Явление радиоактивности состоит в самопроизвольном распаде ядер с испусканием одной или нескольких частиц. Ядра, подверженные такому распаду называются радиоактивными.

Ядра, не испытывающие радиоактивного распада, называются стабильными. В процессе распада у ядра может изменяться как атомный номер Z, так и массовое число А.

Необходимым условием радиоактивного распада является его энергетическая выгодность-т.е масса радиоактивного ядра должна превышать сумму масс ядра-осколка и частиц распада

Радиоактивность встречающихся в природе изотопов называют естественной,синтезированных изотопов-искуственной .

Основными типами радиоактивного распада является альфа-распад (состоит в самопроизвольном превращении ядра с испусканием α-частицы).При α-распаде дочернее ядро может образоваться не только в нормальном, но и в возбужденных состояниях. Так как они принимают дискретные значения, то и значения энергии α-частиц, вылетающих из разных ядер одного и того же радиоактивного вещества, дискретны. Энергия возбуждения дочернего ядра чаще всего выделяется в виде γ-фотонов. Именно поэтому α-распад сопровождается γ-излучением. Если дочерние ядра радиоактивны, то возникает целая цепочка превращений, концом которой является стабильное ядро; бета-распад (заключается во внутриядерном взаимном превращении нейтрона и протона). Различают три вида β-распада:1. Электронный, или β--распад, который проявляется в вылете из ядра β-частицы (электрона); 2.Позитронный, или β⁺-распад. Например, превращение рубидия в криптон. При β⁺-распаде позитрон образуется вследствие внутриядерного превращения протона в нейтрон; 3.Электронный, или е-захват. Заключается в захвате ядром одного из внутренних электронов атома, в результате чего протон превращается в нейтрон; гамма-излучение. Радиоактивный распад – явление статическое. Невозможно предсказать, когда именно распадется данное нестабильное ядро. Основной закон радиоактивного распада имеет вид: N = N₀e^-λt, где N₀ – число радиоактивных ядер.

                   3. Общая характеристика ионных излученний (β, α, γ )

Явление α распада состоит в том, что тяжелые ядра самопроизвольно испускают α частицы - ядра атомов гелия. При этом массовое число ядра уменьшается на четыре единицы. Особенности α-распада: 1. α-распад идет только для тяжелых ядер. Почти все эти ядра имеют Z>83, т.е. не менее двух протонов сверх замкнутой оболочки. 2. А)Периоды полураспада α-активных ядер изменяются в широких пределах. Б)С другой стороны, энергии вылетающих α-частиц заключены в довольно жестких пределах: 4-9 Мэв для тяжелых ядер и 2-4,5 Мэв для ядер в облсти редких земель. В) Сильная зависимость периода полураспада Т_1/2 от энергии вылетающих частиц. 3. Частицы, вылетающие из ядер определенного сорта, как правило, имеют одну и ту же определенную энергию. Однако, более точные измерения показывают, что спектр вылетающих α-частиц имеет тонкую структуру, т.е. состоит из нескольких близких друг другу энергий. β распад атомных ядер–процесс, вызываемый слабым взаимодействием – одним из 4 типов фундаментальных взаимодействий. Существует три вида β-распада: β-распад с испусканием электронов (β^- -распад), β-распад с испусканием позитронов (β⁺ -распад) и захват ядром орбитальных электронов. Главной особенностью β-распада является то, что он обусловлен не ядерными, не электромагнитными, а слабыми взаимодействиями. β-распад процесс не ядерный, а внутринуклонный. В ядре распадается одиночный нуклон. При электронном (β^-)-распаде один из нейтронов ядра превращается в протон с испусканием электрона и антинейтрино. При позитронном (β⁺)-распаде один из протонов ядра превращается в нейтрон с испусканием позитрона и нейтрино. При β-распаде, в отличие от α-распада, из ядра вылетают не одна, а две частицы. Энергия, выделяющаяся при β-распаде, распределяется между вылетающими частицами и конечным ядром; подавляющая часть приходится на долю легких частиц. Поэтому спектр испускаемых β-частиц непрерывен, их кинетическая энергия принимает значения от 0 до некоторой граничной энергии E_гр (полная энергия, выделяющаяся при распаде). Гамма-излучение атомных ядер состоит в том, что ядро испускает γ-квант без изменения A и Z. γ-излучение возникает за счет энергии возбужденного ядра. Спектр его всегда дискретен из-за дискретности ядерных уровней. γ-излучение ядер обусловлено взаимодействием отдельных нуклонов ядра с электромагнитным полем. Несмотря на это, в отличие от β-распада, γ-излучение явление не внутринуклонное, а внутриядерное. Время жизни γ-активных ядер значительно меньше времени жизни по отношению к α- и β-распадам, т.к. интенсивность электромагнитных взаимодействий всего на три порядка слабее ядерных.

4. Доза. Виды дозы. Единица измерения ( Флюенс частиц, Керма)

В качестве единицы СИ измерения плотности потока энергии ионизирующего излучения служит ватт на квадратный метр (Вт/м²). В радиационной химии и дозиметрии ионизирующих излучений часто применяется единица МэВ/(см²·с).

Перенос (или флюенс) ионизирующих частиц F_N – это число ионизирующих частиц dN, проникающих в объем элементарной сферы через единицу площади поперечного сечения этой сферы:

F_N = dN/dS.

Единица СИ измерения флюенса ионизирующих частиц – метр в минус второй степени (м^-2). Она равна флюенсу частиц, при котором в объем сферы с площадью центрального сечения 1 м² попадает одна частица.

Переносом (флюенсом) энергии ионизирующего излучения F называется энергия dE ионизирующего излучения, проникающего в объем элементарной сферы через единицу площади поперечного сечения этой сферы:

F = dE/dS.

Единица СИ измерения флюенса энергии излучения – джоуль на квадратный метр (Дж/м²). Часто эту величину измеряют в единицах МэВ/см².

Главными параметрами взаимодействия ионизирующих излучений со средой являются переданная энергия, поглощенная доза излучения, мощность поглощенной дозы излучения, керма, мощность кермы, экспозиционная доза фотонного излучения и мощность экспозиционной дозы фотонного излучения. Эти параметры имеют важное значение для радиационной химии, поскольку они составляют количественную основу радиационно-химического эксперимента.

Переданной энергией называется разность между суммарной энергией всех частиц, входящих в данный объем вещества, и суммарной энергией всех частиц, покидающих этот объем. При этом энергии покоя частиц не учитываются.

Очень часто используемый термин – поглощенная доза излучения (или просто – доза излучения). Это энергия ионизирующего излучения, поглощенная облучаемым веществом и рассчитанная на единицу его массы. Математическое выражение поглощенной дозы излучения таково:

D = dE/dm,

где D – поглощенная доза излучения; dE – энергия, переданная излучением веществу в элементарном объеме; dm – масса этого объема.

Единицей СИ измерения дозы является грэй (русское обозначение – Гр, международное – Gy). Он равен поглощенной дозе излучения, соответствующей энергии 1 Дж ионизирующего излучения любого вида, переданной облученному веществу массой 1 кг.

До 1 января 1982 г. наиболее распространенной единицей измерения дозы был рад (начальные буквы английских слов radiation absorbed dose). Соотношение между рад и Гр следующее: 1 рад = 10^-2Гр;

1 Гр = рад.

В радиационной химии дозу обычно выражают в электронвольтах на грамм (эВ/г). Соотношение между Гр и эВ/г следующее: 1 Гр = 6,241·10¹⁵ эВ/г.

Мощность поглощенной дозы (мощность дозы) Р излучения есть приращение (скорость накопления) поглощенной дозы излучения dD в единицу времени:

Р = dD/dt.

Английское название мощности дозы «dose rate», т.е. скорость дозы. Единица СИ измерения мощности дозы излучения – грэй в секунду (Гр/с).

Керма (начальные буквы английского выражения «kinetic energy released in matter») К – это сумма первоначальных кинетических энергий dE_N всех заряженных частиц, появившихся под действием косвенно ионизирующего излучения в элементарном объеме вещества, отнесенная к единице его массы m

К = dE_N/dm.

Говоря по-иному, керма есть выделившаяся в единице массы облучаемой системы энергия в поле косвенно ионизирующего излучения. Единица СИ измерения кермы – грэй (Гр), т. е. та же, что и дозы излучения. Однако физический смысл кермы и дозы излучения, как это следует из приведенных определений, различен. Керма включает в себя полную энергию вторичных заряженных частиц, в том числе ту ее часть, которая затем тратится на тормозное излучение. В этом состоит одно из отличий ее от поглощенной дозы, которая формируется за счет энергии заряженных частиц, переданной в результате столкновений с атомами среды. Для фотонного излучения средних энергий и материалов из легких атомов различие между кермой и поглощенной дозой невелико: для у-излучения ⁶⁰Со керма в таких материалах всего на 0,5% больше поглощенной дозы.

Мощностью кермы К₀ называется приращение кермы в единицу времени:

К₀ = dK/dt.

Единица СИ измерения мощности кермы – грэй в секунду (Гр/с).

Экспозиционная доза фотонного излучения (экспозиционная доза) D₀ определяется по ионизации воздуха. Она представляет собой отношение суммарного заряда dQ всех ионов одного знака, созданных в воздухе, когда все электроны и позитроны, освобожденные фотонами в элементарном объеме воздуха с массой dm, полностью остановились в воздухе, к массе воздуха в указанном объеме:

D₀ = dQ/dm.

Единица СИ измерения экспозиционной дозы – кулон на килограмм (Кл/кг). Она равна экспозиционной дозе, при которой сопряженная корпускулярная эмиссия в сухом атмосферном воздухе массой 1 кг производит в воздухе ионы, несущие заряд каждого знака, равный 1 Кл. Сухой атмосферный воздух обозначает воздух, по составу соответствующий воздуху в приземном слое и имеющий плотность 1,293 кг/м³.

На практике и в научной литературе часто встречается внесистемная единица измерения экспозиционной дозы – рентген (Р). Соотношения между Р и Кл/кг следующие: 1 Р = 2,58·10^-4 Кл/кг;

1 Кл/кг = 3,876∙10³ Р. Отметим, что единица рентген изъята из употребления.

Поглощенная доза и экспозиционная доза имеют различный физический смысл. Размерности единиц их измерения также неодинаковы.

Экспозиционная доза определяется с помощью ионизационных методов. Она характеризует энергию, переданную фотонами заряженным частицам, возникшим в облучаемой среде..

Мощность экспозиционной дозы фотонного излучения (мощность экспозиционной дозы) Р₀ – это приращение экспозиционной дозы в единицу времени:

Р₀ = dD₀/dt.

Единицей измерения мощности экспозиционной дозы в СИ служит ампер на килограмм (А/кг).

Радиационно-химический выход.

В радиационной химии широко распространен термин радиолиз. Под ним понимают любое химическое или физико-химическое превращение вещества под действием ионизирующего излучения. Количественной характеристикой радиолиза является радиационно-химический выход.

Сейчас общепринята система написания, при которой после буквы в круглых скобках пишется формула вещества, претерпевающего радиационно-химические превращения. Так, G(Ce³⁺) обозначает число ионов Се³⁺_, образующихся при поглощении системой энергии ионизирующего излучения, равной 100 эВ. Если данное вещество при облучении разлагается или превращается в другое вещество, то в скобках перед его формулой ставится знак минус. Например, G(-CH₃OH) есть число молекул СН₃ОН, разлагающихся при поглощении 100 эВ энергии ионизирующего излучения, a G(–Се⁴⁺) – число ионов Се⁴⁺, восстанавливающихся на 100 эВ поглощенной энергии.

Приводимые единицы измерения G (например, молек. /100 эВ) являются внесистемными. В СИ единица измерения этой величины – моль/Дж. Соотношение между указанными единицами следующее: 1 молек. /100 эВ = 0,10364 мкмоль/Дж.

В случае растворов, для которых характерны превращения растворенных веществ в результате реакций с первичными продуктами радиолиза растворителя, применяют понятие «радиационно-химический выход первичного продукта радиолиза». Его обозначают символом G_R, где R – первичный продукт радиолиза растворителя. Например, G_OH для водных растворов есть число радикалов ОН, возникших при поглощении водой 100 эВ энергии ионизирующего излучения. Иногда с целью упрощения типографского набора вместо G_R применяют символ G (R).

Величина выхода зависит в первую очередь от типа реакции. Для нецепных реакций выход невелик (менее 20 молек. /100 эВ). В случае цепных процессов G может достигать очень больших значений (десятки и сотни тысяч молекул на 100 эВ).

Чтобы найти величину G, необходимо знать дозу и концентрацию образовавшегося или разложившегося вещества. В общем случае формула для расчета Gследующая:

G = 100

где N – число молекул продукта в данном объеме среды; D – доза в данном объеме (в эВ).

Если концентрация с вещества выражена в моль/л, а доза – в Гр, то формула для расчета G такова:

G=

где N₀–число Авогадро (6,022·10²³ молек./моль); р–плотность облучаемой системы (г/см³); f– коэффициент перехода от электрон-вольт к грэям (f= 6,241·10¹⁵эВ/(г·Гр)).

После подстановки численных значений f и N₀ имеем (D в Гр):

G = 9,65· 10⁶ с/(рD).

Если доза измерена во внесистемных единицах, т. е. в рад или эВ/г, то соответствующие формулы таковы:

G = 9,65·10⁸с/(рD),

G = 6,022· 10²²с/(рD).

На практике радиационно-химический выход находят из зависимости концентрации продукта от времени облучения, т. е. от дозы. При этом необходимо использовать малые дозы, при которых эта зависимость является линейной. Если дозы сравнительно высокие, то вследствие накопления достаточно больших количеств продукта радиолитического превращения могут протекать дальнейшие реакции с его участием, в результате чего радиационно-химический выход этого продукта будет уменьшаться с ростом дозы. В данном случае находят уравнение, описывающее рассматриваемую зависимость, и с его помощью определяют G при D → 0.

Выход реакции.

Выбор соответствующего метода измерения количественных характеристик излучения зависит от того, что является непосредственной причиной радиационных превращений: ионизация или возбуждение, процессы выбивания атомов или ядерные реакции. Процессы ионизации и возбуждения почти всегда играют важную роль, за исключением случаев облучения некоторых неорганических твердых веществ. Степень химических изменений зависит от суммарного количества энергии излучения, сообщенной системе, хотя ЛПЭ, температура облучения и другие факторы могут влиять на чувствительность вещества к действию излучения. При облучении газов поглощенную энергию иногда измерить труднее, чем число образовавшихся ионов. Выход реакции в таком случае можно выразить как ионный выход M/N, где М – число молекул прореагировавшего вещества или продукта реакции, а N – число пар ионов, образовавшихся в газе. Ионный выход M/N для жидкофазных реакций следует увеличивать в три раза, чтобы получить приближенное значение энергетического выхода G.

Рад. Величина поглощенной дозы излучения характеризует энергию, поглощенную единицей массы данного вещества. Единицей поглощенной дозы излучения служит рад, определенный в 1953 г. как энергия в 100 эрг, поглощенная 1 г (т. е. 10^-2 Дж·кг^-1). Это составляет 6,242·10¹³ эВ на 1 г.

Рентген. Если образец подвергают воздействию рентгеновского или γ-излучения, то поглощенная доза зависит не только от самого излучения, но и от свойств облучаемой среды. Оценивая характеристики источника радиоактивности или рентгеновского излучения, удобно пользоваться понятием экспозиционной дозы. Единицей экспозиционной дозы является рентген (Р).

По определению рентген – количество излучения, под действием которого в 1 кг воздуха образуется такое количество ионов одного знака, при котором их суммарный заряд равен 2,58·10^-4 Кл и при условии, что все электроны, освобожденные фотонами, полностью задержатся в данном объеме:

1 P = 2,58·10^-4 Кл·кг^-1.

В работах, связанных с радиационной защитой, удобно пользоваться единицей дозового эквивалента, учитывающей биологическую эффективность различных видов излучения. Такая единица называется биологическим эквивалентом рада (бэр). Бэр равен дозе в радах, умноженной на соответствующие поправочные коэффициенты. Особенно важна ЛПЭ излучения. Для излучения с ЛПЭ меньше 3,5 кэВ/мкм (например, для коротковолнового рентгеновского и γ-излучения) поправочный коэффициент можно принять равным единице. Излучение с высоким значением ЛПЭ может быть во много раз эффективнее при нанесении биологических поражений, чем излучение с низким значением ЛПЭ, и для быстрых нейтронов, например, доза в бэрах может в 10 или 20 раз превышать дозу в радах.

Измерение поглощенной дозы излучения.

Целью дозиметрии является измерение энергии излучения, поглощенной системой, радиационно-химические превращения которой составляют предмет исследования. Такие измерения не всегда удается провести на изучаемой системе. В этом случае приходится подвергать облучению в тех же условиях другие объекты с известной чувствительностью, используя результаты для расчета поглощенной дозы излучения в интересующей нас системе. Системы, которые применяются с этой целью, называются дозиметрами. Большинство абсолютных дозиметров измеряют тепло, выделившееся при поглощении энергии излучения. Дозиметры другого типа измеряют количество образующихся в воздухе ионов. Для химиков одним из наиболее удобных методов служит измерение химических изменений, происшедших в облученном растворе с хорошо известной чувствительностью к излучению. Выбор метода в каждом случае определяется видом излучения и природой образца, дозой и мощностью дозы, желаемой точностью эксперимента, опытом исследователя и его возможностями.

Химические методы дозиметрии.

Диапазон чувствительности химических систем к излучению велик. С помощью химических методов можно измерять дозы от нескольких рад до многих мегарад. Химические методы дозиметрии гораздо проще других методов, и их можно применять, пользуясь обычным химическим лабораторным оборудованием.

Самый надежный и широко используемый химический дозиметр – это насыщенный воздухом раствор сульфата железа в серной кислоте. Под действием излучения происходит окисление ионов железа, причем выход ионов трехвалентного железа для данного вида излучения постоянен и не зависит от концентрации ионов двухвалентного железа, мощности дозы и температуры излучения. Впервые эта система была предложена в качестве дозиметра в 1927 г. и известна как дозиметр Фрике.

Чтобы приготовить дозиметр Фрике, надо составить разбавленный раствор серной кислоты, содержащий приблизительно 10^{-3 М сульфата железа или серножелезисто-аммониевой соли и 10-3 М хлористого натрия. Концентрация серной кислоты, равная 0,8 н. (0,4 М), была выбрана Фрике и Морзе так, чтобы зависимость поглощения энергии рентгеновского излучения от его энергии была для раствора такой же, как для воздуха. Однако для специалистов по радиационной химии представляет интерес поглощенная доза в других веществах, таких, как вода, углеводороды и другие материалы с низким атомным номером. Для рентгеновского излучения с энергией 200–300 кВ или меньше поглощение энергии в 0,8 н. серной кислоте, обусловленное фотоэлектрическим эффектом, достигает довольно высокого значения. В этом случае рассчитать поглощенную дозу в интересующей нас системе на основании дозы, полученной дозиметром, можно, только зная точно энергию рентгеновского излучения, которая не всегда известна. Это затруднение можно обойти, если использовать 0,1 н.} H₂SO₄, для которой поглощенная энергия рентгеновского излучения (генерированного при потенциале свыше 50 кВ) имеет такое же значение, как для воды, или, в крайнем случае, на 2% больше. Выход реакции окисления двухвалентных ионов железа в децинормальной серной кислоте на 2% меньше, чем в 0,8 н. растворе серной кислоты.

При работе с γ-излучением кобальта-60 или с другим излучением, для которого фотоэлектрическим эффектом можно пренебречь, большинство исследователей применяют традиционный 0,8 н. раствор серной кислоты.