos. Iradierea îndelungată, chiar cu doze mici, poate avea ca urmare eriteme, leucopenii, malformaţii congenitale. Ponderile factorilor de risc sunt ilustrate în fig.2.2 .

Cel mai grav efect latent al iradierii este cancerul. Procesele fundamentale prin care radiaţia induce cancer nu sunt înţelese ţn ţntregime,dar o incidenţă mărită a diferitelor boli maligne s-a observat la grupe de oameni care au fost expuse la diferite doze puternice de radiaţii în anii anteriori. Nu toate persoanele astfel expuse contractează cancer, deoarece cancerul are multe cauze. Totuşi fiecare persoană expusă are o probabilitate în plus de a–l contracta şi această probabilitate depinde mult de doza primită.

Principalele efecte daunatoare ale radiatiilor sunt illustrate in fig. 2.3Se impune micşorarea pe cât posibil a iradierii profesionale (evident

iradierea profesională sau accidentală trebuie înlaturată în limita posibilităţilor)şi mai ales protejarea persoanelor ocupate în domenii în care se utilizează izotopii radioactivi.

Iradierea accidentală are ca manifestări radiopatologice : afectarea organelor hematopatice, cu semne de aplazie medulară

şi modificări esenţiale în hemogramă: neutropenie, leucopenie, anemie, trombopenie;

radiotermite precoce sau tardive;

31

afectarea cristalinului prin dezvoltarea cataractei; sterilitate feminină prin suprimarea menstruaţiei şi masculină

azoospermie, manifestări temporare sau definitive, în funcţie de doză;

Fig.2.3 Principalele efecte dăunătoare ale radiaţiilor Condiţii de apariţie şi surse de informare:

afectarea dezvoltării embrionului (malformaţii); cancerizarea .

În ceea ce priveste sursele de contaminare ,ele sunt, pe scurt:

Efect Condiţie InformaţieImediate Moarte(Precoce) Eritem Sterilitate

Doze şi debite ale dozelor foarte mariasupra : celei mai mari parti a corpuluisuprafetei pieliitesticulelor si ovarelor

Date privind oamenii ,din diferite surse.

Boli maligne Orice doză sau debit al dozelor.Probabilitatea depinde de doză.Se manifestă peste ani.

Date privind riscul ,prin extrapolare liniară din zona dozelor sau a debitelor mari ale dozelor.Diferite sensibilităţi ale organelor.

Ulterioare Defecte ereditare(Tardive)

Modificări maligne

Modificări de dezvoltare

Orice doză sau debit al dozelor Manifestată la descendenţi

Doza foarte mare Diferite perioade de manifestare

Iradierea embrionuluiSe manifestă după naştere

Date referitoare la oameni prin compensaţie cu datele privind soarecii.Limita superioară în cazul oamenilor

Date privind oamenii din diferite surse

Date limitate privind oamenii

32

1. instalaţiile nucleare energetice (reactor de mare putere);2. industria minieră de materiale nucleare;3. instituţiile nucleare folosite în scopuri de cercetare (reactor de

cercetare,acceleratoare de particule,etc.);4. instalaţiile pentru tratarea şi retratarea materialelor nucleare;5. iradierea medicală (cu radiaţii X, γ, izotopii folosiţi în radiodiagnostic,etc.);6. exploziile nucleare şi termonucleare;7. aplicaţiile cu surse de radiaţii deschise în hidrologie, geologie, agricultură,etc.(contaminarea produsă de trasori,surse diseminate);

8. aplicaţiile industriale ale izotopilor radioactivi şi ale surselor de radiaţii; 9. instalaţiile nucleare pentru iradierea tehnologică etc.

Gradul de iradiere pentru orice substanţă poate fi caracterizat de doza de radiaţie absorbită D (sau pe scurt, doze de radiaţii sau simplu doze). Aceasta este definită ca energia radiaţiei absorbite de un kilogram de substanţă. Unitatea de măsură pentru doza de radiaţie este rad-ul. Acesta înseamnă doza de radiaţie de un kg ce absoarbe o energie de 102 J.

Practic este imposibil de măsurat direct doza de radiaţie într-un ţesut viu. Pe de altă parte, absorbţia radiaţiei în materie, incluzând ţesutul viu, depinde de numărul atomic efectiv Zef. Substanţele care au valorile lui Zef mari cât cea a tesutului sunt numite materiale echivalente ţesutului celular. Ele sunt folosite la măsurarea dozei de radiaţie în ţesut.

O cale mai uşoară de a determina doza de radiaţie este de a măsura ionizarea produsă în aer care este o substanţă echivalentă ţesutului celular. A fost găsită în jur de 36 eV din energia radiaţiei care trebuie folosită la ionizarea moleculei de aer. Măsurând ionizarea în aer este simplu de determinat doza de radiaţie.

Doza de radiaţie este măsurată pe baza ionizării produse, în practic dozimetria, ceea ce se numeşte doza de expunere ce este uzual folosită. Unitatea de măsură în acest caz este roentgen (R) care este doza razelor X sau a radiaţiilor produsă într-un cm3 de aer la 0 oC şI presiune de 760 mm Hg, ionii încărcaţi cu sarcina de 3.33 x 1010C. Referindu-ne la doza absorbită în aer 1R = 0.89 rad şi în ţesutul viu 1R = 0.93 rad. Astfel o doză de 1 R este puţin mai mică decât o doză de 1 rad. Expunerea dozei este convenabilă pentru toate scopurile practice deoarece ionizarea în aer poate fi măsurată în camera de ionizare.

33

Efectul biologic al radiaţiei în ţesutul viu depinde nu doar de ionizare dar de asemenea de ionizarea specifică. Dozele egale de protoni, particule şielectroni efectă un efect biologic mai mare decât acele raze X sau radiaţii .

Efectul biologic cauzat de iradierea prelungită a corpului uman este luat în consideraţie de radiaţie factorului de calitate Q (tabelul 2.4). Acesta indică de câte ori efectul biologic pentru orice tip de radiaţie depăşeşte efectul provocat de radiaţia din aceeaşi doză.

Tabel 2.4 Factorul Q de calitate al radiaţiei

Tipul de radiaţie Q Tipul de radiaţieQ

Raze X şi 1 Neutroni cu energiile:

1 5 keV 2.5

Protoni ( 10pE MeV) 10 20 keV 5

Particule ( 10E MeV) 10 100 keV 8

Nuclee grele de recul 20 500 keV 10Neutroni termici 3 1 keV 10.5

5 keV 7.010 keV 6.5

Produsul de doză absorbită D pentru un tip de radiaţie dat de factorul de calitate Q este doză echivalentă,

QDDeq

Unitatea de măsură pentru doza ehivalentă este rem (roentgen echivalent man) care este definit ca sumă a radiaţiei ce cauzează acelaşi efect biologic ca o doză de 1 rad de raze X sau radiaţii .

Doza de radiaţie ce se referă la unitatea de timp este numită viteza dozei. Dacă doza transmisă mediului durează o perioadă de timp de la t1 la t2este D, media vitezei dozei va fi:

W = D/( t2 t1)

34

Efectul biologic al radiaţiei pe organisme depinde de viteza dozei. Pentru doze de radiaţie identice efectul biologic este mai mare sau mai mic în funcţie de intervalul t2 t1. Pentru că aceasta nu este doar o doză de radiaţie, viteza dozei este bine monitorizată în instalaţiile de energie nucleară.

Maximul de doză permisibilă (MPD) a fost stabilită în cercetare, în câmpul de radiaţii. A fost selectat anual nivelul iradierii uniforme timp de o perioadă de peste 50 de ani, care nu evocă nici o schimbare nefavorabilă pentru sănătatea persoanelor iradiate sau a urmaşilor acestora. Aceste condiţii au condus la MPD de 5 rem/an sau 100 mrem/săptămână de lucru.

Maximul permisibil al vitezei dozei este:

tWmp

100 mrem/h

unde t este timpul de lucru pe sptămână în ore. Dacă t = 36 h atunci 82.mpW mrem/h.

Maximul permis al dozei pentru iradiaţia internă a fost ales în aceeaşi bază ca acelea pentru iradiaţia externă. Efectul biologic pentru o sursă internă depinde de proprietăţile chimice ale materialului sursei, de timpul lor de viaţă, tipul radiaţiei emise şi energia radiaţiei. Proprietăţile chimice afectează distribuţia atomilor radioactivi în organism şi timpul de care au nevoie aceştia pentru a se descărca în organism. Media anuală admisibilă a concentraţiilor (APC) substanţelor radioactive în aerul camerelor de muncă, în afară de aer sau apă a fost de asemenea stabilită. APC determină maximul acceptabil anual (MPU) al substanţelor radioactive pentru corpul uman. Dacă concentraţia de substanţe radioactive din aerul camerelor de muncă este constant MPU ( Ci/y) şi APC (Ci/l) sunt date de formula: MPU = 2.5 x 1012 APC

APC depind de proprietăţile substanţelor radioactive. Astfel pentru 239

Pu

şi 135

I APC în camerele de muncă au 1.7 x 10-15 Ci/l şi respectiv 1.0 x 10-10

Ci/l. În aer şi în apă APC este mai puţin important decât în cazul camerelor de muncă.

În scopul micşorării dozei de radiaţie MPD, se foloseşte protecţia faţă de radiaţie. Pentru aceasta presupunem utilizarea unui ecran de protecţie. Ecranul este făcut din substanţe care absorb puternic radiaţiile. Substanţele radioactive din aer se înlătură prin sistemul de ventilaţie.

35

2.2.Protecţia contra radiaţiilor ionizante

2.2.1 Clasificarea surselor radioactive Aspectul fizic al surselor radioactive este unul din factorii

preponderenţi în problemele de organizare şi planificare a lucrurilor. Din acest punct de vedere sursele radioactive se împart în surse deschise, închise şi de neutroni.

Sursele închise –sunt substanţe radioactive care în condiţii normale de lucru de află în formă solidă, compactă, nefriabilă şi sunt închise în capsule protectoare sau în materiale care nu permit răspândirea lor sub nici o formă; ele nu sunt destinate topirii, dizolvării sau altor produse fizico-chimice ce ar putea duce la fracţionarea lor, au un punct de fuziune ridicat, sunt insolubile în apă şi nu reacţionează cu aerul sau apa.

Pot exista, deasemenea, surse închise care emit numai radiaţii α sau numai β ,şi surse gamma active .

Sursele α şi β active sunt, de obicei, depuse pe un suport şi acoperite cu o peliculă fină care împiedică dispersarea substanţei radioactive. Pelicula trebuie să fie rezistentă la şocuri, la condiţiile de lucru şi să fie suficient de subţire pentru a nu opri radiaţia α sau β emisă de sursă .

Sursele γ active sunt constituite fie din metale activate, fie, din diferite substanţe radioactive introduse în capsule protectoare. Sursele pot fi alcătuite dintr-un singur izotop radioactiv sau dintr-un amestec de izotopi radioactivi.

După scopul în care sunt utilizate sursele închise avem: surse pentru defectoscopie, pentru iradieri, pentru etalonări sau măsurări, etc.

Din punct de vedere al protecţiei contra radiaţiilor distingem surse fixe şi surse mobile .

Surse deschise sunt considerate toate substanţele radioactive aflate sub o formă susceptibilă dispersiei:lichidă, gazoasă ,pulverulentă ,granulară,cristalizată, etc. Tot în această categorie intră sursele închise cărora li se aplica diverse tratamente în urma cărora sursa radioactivă se poate fragmenta şi dispersa parţial sau total.

Surse de neutroni sunt amestecuri omogene de două substanţe dintrecare una radioactivă. Neutronii apar ca rezultat al unei reacţii nucleare de tipul (α,n) sau (γ,n).

36

2.2.2 Protecţia în lucrările cu surse de radiaţii nucleare Sarcinile legate de protecţia muncii trebuie să fie încredinţate unui

personal cu pregatire specială, personal ce alcătuieşte serviciul de dozimetrie din fiecare unitate nucleară. Măsurile luate de acest personal trebuie să urmărească :

o reducerea la minimum posibil a nivelului de iradiere a persoanelor care lucrează cu surse de radiaţii nucleare şi a persoanelor din zonele supravegheate şi nesupravegheate.

o prevenirea pătrunderii în organism a substanţelor radioactive prin ingerare, inhalare, rănire ,etc.

o prevenirea contaminării suprafeţelor de lucru şi obiectelor cu substanţe radioactive.

o prevenirea extinderii contaminării cu substanţe radioactive în afara zonelor de lucru din unitatea nucleară cât şi în zonele supravegheate şi nesupravegheate.

Toţi cei care lucrează cu substanţe radioactive sau în câmpuri de radiaţii trebuie să fie echipaţi cu haine de protecţie: halat, bonetă, pantofi speciali,mănusi chirurgicale de cauciuc sau clorovinil , ochelari speciali de protecţie .

Orice lucrare ce prezintă pericol de iradiere sau de contaminare trebuie să fie planificat amănunţit din punct de vedere al protecţiei contra radiaţiilor .

Această planificare trebuie să prevadă :o natura sursei de radiaţii utilizate;o distanţa minimă la care operatorul poate să se apropie de sursă;o debitul dozei dat de sursa la distanţa de lucru ;o frecvenţa şi durata de iradiere a personalului operator ;o cauzele posibile de contaminare , avarii, etc. şi măsurile ce se iau

în aceste cazuri.De o deosebită importanţă în lucrările cu surse radioactive este

marcarea locurilor de lucru sub acţiunea radiaţiilor cât şi a zonelor contaminate. Marcajul constă în aplicarea pe utilajul de lucru a semnului indicat de radiaţii sau aplicarea la locul de muncă a unor tăbliţe cu inscripţiiavertizoare ( sursa radioactivă ,zona contaminată, pericol de radiaţii,etc.).

Una din sarcinile principale ale serviciului dozimetric într-o unitate nucleară este verificarea zilnică, înainte de începerea lucrului cât şi la orice schimbare a condiţiilor de lucru, a debitului dozei în câteva puncte caracteristice din unitatea nucleară. În cazul constatării unui nivel de radiaţii

37

superior celui obişnuit se vor lua măsurile necesare de ecranare sau de contaminare.

2.2.3 Executarea lucrărilor cu surse radioactive

Măsuri de protecţie în lucrările cu surse închiseLucrările cu surse închise prezintă pericolul iradierii atât a operatorului

cât şi a persoanelor care ar circula sau staţiona în zona de lucru .E necesar ca pe lângă marcajul locurilor de muncă ,operatorul să

asigure o protecţie eficientă , prin ecrane adecvate şi utilaj de manipulare de la distanţă.

Când izotopii radioactivi sunt utilizaţi pentru producerea unui câmp de radiaţii ei vor fi închişi în recipiente speciale sau se vor prepara sub o forma care să asigure o protecţie eficientă contra deteriorărilor mecanice. La alegerea şi construcţia surselor închise se va căuta să se respecte următoarele :

activitatea surselor utilizare să fie cât mai mică posibil; energia sau puterea de penetrare a radiaţiilor emise să nu fie mai

ridicată decât este necesar pentru lucrarea respectivă cu expunere totală minimă;

substanţa radioactivă conţinută în sursă trebuie să aibă o radiotoxicitate mică, să se prezinte sub formă chimică şi fizicăcurate, să limiteze riscurile dispersiei în caz de spargere a recipientului .

Sursele închise trebuie marcate permanent şi vizibil pentru a se putea identifica şi a se determina uşor natura şi activitatea lor, fără o expunere inutilă.

În momentul constatării unor avarii se vor lua următoarele măsuri: locul de muncă sau orice amplasament în cauză se va evacua

imediat şi se va căuta să nu se disperseze contaminarea radioactivă;

se va face imediat control personalului pentru a se vedea dacă nu s-a contaminat;

sursa respectivă se va pune într-un container care se va sigila; se vor îndeparta toate sursele de radiaţii nucleare din încăpere şi

se va măsura dacă nu s-au produs contaminări; accidentul se aduce imediat la cunoştinţa unei persoane din

serviciul dozimetric .

Măsuri de protecţie în lucrările cu surse deschise

38

Circulaţia substanţelor radioactive între depozit, punctul de lucru şi punctul de eliminare a deşeurilor radioactive trebuie sş decurgş astfel încât riscurile la care ar fi expus operatorul să fie minime.

Doza de radiaţie la care este expus un operator care lucrează cu o anumită sursă este direct proporţională cu timpul de expunere şi invers proporţională cu pătratul distanţei. Cum, de obicei, pentru o lucrare strict planificată nu se poate acţiona asupra timpului, singurul factor ce poate fi influent este distanţa. În acest scop, din dotarea oricărui laborator de lucru cu izotopi radioactivi nu trebuie să lipsească o trusă cu diferite pensete şi cleşti, cu mărimi şi forme variate.

Pentru a se evita accidentele, iradierile suplimentare sau eventualele contaminări operaţiile ce se pot executa cu substanţe radioactive trebuie să se facă în prealabil pe substanţe inactive. La repetiţii se vor utilize toate mijloacele pe care le va folosi experimentatorul când va executa lucrarea cu substanţe radioactive.

Transvazarea soluţiilor radioactive constituie de cele mai multe ori un pericol de contaminare şi iradiere. De aceea, transvazarea soluţiilor radioactive se face de la distanţă , prin dirijarea mecanică sau pneumatică. În cazul transvazărilor, suprafaţa de lucru trebuie acoperită cu hârtie de filtru pentru a absorbi lichidul ce s-ar putea vărsa. La operaţiile de cernere,măcinare, transvazare se vor folosi maşti cu filtru de tifon ce vor putea fi uşor schimbate de câte ori va fi necesar şi se vor purta ochelari speciali.

2.2.4 Înregistrarea iradierii personalului

Respectarea dozei maxime permise este de neconceput fără o controlare continuă a nivelului de radiaţii şi înregistrarea dozelor primite .

Măsurarea dozelor individuale se face de obicei cu ajutorul camerelor de ionizare de buzunar (stilodozimetre cu sau fără citirea directă) sau al filmelor dozimetrice (casete, brăţări, inele). Măsurarea câmpului de radiatţii se face cu ajutorul debitmetrelor.

La nivelul tehnicii actuale, la noi în ţară nu se face decât măsurarea expunerilor individuale la radiaţii Roentgen şi gamma între anumite limite.Măsurarea dozelor individuale de alte tipuri de radiaţii primite nu se face încă.În acest caz se recurge la măsurarea cu debitmetre.

Măsurarea dozelor produse de sursele gamma- active se poate face cu mare precizie cu ajutorul filmelor dozimetrice . Deoarece pragul minim de sensibilitate al filmelor dozimetrice utilizate la noi în ţară este 100 mrem,filmele dozimetrice nu se pot developa decât după trecerea unei perioade de timp suficiente pentru ca acumulările succesive să producă o doza în jurul a

39

100 mrem. Ele nu se pot purta nici prea mult timp, deoarece fenomenul de regresie face să scadă gradul de înnegrire a filmului. Obisnuit filmele dozimetrice sunt purtate de operator o lună de zile.

Măsurarea dozelor cu ajutorul stilodozimetrelor poate da rezultate numai în condiţiile unor etalonări periodice ale acestora. Pragul de sensibilitate minimă a stilodozimetrelor este mai coborât decât al filmelor totuşi măsurarea dozelor trebuie să se facă la anumite intervale. Cu excepţia cazului de suprairadiere , măsurarea stilodozimetrelor trebuie să se facă la intervale variind între 15-30 zile , în funcţie de condiţiile lucrării.

Doxele primite de personalul unităţilor nucleare trebuie să fie înregistrate în fişa dozimetrică personală care constituie cartea de vizităpentru examenele medicale periodice . În această fişă se trec dozele lunare şi anuale , cât şi cazurile de suprairadiere şi contaminare internă sau externă.

2.2.5 Măsurarea contaminării mediului ambient

Depistarea acestor contaminări trebuie să se facă prin măsuri periodice care să urmarească contaminarea suprafeţelor, contaminarea aerului, a apei, contaminarea biologică.

Contaminarea suprafeţelor Detectarea acestei contaminări trebuie să se facă prin măsurarea

zilnică a întregii zone calde a unităţii nucleare, incintelor de lucru, a utilajului,aparaturii folosite şi a echipamentului de protecţie utilizat. Măsurile de contaminare care se iau nu reuşesc întotdeauna să îndepărteze contaminarea până la o limita acceptabilă. Fondul contaminării superficiale va creşte treptat în urma contaminărilor şi decontaminărilor respective. De aceea organele internaţionale de resort (Agenţia Internaţională pentru Energie Atomică şi Comisia Internaţională pentru Protecţia Împotriva Radiaţiilor) au stabilit anumite nivele considerate ca fiind tolerabile.

Măsurarea contaminării suprafeţelor se poate face în mod continuu sau periodic. Pentru măsurări continue se folosesc filme dozimetrice care se pun îîn zonele contaminate sau în spaţii suspecte de contaminare . În funcţie de înnegrirea filmului se poate aprecia gradul de contaminare al suprafeţei.

Măsurările periodice se fac cu aparatura fixa sau portabilă, utilizându-se camere de ionizare, contori Geiger-Muller sau cu scintilaţii.

Contaminarea aerului

Măsurarea contaminării aerului se face atunci când se lucrează cu substanţe care în procesul de lucru ar putea da naştere la gaze sau aerosoli

40

radioactivi . Măsurarea contaminării cu aerosoli se poate face prin aspirarea aerului printr-o hârtie de filtru. Pentru gaze radioactive se folosesc diferite materiale absorbante care să poată fiza şi concentra gazul radioactiv, făcând astfel posibilă măsurarea lui.

Contaminarea apei

Este vorba de apa evacuată de unitatea nucleară . Probele pentru măsurare se iau din conducta de evacuare a apelor radioactive, înainte de sosirea lor n colector sau din dilutor , după realizarea diluţiei , în cazul în care unitatea nucleară posedă o anumită instalaţie. Când există instalaţii adecvate măsurările se pot face prin imersia unui detector în apa radioactivă evacuată. În afară de aceasta , este necesar să se facă periodic măsurarea contaminării conductei care transportă apele radioactive, pentru a se evita acumularea în anumite puncte a substanţelor evacuate.

Contaminarea biologică Lucrările cu surse deschise, şi în special cele executate în zone

contaminate, pot conduce la o contaminare internă a personalului. Aceste contaminări trebuie să fie depistate din timp pentru a nu risca , prin acumulări treptate, să se ajungă la concentraţia maximă permisă în corp. Detectarea acestor contaminări se poate face cu ajutorul unor instalaţii speciale , în care omul intră în contor , fie pe probe biologice recoltate de medici.

2.3 Tratarea deşeurilor radioactive

Deşeurile radioactive provin de la diferite operaţii ce implică folosirea substanţelor radioactive naturale sau artificiale. Deşeurile radioactive din industria atomică sunt sub formă solidă, lichidă şi gazoasă.

Deşeurile solide – pot fi materiale, diverse echipamente, instrumente,aparate sau componente ale acestora , îmbrăcăminte de protecţie sau de lucru , obiecte sau veselă din sticla ori din mase plastice utilizate în laboratoarele unde se lucrează cu produse radioactive.

Deşeuri lichide - sunt în general soluţii apoase , împărţite în trei grupe:de activitate înaltă, medie şi mică. Deseurile de înaltă activitate rezultă din procesul de retratare a combustibilului nuclear , au o activitate de la câţiva mCi/l la câteva mii de Ci/l , cele medii au o activitate de ordinul mCi/l, iar cele cu activitate mică au o concetraţie radioactivă de ordinul a câţiva μCi/l sau chiar mai puţin. În această categorie intră majoritatea apelor reziduale din minele de uraniu , de la procesele metalurgiei extractive a uraniului , apele de

41

răcire a reactorilor nucleari , apele de spălare şi efluenţii din laboratoarele de radiochimie ,de cercetare şi aplicaţii cu radioizotopi,etc.

Deşeuri gazoase - sunt gaze sau suspensii fine de particule radioactive rezultate de la funcţionarea reactorilor nucleari de cercetare sau din centralele atomoelectrice din industria atomică. Originea lor poate fi: produse radioactive cu neutroni a impuritatilor din aerul de racire a instalatiilor nucleare ;produsi de fisiune Kr,Xe,I; efluenţi de ventilaţie din laboratoarele de radiochimie unde au loc operaţii de evaporări, calcinări, etc, care antrenează particule radioactive şi sub forma de aerosoli sau suspensii fiind evacuate împreună cu aerul de ventilaţie.

2.3.1 Colectarea, păstrarea şi transportul deşeurilor

În cadrul unităţilor nucleare producerea deşeurilor radioactive are loc de obicei în nişa de primă diluţie sau pe mesele de lucru. Colectarea lor trebuie să se facă în containere speciale destinate acestui scop şi situate în imediata vecinătate a locului în care s-au produs. În general recipienţii containerelor se fac din metal , căptuşit în interior cu material plastic sau, în lipsa materialului plastic recipienţii se pot vopsi în interior cu vopsea sau lac exfoliabil.

Capacul recipienţilor trebuie să asigure o închidere ermetică,deschiderea făcându-se cu ajutorul unei pedale. Când recipienţii s-au umplut sau când activitatea deşeurilor devine importantă, conţinutul se goleste într-uncontainer de mare capacitate ce trebuie depozitat într-o încăpere specială sau pe o platformă adecvată, ferită de vânt şi de precipitaţii atmosferice.

În transportul deşeurilor se disting trei etape importante:a) transportul containerelor de colectare din laborator pentru a fi golite în containerul de păstrare al unităţii nucleare.b) transportul deşeurilor din containerele de păstrare la centrul de

tratare .c) transportul deşeurilor tratate până la locul de depozitare definitivă.Transportul deşeurilor radioactive atât de la locul de păstrare cât şi la

staţia de tratare la locul de depozitare definitivă trebuie să se facă cu vehicule speciale destinate şi utilate în acest scop. Cabina în care se află conducătorul auto şi persoanele însoţitoare trebuie să fie ecranată împotriva radiaţiilor. După fiecare golire , atât containerele cât şi vehiculele care le transportă trebuie spălate şi supuse controlului dozimetric .

2.3.2 Depozitarea deşeurilor radioactive de mare densitate

42

Depozitarea în rezervoare îngropate - pentru aceasta se au în vedere două condiţii esenţiale: alegerea terenului şi realizarea construcţiei.

Alegerea terenului se face în urma efectuării unor studii complexe ale căror obiecte principale sunt:

situarea zonelor populate în raport cu amplasamentul rezervoarelor destinate deşeurilor radioactive;

topografia terenului; climatul regiunii respective; drenajul natural al terenului sau posibilităţile existente de drenare; compoziţia rocilor care alcătuiesc solul şi subsolul , capacitatea de

reţinere a acestor roci pentru izotopii radioactivi principali conţinuţi în deşeurile eliminate;

viteza normală şi sensul de curgere a apei subterane; eventuale explorări subterane viitoare ; vegetatia terenului; caracteristicile fizico-chimice şi radioactive ale deşeurilor

radioactive. Rezervoarele pentru depozitarea deşeurilor radioactive trebuie să se

construiască în regiuni nepopulate cu climat cât mai arid posibil.Amplasamentul acestor rezervoare trebuie să se facă în regiuni fără oscilaţii seismice sau alunecări de terenuri. Este indicat ca terenul de fundaţie să aibă o mare capacitate de reţinere a izotopilor radioactivi şi să fie impermeabil; în lipsa unor asemenea terenuri trebuie luate măsuri pentru amenajarea unui dop impermeabil de argilă de desubtul rezervorului.

Locul pentru amplasarea rezervorului trebuie să fie situate dincolo de limitele localităţilor, preferabil în pădure la o distanţă de cel putin 2 km de la cele mai apropiate centre populate, intreprinderi industriale sau agricole, etc.Întregul teren de depozitare trebuie să fie situat pe un teritoriu neinundabil şi cu nivel foarte scăzut al pânzei freatice. Limitele acestui teritoriu trebuie să se găseacă la o distanţă de cel puţin 1000 m de la bazinele de apă deschise şi la 100 m de cea mai apropiată conductă de transport a apei potabile.

Rezervoarele destinate pentru depozitarea deşeurilor radioactive trebuie să fie proiectate pentru o umplere a lor în decurs de câţiva ani; aceste rezervoare se fac subterene şi închise. Fundul bazinului trebuie să se găsească la o înălţime de cel puţin 2 m de la nivelul maxim al apelor subterane.

Rezervoarele pentru deşeuri radioactive trebuie să fie perfect impermeabile pentru a nu permite substanţelor radioactive să pătrundă în terenul înconjurător, nici apele subterane să pătrundă în bazin. Materialul de construcţie al rezervorului trebuie să ofere o ecranare eficace a radiaţiilor.

43

Depozitarea în teren uscat - în terenurile aride în care apa subterană se află la mari adâncimi, cum ar fi marile deşerturi de pe glob, deşeurile radioactive se pot depozita în simple gropi, la o oarecare adâncime. Problema cea mai dificilă în acest caz este transportul, al cărui cost ridicat face aproape imposibilă aplicarea acestei metode.

Depozitarea în regiunile glaciare (Groenlanda sau Antarctica) - ar fi până în prezent una din cele mai sigure metode de îndepărtare a deşeurilor radioactive. Deşeurile ar urma să fie ambalate special, transportate cu avionul până în regiunile polare şi paraşutate; datorită greutăţii proprii şi căldurii degajate deşeurile s-ar afunda la o adâncime destul de mare , iar migrarea elementelor radioactive spre coastele locuite s-ar face într-un timp de peste 100 ani , timp suficient pentru dezintegrarea elementelor radioactive. Această metoda este însă aproape impracticabilă datorită costului ridicat al ambalajului şi transportului.

Depozitarea în depresiuni maritime. Statele cu o industrie atomică dezvoltată, înconjurate de mări şi oceane, au rezolvat problema eliminării deşeurilor radioactive prin imersarea lor în adâncimile mărilor şi oceanelor.Până în prezent s-au aruncat cantităţi impresionabile de deşeuri în Marea Irlandei , Oceanul Atlantic şi Oceanul Pacific.

S-a crezut că această metodă oferă siguranţă deplină din punct de vedere al protecţiei contra radiaţiilor. Ultimele cercetări intreprinse în Oceanul Pacific au demonstrate că există o legatură în diversele depresiuni şi la distanţe destul de mari de locul de depozitare a deşeurilor radioactive apa prezintă o radioactivitate ridicată, ceea ce arată că procesul de contaminare se face lent dar sigur.

Depozitarea în cavităţi naturale sau artificiale. În ultimul timp a intrat în practica curentă depozitarea deşeurilor în peşteri, puţuri de petrol sau mine părăsite. În acest caz se pun aceleaşi probleme ca la stocarea în bazine subterane. În plus trebuie ca pânza subterană să fie închisă şi să nu aibă ieşire la suprafaţă. Se pare că locurile cele mai indicate sunt excavaţiilenaturale din stratele de sare şi salinele părăsite. În acest caz există un risc şi anume posibilitatea de prăbuşire a pereţilor excvaţi.

Depozitarea în spaţial cosmic. Metoda constă în trimiterea deşeurilor cu ajutorul unor rachete interplanetare în spaţiul astral. Ţinând seama de ultimile cuceriri ale ştiinţei şi tehnicii în acest domeniu ,se pare că metoda nu va rămâne o fantezie.

2.3.3 Tratarea deşeurilor radioactive

Deşeurile solideCele mai importante metode sunt îngroparea şi incinerarea .

44

Îngroparea se foloseşte în cazul unor cantităţi cu activităţi mici.Îngroparea substanţelor radioactive trebuie să se facă la o adâncime de

cel puţin 1,20 m distanţa minimă dintre două gropi este 2 m iar numărul de gropi maxim admis pentru o unitate nucleară este de 12 gropi pe an.

Incinerarea. Când volumul deşeurilor radioactive este mare, conţinând şi un procent ridicat de materiale combustibile (hârtii, cârpe, vegetale, cadavrede animale,etc.) este necesară o reducere prealabilă a volumului urmată dede depozitarea reziduurilor obţinute. În acest scop deşeurile sunt arse sau tratate su soluţii acide. Arderea se face în crematorii cu circuit închis, în care se injectează oxigen, iar gazele radioactive rezultate sunt trecute prin filtre speciale.

Locul de amplasare al crematoriilor trebuie să fie la o distanţă de cel puţin 2 km până la cel mai apropiat grup de locuinşe, preferabil în pădure.Amplasarea crematoriilor trebuie să se facă ţinând cont şi de direcţia predominantă a vânturilor din regiune.

Deşeuri lichide

Cele mai importante metode de prelucrare sunt evaporarea soluţiilor radioactive, precipitarea , coprecipitarea şi flocularea , schimbul ionic.

Evaporarea soluţiilor radioactive – se foloseşte în cazul deşeurilor lichide de activitate înaltă şi medie.

Evaporarea se face în instalaţii speciale. După aceasta partea de distilat este purificată şi deversată în apele obişnuite, iar reziduurile radioactive se depozitează fie în sol, fie se depun pe fundul mărilor.

Prin metoda evaporării nu se pot trata deşeuri lichide ce conţin substanţe radioactive volatile (de exemplu compuşi ce conţin iod, ruteniu, etc.,dat fiind că trec în distilat).

Avantajele acestei metode sunt:- parametrii distilatului corespund condiţiilor necesare pentru ca acesta să poate fi deversat în apele mediului ambient;- se pot prelucra deşeuri lichide radioactive ionice şi neionice;-se obţin factori de decontaminare mai mari decât prin orice altă metodă Dezavantaje: este mai costisitoare decât celelalate metode, necesitând

instalaţii complexe şi consum mare de energie.Precipitarea, coprecipitarea şi flocularea - se foloseşte pentru

dezactivarea soluţiilor de înaltă activitate cu volume mai mici . În rezervoare tip bazin dotate cu instalaţii adecvate se introduc în aceste soluţii diferite substanţe care formează precipitate cu marea parte a radionuclizilor din soluţiile deşeurilor sau îi antrenează în precipitat (coprecipitat) sau pur şi

45

simplu produc o floculare care antrenează majoritatea substanţelor radioactive în precipitate (reziduuri).

Această metodă nu oferă un factor înalt de decontaminare dar prezintăavantajul de a nu fi costisitoare , necesitând instalaţii mai simple.

Schimbul ionic - se foloseşte la dezactivarea soluţiilor radioactive de activitate mică. Procesul constă în operaţii de adsorbţie şi elutie şi e condus astfel încât să se obţină volume mici de eluat cu concetraţii cât mai mari posibile în radionuclizi . În multe cazuri se folosesc adsorbanţi anorganici,sintetici sau naturali (montmorilonitul, vermiculitul, zeoliti) care fiind ieftini pot fi folosiţi o singură dată pentru adsorbţie, până aproape de saturaţie, după care se consideră că deşeuri solide fiind tratate ulterior ca atare.

Uneori se foloseşte proprietatea adsorbantă a unor roci argiloase şi nisipoase de la diferite adâncimi sub pânza freatică, unde se injectează în mod direct deşeuri lichide de activitate medie şi mică. Acest mod de tratare a deşeurilor lichide nu oferă securitate deplină şi de aceea trebuie evitat acolo unde sunt în apropiere centre populate ce ar putea fi afectate prin consumul de apă contaminată.

Alt mod de tratare a deşeurilor lichide de activitate medie sau mică este deversarea lor în râuri cu debite mari sau în oceane unde acestea suferă o diluţie suficient de mare pentru a avea o concentraţie maxim admisăconform normelor internaţionale. Cu toate acestea pericolul contaminării indirecte a populaţiei nu este exclus dat fiind că se contaminează în primul rnd fauna şi flora marină, care constituie surse de alimentaţie a omenirii , în plus unii curenţi marini transportă în sensuri nedorite aceste deşeuri şi astfel pot contamina plajele turistice de pe litorarurile apropiate locului de deversare.

Deşeuri gazoase

Acestea reprezintă, în general, gaze radioactive rezultate din fisiunea U, Ar, Kr, Xe, I, etc., prafuri fine activate în sistemele de răcire a reactorilor nucleari sau efluenţi de ventilaţie. Toate aceste deşeuri gazoase sunt filtrate în sisteme de filtre speciale înainte de a fi injectate în atmosferă la o înălţime corespunzătoare, funcţie de vânturile dominante ,astfel încât să nu afecteze populaţia din jurul centrului respectiv.

46

CAP. 3. Metode radiochimice de determinare a poluarii radioactive

3.1 Introducere în analiza radiochimică

Analiza radiochimică se deosebeşte de analiza chimică clasică prin mai multe trăsături fundamentale. În primul rând în analiza chimică ambele aspecte, atât cel cantitativ cât şi cel calitativ, sunt interpretate doar prin prisma unităţilor de măsura a greutăţii şi volumelor prin metode fizico-chimice; în analiza radiochimică intervine măsurarea unei proprietăţi fizice: radioactivitatea. În multe cazuri analiza radiochimică se rezumă doar la măsurarea unui spectru gamma al unui amestec de radionuclizi pentru a determina compoziţia probei analizate. Pentru aceasta e nevoie de separărichimice ale unor radionuclizi în grupe care exclud interferenţa lor în timpul determinării spectrului gamma cu alţi radionuclizi care au caracteristici radioactive apropiate, fapt ce impune ca procedeele de separare sau concentrare de multe ori să nu fie identice cu cele din analiza chimică, care se bazează pe grupele analitice.

O trăsătură deosebită a analizei radiochimice este aceea că masa desubstanţă determinată este de ordinul submicrogramelor, dând astfel posibilitatea determinării unor urme din elementul respectiv. Spre deosebire de analiza chimică, în aceste cazuri nu se pot efectua operaţii de precipitări cu cantităţi atât de mici, iar atunci când acestea se impun este necesarăintroducerea în sistem a unor cantităţi bine determinate de "purtător" izotopic (adică acelaşi izotop dar neradioactiv). Dacă radionuclidul respectiv nu areizotopi stabili (ca de exemplu ; uraniul, thoriul, radiul, etc.) se introduc purtători neizotopici (exemplu Fe) care prin precipitare la ptt alcalin formează precipitate voluminoase antrenând cu ele o serie de alţi hidroxizi cum sunt cei ai pământurilor rare.

În condiţiile de lucru cu microcantităţi, cum este analiza radiochimică, absorbţia radionuclizilor pe pereţii vaselor în care se manipulează soluţiile respective are un rol important ce nu poate fi neglijat. Pentru a reduce acest fenomen este nevoie de a introduce purtători izotopici.

În efectuarea analizelor radiochimice ale probelor din mediul ambient un rol important îl are recoltarea şi pregătirea probelor destinate acestui gen deanalize.

1. Recoltarea probelor din mediul ambient - se face după principiul reprezentării statistice a punctelor de recoltare, atunci când trebuie efectuate analize de sol, ape, vegetaţie, aer,etc., dintr-o

47

zonă geografică oarecare. Acest principiu nu se respectă în cazul recoltării probelor de analizat din puncte fixe de control ( cum ar fi filtrele din punctele de evacuare în atmosferă a gazelor ori a aerului de ventilaţie sau a apelor de la gurile de deversare , etc).

2. Pregătirea probelor recoltate funcţie de natura lor - se face după anumite procedee, pentru a fi aduse într-o formă accesibilămăsurătorilor de radioactivitate. Astfel de procedee sunt; combustia probelor, dezagregarea lor cu acizi, leşiere acidă sau alcalină şi fuziunea lor cu săruri alcaline în vederea solubizării.

Combustia probelor la temperatura de 400-450°C în creuzete speciale se face atunci când elementele radioactive urmărite la analiză nu sunt sau nu formează compuşi volatili la temperatura respectivă. Dacă se cere îndepărtarea completă a carbonului combustia se face Ia o temperatură mai ridicată. Cenuşa care rămâne după combustie (reziduul) se cântăreşte şi se omogenizează prin amestecare şi se iau probe reprezentative care fie se trec în soluţie prin solubulizare în diferiţi solvenţi (apă, acizi, alcalii ori solvenţi organici), fie se măsoară ca atare.

Dezagregarea acidă - permite ca radionuciizii continuţi în probe să fie trataţi în soluţie în formp de azotaţi, cloruri, sulfaţi, etc.cu un randament de aproape 100%. Dacă în urma dezagregării rămâne un reziduu bogat, măsurătorile de radioactivitate se efectuează şi pentru soluţie şi pentru reziduu.

Leşierea acidă sau alcalină - constă în tratarea probelor recoltate cu acizi sau baze având loc o solubilizare totală a acestora. Deosebirea formei de dezagregare : proba se descompune chimic de către acizi sau baze pe când în procesul de leşiere proba e solubilizată.

Fuziunea (topirea) probelor cu săruri alcaline sau acide (carbonaţi sau amestecuri de săruri alcaline sau acide) funcţie de proprietăţile acide sau bazice ale probelor respective, în creuzete speciale la temperatură ridicată, permite atacarea structurii chimice stabile, insolubile şi trecerea elementelor constituţionale în forme chimice solubile.

În general, toate aceste procedee, pe lângă o solubilizare, permit şi o concentrare a probelor şi o reducere substanţială a volumului iniţial.

3. Separarea radiochimică. După ce probele respective au fost trecute în forme chimice solubile în mediu apos sau organic, în multe cazuri

determinarea cantitativă a unuia sau mai multor radionuclizi impune o separare radiochimică a acestora, pentru eliminarea fenomenului

48

de interferenţă. Acolo unde se lucrează cu volume mici şi concentraţii chimice la nivel de trasori, s-a impus elaborarea unor tehnici de lucru adecvate metodelor de separare radiochimică a unor microcantităţi de element. Dintre metodele de separare frecvent utilizate în determinarea poluării radioactive a mediului ambiant menţionăm: precipitarea (coprecipitarea), electroliza sau concentrarea electrolitică, distilarea, extracţia cu solvenţi, schimbul ionic, electroforeza, cromatografia (pe hârtie sau în strat subţire). 4. Măsurarea radioactivităţii probelor după separarea radiochimică - se efectuează prin intermediul unor metode adecvate şi conform gradului de precizie cu care se intenţionează a se face determinările respective. Astfel, se efectuează măsurători de activităţi β+γ cu detectori de scintilaţie sau cu contori Greiger-Müller cu fereastra în geometrie 4 , măsurători β, γ în coincidenţă sau prin spectrometrie gamma.

O atenţie deosebită trebuie acordată depunerii substanţei radioactive pentru măsurare aşa încât aceasta să fie cât mai omogen distribuită pe suprafaţa suportului în straturi subţiri pentru a reduce absorbţia (mai ales a radiaţiei β moale).

Pentru determinarea cantitativă a unui radionuclid e important bilanţul radioactivităţii probelor mediului ambiant, dacă aceasta e distribuită în două sau mai multe componente (exemplu reziduu şi soluţie).

5. Prelucrarea datelor obţinute la măsuratorile de radioactivitate. Deoarece distribuţia naturală a radioactivităţii mediului ambiant în diferite probe recoltate nu e omogenă iar dezintegrarea radioactivă este un proces statistic, pentru prelucrarea datelor se apelează la matematica statistică, folosind metoda distribuţiei Poisson sau a celor mai mici pătrate, calculând abaterea standard şi eroarea determinărilor.

Metoda distribuţiei Poisson

Măsuratorile de radioactivitate a mediului ambiant implică un numar mare de probe, iar valorile lor pot avea fluctuaţii diferite.

Astfel: când datele experimentale obţinute de la măsuratorile de activitate se referă la un număr mare de probe, asemuite cu o populaţie, fiecare valoare a unei măsuratori se consideră ca fiind un individ în această populaţie, iar distribuţia acestor indivizi în populaţie este dată de ecuaţia Poisson:

!

~

x

exxf

xx

49

...3,2,1,0x

Curba descrisă de această ecuaţie este asimetrică faţă de valoarea maximă şi ea descrie fluctuaţiile statistice ale valorilor lui x pentru o proba de activitate mică ( x~ are valori mici).

Pentru o probă cu activitate mai mare distribuţia fluctuaţiilor statistice edata de ecuaţia lui Gauss:

care descrie o curbă în formă de clopot

Considerăm o măsurătoare de activitate β sau γ, a cărui valoare numericăa unei singure observaţii o notam xt. Efectuăm n observaţii şi notăm valoarea medie x.

Abaterea standard a acestor n observaţii, pentru o distribuţie gaussiana.

1

2

n

xxi

care se mai poate scrie (pentru forme mai acceptabile calcului):

ii x

nnx

n 1

1

1

1 2

Deoarece în măsurătorile de radioactivitate a probelor mediului ambiant se întâlnesc activităţi mici şi foarte mici, distribuţia fluctuaţiilor statistice se calculează conform ecuaţiei Poisson:

t

x

x = nr. impulsuri t = intervalul de timp.Cum de obicei nr. de impulsuri în unitatea de timp al probei măsurate

este unic iar cel al fondului nu poate fi neglijat, e necesară calcularea abaterii standard al numărului de impulsuri din care s-a substras fondul. Notăm:

2NS = abaterea netă

2BS = abaterea valorii fondului2GS = abaterea valorii din care nu s-a substras fondul

x

xx

ex

xf 2

2

1

nr.de

50

22222GBNGBN SSSSSS

Calculând abaterea standard pentru o măsurătoare în care am obţinut GN

impulsuri în Bt minute, BN = fondul, Bt = timpul

B

B

G

G

t

N

t

N

Metoda Poisson se aplica mai mult cazurilor de măsurători individuale ca unei singure observaţii; metoda Gauss se aplică la determinarea abaterii standard a unei serii de măsurători.

Dacă se obţine un şir de valori medii x se introduce notiunea de abatere standard a mediei:

, care indică probabilitatea ca la

repetarea şirurilor de observaţii, media x are o valoare cuprinsă în domeniul

xx .Dacă în anumite cazuri se obţin valori a căror abatere standard calculată

după Gauss este mai mare decât cea după Poisson => măsurătorile respective sunt în afara oricărui control şi nu sunt reproductibile.

Metoda celor mai mici pătrateValorile unei măsurători de activitate pentru determinarea 2/1T , sau a

absorbţiei radiaţiei de obicei sunt reprezentate printr-o dreapta sau o linie câtmai apropiată de o dreaptă. Pentru a determina caracteristicile acestei drepte se foloseşte aceasta metoda care arată că dreapta cea mai aproape de realitate este aceea pentru care suma pătratelor abaterilor de la linia dreaptăeste minimă.

Notăm suma valorilor y şi x cu iy şi ix ; notăm suma produsului

acestor valori ii yx , dacă avem n perechi x,y si a,b=cte liniare, avem

corecţia:

ii xbaxy

2iiii xxayx

reprezintă formulele de bază ale celor mai mici pătrate aşezate pe o linie dreaptă de ecuatie : y = a + bx

Practic, se întocmesc tabele cu rubricile valorilor lui x, y, x2, xy cu ajutorul cărora se calculează : xxyxyxnxxynyx ;;;;; 222 .

Calcularea lui a şi b se face astfel:

1

2

nn

xx

n

ix

51

2222

2

;xnx

xynyxb

xnx

xyxxya

Alte variante de calcul al abaterii standard este metoda mediilor ponderate, combinate cu metoda lui Gauss, dar cu rezultate mai precise.

3.2 Poluarea radioactivă a mediului

Creşterea şi diversificarea rapidă a utilizării izotopilor radioactivi şi a energiilor nucleare în scopuri paşnice merge paralel cu creşterea riscului de radiocontaminare a mediului şi deci, a organismelor vii. De asemenea,experienţele cu diferite tipuri de arme nucleare eliberează o gamă largă de produse de fisiune radioactive, multe din ele fiind antrenate în procesele de circulaţie în biosferă. Poluarea radioactivă accidentală a mediului se poate produce şi prindefectarea instalaţiilor nucleare.

Radionuclizii, ajunşi în atmosferă, apă şi sol afectează biosfera prin lanţurile trofice, fiind transferaţi şi în organismul uman.

Fig 7.1 Ciclul radioelementelor în procesul de radiocontaminare a mediului şi a lanţurilor

alimentare

52

3.3 Determinarea radioactivităţii aerului

Separarea produşilor de fisiune 140Ba, 89+90Sr, 137Cs, 239Pu rezultaţi din exploziile nucleare

Aceşti produşi de fisiune (239Pu nu este produs de fisiune ci rezultă din ciclul de activare cu neutroni a 238U →239U

239Np 239Pu ) după

explozia nucleară se găsesc dispersaţi în atmosferă sub formă de particule fine, care parţial sunt antrenate de precipitaţiile atmosferice, iar parte rămân mult timp în aer. Prin filtrarea aerului în cantităţi cunoscute, aceste particule (aerosoli) sunt absorbite pe filtre, care sunt transformate prin combustie încenuşă. Aceasta serveşte mai departe drept materia primă în analiza radiochimică. Separarea acestor radionucliui se efectuează de obicei prin 2 metode: schimb ionic şi extracţie cu solvenţi organici.

3.4 Determinarea radioctivităţii precipitaţiilor atmosferice şi a apelor

Separarea produşilor de fisiune 140Ba, 89+90Sr, 137Cs şi a 239Pu

Produşii de fisiune rezultaţi din exploziile nucleare sunt în final antrenaţi în precipitaţiile atmosferice şi distribuiţi în apele terestre şi ale oceanelor. Metoda de separare constă în evaporarea unui volum determinat de apă de ploaie, zăpada sau ape de râuri, oceane ori de acumulări (lacuri, eleştee, etc), împreună cu cantităţi de ordinul 10-20 mg/mt de purtător de stronţiu, bariu, cesiu şi 238Pu , după care urmează o fusiune (topire) a reziduului şi dizolvarea acestuia în apă. Plutoniul se separă de bariu, stronţiu şi cesiu prin absorbţie pe coloana cu schimbători de ioni.

Separarea 131I, 140Ba, 89+90Sr şi 137Cs

131I rezultat din exploziile nucleare ca produs de fisiune, alături de ceilalţi produşi, este antrenat în precipitaţiile atmosferice de unde pătrunde în lanţul produselor alimentare. Astfel concentraţia Iui în precipitaţiile atmosferice (apa) poate fi determinată după ce în prealabil a fost separat de ceilalţi produşi de fisiune 140Ba, 89+90Sr , 137Cs.

Date post:	17-Feb-2015
Category:	Documents
Upload:	katy-aldea
View:	192 times
Download:	1 times

Radiatii Nucleare

Documents