Основные понятия, единицы и источники радиационного излучения, воздействующие на оптические кабели

Для определения работоспособности оптических кабелей (ОК) в различных областях применения требуется определить их радиационную стойкость. Для силовых элементов и защитных оболочек, входящих в состав ОК, эта стойкость достаточно подробно исследована применительно к традиционным кабельным изделиям. Интерес представляет анализ стойкости к воздействию ионизирующих излучений оптического волокна (ОВ), входящего в состав ОК.
За рубежом исследования радиационной стойкости ОВ принимают международный характер, начиная с 80-х годов. Эти работы координируются NATO Panel IY (исследование в оптическом и инфракрасном диапазонах длин волн) и Research Study Group 12 (RSG 12 — изучение волоконной и интегральной оптики). В 1983 г. было закончено формирование специальной группы исследователей данного направления, которую возглавил доктор Georg Sigel из Naval Research Laboratory (NRL). Группа была сформирована во время проведения в Париже Photon '83 Conference и получила поддержку Society of Photon-Optical Instrumentation Engineers (SPIE) и Society Francaise du Laser Medical (SFLM). В 1984 году, сформировав основные задачи исследований, группа продолжила свою работу в рамках NATO Nuclear E? ects Task Group (NETG). В задачу работы группы входит: исследование воздействий радиации на ОВ и другие компоненты оптических систем связи; сравнение и оценка информации по радиационному воздействию на компоненты оптических систем связи; координация исследований; разработка стандартных методов испытаний и корреляция данных, полученных в различных лабораториях [1].
ОВ является специфическим объектом, достаточно остро реагирующим на химический состав материала, из которого оно изготовлено, и внешние воздействующие факторы. Одним из основных показателей оценки его стойкости является оптическое затухание сигнала в ОВ. Количественной характеристикой затухания оптических сигналов в ОВ является величина потерь — начальных α_н (до воздействия каких-либо факторов) и полных α (во время и после воздействия).
Начальные потери зависят от химического состава волокна, чистоты исходных компонентов, технологии изготовления, конструктивных характеристик волокна (диаметр, профиль показателя преломления и др.). Для готового волокна потери сильнее всего изменяются при изменении длины волны оптического сигнала.
Внешние воздействия на ОВ (температура, механические напряжения, влага, ионизирующие излучения и пр.) приведут к дополнительному снижению входящей оптической мощности (W_вх) на величину W_вх – W_вых = ΔW_вых (W_вых — мощность сигнала на выходе ОВ) и дополнительному изменению потерь.
Воздействие радиации — это сложное многофакторное влияние на световод частиц с высокой энергией, вызывающее изменение его передающей способности. Исследование этого процесса позволяет оценить границы применения ОВ для систем специального назначения.

Основные понятия

Основные дозиметрические величины и единицы измерения приведены в табл. 1 [2,3].

Плотность потока частиц — отношение числа частиц, пересекающих в единицу времени малую сферу, к площади поперечного сечения этой сферы. Малая сфера означает, что она не вносит искажения в поле излучения. В частном случае параллельного пучка частиц плотность потока равна числу частиц, пересекающих в единицу времени площадку единичной площади, расположенную перпендикулярно направлению распространения излучения.
Интенсивность излучения (плотность потока энергии) — переносимая излучением энергия в единицу времени через малую сферу, отнесенная к площади поперечного сечения этой сферы. В частном случае параллельного пучка интенсивность равна энергии, переносимой излучением в единицу времени через площадку единичной площади, расположенную перпендикулярно направлению распространения излучения.
Поглощенная доза излучения (Д_и) — энергия излучения, поглощенная в единице массы облучаемого вещества. С увеличением времени облучения доза растет. При одинаковых условиях облучения доза зависит от состава облучаемого вещества. Внесистемной (специальной) единицей поглощенной дозы является «рад». 1 рад = 100 эрг/г = 1·10^–2 Дж/кг. В системе единиц (СИ) единицей поглощенной дозы является Грэй (Гр).
Экспозиционная доза — мера ионизирующего действия фотонного излучения, определяемая по ионизации воздуха в условиях электронного равновесия, т.е. если поглощенная энергия излучения в некотором объеме среды равна суммарной кинетической энергии ионизирующих частиц (электронов и позитронов), образованных фотонным излучением в том же объеме среды. Непосредственно измеряемой физической величиной при определении эксплуатационной дозы фотонного излучения является общий электрический заряд ионов одного знака, образованных в воздухе за время облучения.
В СИ единицей эксплуатационной дозы является один кулон на килограмм (Кл/кг). Внесистемной (специальной) единицей экспозиционной дозы является рентген (Р).
1 Р = 2,58·10^-4 Кл/кг (точно), а 1 Кл/кг = 3876·10³ Р. Космическая радиация составляет примерно 1 Р в год.

Мощность поглощенной дозы (М_п) — приращение дозы в единицу времени (табл. 2). Она характеризует скорость накопления дозы и может увеличиваться со временем (t).

Мощность экспозиционной дозы — приращение экспозиционной дозы в единицу времени.
Керма — суммарная начальная кинетическая энергия заряженных частиц, образованных в единице массы облучаемой среды под действием косвенно ионизирующего излучения. Применительно к γ-излучению в условиях электронного равновесия керма совпадает с дозой излучения, если можно пренебречь потерей энергии заряженных частиц (электронов и позитронов) на тормозное излучение. При этих условиях керма является энергетическим эквивалентом экспозиционной дозы. Внесистемной единицей кермы является рад. В СИ единицей кермы является «Грэй». Для образцового излучения 1 рад = 10^–2 Дж/кг.
Эквивалентная доза излучения (Н) — произведение поглощенной дозы Д_и данного вида излучения на соответствующий коэффициент качества излучения. Внесистемной (специальной) единицей эквивалентной дозы является «бэр». В СИ единицей эквивалентной дозы является «зиверт» (Зв). 1 бэр = 10^-2 Зв.
Коэффициент качества излучения — регламентированное значение относительной биологической эффективности излучения для данного вида и энергии излучения, установленное для контроля радиационной безопасности при хроническом облучении. Коэффициент качества устанавливается на основе данных относительной биологической эффективности излучения, полученных в радиобиологических исследованиях. Он позволяет в одной и той же мере выражать степень опасности облучения людей независимо от вида облучения. Значение коэффициента качества для различных видов излучения устанавливается соответствующими правилами и законодательством.
Относительная биологическая эффективность излучения (ОБЭ) — отношение поглощенной дозы (Д_ио) образцового излучения, вызывающего определенный биологический эффект, к поглощенной дозе (Д_и) данного излучения, вызывающего такой же эффект.

В качестве образцового принято рентгеновское излучение с граничной энергией 200 кэВ. ОБЭ зависит от вида биологического эффекта и конкретного условия облучения. Для данного биологического показателя ОБЭ зависит от линейной передачи энергии (ЛПЭ) ионизирующих частиц, причем для различных видов излучения с равными ЛПЭ ОБЭ приблизительно одинаковы. При сравнении излучений с различными ЛПЭ принимают ОБЭ = 1 для ЛПЭ = З кэВ/мкм воды.
Линейная передача энергии — часть потери энергии заряженных частиц на единице пути, обусловленная такими столкновениями частиц с атомами среды, при которых передается энергия меньше установленного значения.
Радиоактивность — самопроизвольное превращение (распад) атомных ядер, приводящее к изменению их атомного номера или массового числа.
В качестве единицы активности принято одно ядерное превращение в секунду (расп./сек). В системе единиц СИ эта единица получила название «беккерель» (Бк). В практике радиационного контроля можно встретить специальную (внесистемную) единицу активности — «кюри» (Ки).
1 Ки = 3,7·10¹⁰ ядерных превращений в 1 с (табл. 3).

Концентрация радиоактивности вещества характеризуется концентрацией его активности. Концентрация активности выражается в единицах активности:
• на единицу массы Ки/т, мКи/г и пр. (удельная активность);
• на единицу объема Ки/м³, Ки/л и пр. (объемная концентрация);
• на единицу площади Ки/км², мКи/см² и пр.

Встречаются специальные и менее известные в настоящее время единицы объемной активности:
• 1 эман = 1·10–10 Ки/л воздуха или воды = 3,7 Бк/л;
• 1 махе = 3,64 эман = 3,64·10^-10 Ки/л = 13,47 Бк/л;
• 1 Ки/л = 13,47 Бк/л;
• 1 эман = 0,275 махe.

Рассмотрим виды радиации и возможные дозы облучения при различных условиях воздействия окружающей среды и различных возможных применениях ОВ.

Естественная радиоактивность

Преобладающим типом излучения в этом случае является γ-излучение. Типичная годовая поглощённая доза для земного или подводного кабеля составляет ≤0,004 Гр. Общая доза, в течение ожидаемого срока службы 25 лет, таким образом, будет ≤0,1 Гр. Заметно более высокие значения дозы могут быть получены, например, над местами залегания руд, содержащих уран или торий.
При прокладке (долговременной) ОК в кабельных каналах, траншее оценка их радиационной стойкости ведется для радиационных нуклеидов урана (U₂₃₈), калия (К₄₀) и тория (Тh₂₃₂). Эти три источника присутствуют в почве. Также можно принять во внимание небольшое количество космической радиации для ОК, проложенных в земле.
Годовая средняя доза для ОК, проложенных в земле, при учете всех выше перечисленных факторов составит в среднем 150 мрад/год. Концентрация для средних условий прокладки U 3-ррm, Тh–6 ррm, К–2 ррm, где концентрация 1 ppm U, Тh и К производит приблизительно 11,9; 5,2 и 0,0025 мрад/год, соответственно. Концентрация U, К и Тh в земле изменяется от места прокладки. Верхняя граница условий облучения с 95% вероятностью для США не превышает 500 мрад/год.
Наиболее вероятная годовая доза составляет 150 мрад. В этих условиях прокладка ОК вполне оправдана.
При этих условиях радиационно-наведенные потери (РНП) на кабельной линии на основе одномодового ОВ длиной 40 км составляет не более 0,05 дБ на длине волны 1,3 мкм или 0,08 дБ на длине волны 1,55 мкм за 20-летний период эксплуатации.
Локальные линии связи (LAN — local area networks) на основе ОК не превышают нескольких километров. Они частично проходят под землей, а частично в здании или между зданиями. При этом надо учитывать уровень радиации земли (150 мрад/год), стен здания, материалов, из которых построено здание, и космическую радиацию. Стены здания могут уменьшить дозу от 2 до 100 раз.
Деревянная стенка толщиной в несколько дюймов может уменьшить внешнее воздействие радиации гамма-излучения в 2 раза, 5-дюймовая стена из кирпича — в 4 раза, 8-дюймовая стена из бетона — в 20 раз.
Сами стены из дерева, кирпича и цемента могут служить источником радиации с уровнями 20-100 мрад/год. Для локальных линий связи и цифровых (ODL — optikal date links) линий с учетом уровня радиации материала здания и внешнего излучения общая доза составит в среднем 100 мрад/год [4].
При прокладке морских ОК доза облучения на морском дне составляет менее 0,4 рад/год и, следовательно, кабели, проложенные на морском дне, будут подвергаться облучению не более, чем 10 рад за 25 лет. Когда кривая затухания одномодового СВ при дозе облучения 20 рад/час экстраполируется на 10 рад/ час, то потери в ОК, проложенном под водой, будут менее 3·10^-3 дБ/км на длине 1,3 мкк после эксплуатации в течение 25 лет [5].

Ядерные реакторы

Оптические волокна могут быть подвергнуты как γ-облучению, так и облучению тепловыми и быстрыми нейтронами. Доза и величины плотности потока частиц сильно варьируются в зависимости от места внутри здания реактора и условия эксплуатации реактора (например, работа под нагрузкой, нормальное действие или авария). В пределах области защитной оболочки, уровни доз облучения варьируются в диапазоне от 0,001 — 0,03 Гр/ч вплоть до 1 Гр/ч около первичных контуров охлаждения. Мощность дозы вокруг топливных элементов — порядка 10³ Гр/ч. На ранней стадии аварийных ситуаций мощность дозы может достигать 10⁴ Гр/ч внутри защитной оболочки.
Интегральная плотность потока нейтронов за единицу времени внутри защитной оболочки в пределах ограничителя может колебаться в диапазоне от ~10⁴ до 10¹⁵ см^-2 около топливных стержней.

Термоядерные реакторы

Радиоактивное излучение, появляющееся в результате реакции синтеза ядер дейтерия и трития, представляет собой поток нейтронов с энергией 14 МэВ и ядер атома гелия 4He c энергией около 3,5 МэВ.
Ядра атома гелия обладают малой длиной пробега и не смогут достичь оптических волокон, которые могут использоваться в таких реакторах в качестве сенсоров или для передачи данных.
Вместе с тем быстрые нейтроны обладают очень большой проникающей способностью и, кроме этого, будут также активировать конструкционные материалы вокруг реакционной камеры, которые дадут сильный фон радиации и после выключения реактора. Кроме того значения интегральной дозы и нейтронных потоков сильно зависят от положения и условий эксплуатации.
Ожидаемые дозы гамма-излучения внутри реакционной камеры экспериментальных установок могут составить около 3·10⁴ Гр/ч, а интегральная доза за время жизни 10⁷ — 10⁸ Гр.

Экспериментальные установки физики высоких энергий

Обычно в физике высоких энергий электроны или протоны с энергией порядка несколько 100 ГэВ (протоны) используются для изучения элементарных частиц.
Для увеличения энергии реакции обычно два пучка частиц сталкивают в пределах зоны реакции, которая окружена большими детекторами, анализирующими продукты реакции. Трубка ускорителя и внутренние поверхности детекторов при этом становятся сильно радиоактивными, особенно если сталкиваются протоны.
Вторичное излучение, которое представляет опасность для приборов управления ускорителя и регистрирующего оборудование детекторов, состоит, главным образом, из π-мезонов со средней энергией порядка ~100 МэВ, гамма-лучей и, в радиусе >50 см, нейтронов с максимальной энергией вплоть до >100 МэВ, но со средней энергией только около 1-2 МэВ.
Интенсивность излучения сильно зависит от конкретных условий: энергии частиц, тока пучка, расстояния от оси пучка и угла к оси пучка (максимум в направлении распространения пучка). Интегральная годовая доза может быть порядка 10⁵ на 10⁶ Гр и плотность потока нейтронов может достигать значений от 10¹³ до 10¹⁵ см^-2.

Космическая радиация

Около земли доминирующими видами радиации являются солнечные протоны, а также захваченные магнитным полем земли протоны и электроны, локализованные в пределах поясов Ван Аллена.
Электроны сконцентрированы во внутренней зоне, заканчивающейся приблизительно на расстоянии 2,4 земных радиуса, и внешней зоне, на расстоянии приблизительно между 2,8 и 12 земными радиусами. Их максимальная энергия равна приблизительно 7 МэВ. Экраном от них может являться, например, слой алюминия толщиной 10 мм. При этом будет возникать тормозное рентгеновское излучение.
Поток протонов ослабевает с увеличением расстояния от земли. Максимальная энергия частиц составляет несколько сотен МэВ. Например, пробег протонов с энергией 300 МэВ в алюминии составляет приблизительно 24 см. Более 90% протонов имеют энергию ниже 100 МэВ.
На геостационарной орбите полная годовая доза после 3 мм алюминиевого экрана составит почти 600 Гр, причём ~550 Гр получается от захваченных электронов и около 50 Гр — от солнечных протонов.
На низкой околоземной орбите, высотой 1000 км и наклонения 70°, полная годовая доза составляет приблизительно 823 Гр (после алюминиевого экрана толщиной 3 мм) и складывается из приблизительно 400 Гр захваченных электронов, около 420 Гр захваченных протонов и 3 Гр солнечных протонов.
Дополнительно к вышеупомянутым типам излучений, космические лучи являются дополнительным источником радиации. «Первичные» космические лучи представляют собой слабый поток частиц высокой энергии, состоящий приблизительно на 85% из протонов, на 14% из альфа-частиц и приблизительно на 1% из других более тяжелых ядер. Их вклад в полную дозу облучения, однако, является незначительным. Значения дозы и мощности дозы являются типичными и могут измениться в зависимости от конкретного применения.

Медицинские применения

Для целей диагностики используется рентгеновское излучение с энергией меньше или равно 100 кэВ. С использованием современных методов усиления изображения доза меньше или равно 10^-3 Гр является достаточной, чтобы получить серию качественных снимков. Облучение опухолей осуществляется с помощью ⁶⁰Co гамма-лучей, электронов с энергией 20–30 МэВ, протонов с энергией 60–300 МэВ или тяжелых ионов, например, ¹²С с энергией 2–4 ГэВ, и тепловых или быстрых нейтронов. Значения накопленной дозы в опухоли могут достигать нескольких Гр за процедуру.

Военные применения

Радиация, возникающая при использовании ядерного оружия, может быть разделена на «быстрое» гамма-излучение, излучаемое в момент взрыва в пределах времени приблизительно 10^-8 с, и задержанное излучение, состоящее из гамма-излучения и потока быстрых нейтронов, действие которого становится эффективным спустя примерно 1 мин. после окончания взрыва. Несмотря на тот факт, что вклад «быстрого» гамма-излучения в полную дозу облучения не превышает 10%, его воздействие может быть очень разрушительным из-за его высокой мощности дозы (например, 10⁸ Гр/с). Поэтому специальные испытания с импульсными источниками радиации, например, импульсными генераторами рентгеновского излучения, должны быть выполнены для моделирования этого компонента радиации ядерного взрыва.
Полная доза и плотность потока нейтронов зависят от мощности взрыва, типа оружия (вклада термоядерной энергии), и расстояния от места взрыва. Лучевой компонент радиации для данной мощности взрыва может быть увеличен, за счёт вклада термоядерной реакции («нейтронная бомба»).
Согласно принципу «сбалансированной радиационной стойкости», оптические кабели не должны выдерживать чрезвычайно высокие уровни доз около центра взрыва, т.к. высокая температура и ударная волна уничтожат кабель так или иначе.

Типичные (начальные) уровни облучения:
- «быстрое» гамма-излучение с мощностью дозы 10⁸ —10⁹ Гр/с (доза до 10 Гр);
- полная доза 30 — 100 Гр;
- плотность потока быстрых (энергией около 1 МэВ) нейтронов 10¹²—10¹³ с^-1см^-2.

При высотном взрыве значительная часть энергии рентгеновского излучения не будет поглощаться и может привести к существенным повреждениям даже далеко от взрыва.
Радиация, излучаемая в течение приблизительно 1 минуты после взрыва, может привести к радиационному загрязнению больших площадей в зависимости от высоты взрыва, направления и силы ветра и выпадения осадков. Уровни дозы до нескольких десятков Гр могут быть получены за 10–15 часов после взрыва на площади 100 км².
Значения дозы и мощности дозы типичны и могут изменяться в зависимости от конкретного применения.
Для испытаний влияния эффектов ядерного взрыва наиболее часто используются импульсные ядерные реакторы. Они позволяют получать импульсные потоки нейтронов в интервале примерно 0,1–50 мс, которые сопровождаются гамма-излучением высокой энергии, вклад которого в полную дозу составляет примерно 10%.

Радиационные эффекты в твердом теле [6]

Воздействие ядерных излучений на твердые тела определяется, с одной стороны, видом и энергией излучения, а с другой — структурой и составом самого объекта облучения. Ядерное излучение возникает в процессе самопроизвольных (спонтанных) превращений некоторых ядер атомов различных химических элементов и при работе ускорителей заряженных частиц — тяжелых ионов и электронов.
Источником ядерного излечения служат также ядерные взрывы и космические лучи. В практике радиационного материаловедения наиболее часто используют следующие виды ядерных излучений: нейтроны, γ-кванты, электроны, ядра протонов водорода (протоны, дейтроны) и ядра гелия (альфа-частицы). Критериями, по которым можно дифференцировать взаимодействие этих частиц с веществом, являются их масса покоя m, электрический заряд z и энергия Е (табл. 4).

Среди указанных типов ядерных излучений только для нейтронов первичным актом взаимодействия с веществом являются исключительно ядерные реакции и рассеяние на ядрах. Для γ-лучей и заряженных частиц в обсуждаемой области энергий взаимодействия с ядрами играют существенно меньшую роль, и в ряде случаев ими в первом рассмотрении можно пренебречь, в сравнении с актами взаимодействия с электронными оболочками атомов веществ.
Однако и для нейтронов следствием первичных актов также является появление в объеме вещества энергичных заряженных ионов и γ-квантов, излучаемых возбужденными ядрами. Дальнейшее поведение ионов отдачи во многом близко поведению тяжелых заряженных частиц — p, d, a. В то же время основным следствием прохождения через вещество γ-квантов умеренных энергий является выбивание из атомов вторичных быстрых электронов или рождение в их полях электронно-позитронных пар частиц. Дальнейшая судьба этих электронов или позитронов будет такой же, как и для первичных частиц электронных или позитронных излучателей сравнимых энергий.
Основной канал передачи энергии среде заряженными быстрыми частицами (p, d, a, e⁺, e^–) — это ионизация и возбуждение атомов и молекул в процессе торможения до тепловых энергий. Быстрые электроны в начале торможения и замедленные позитроны в конце его генерируют также тормозное и аннигиляционное γ-излучение.
Таким образом, суммарный эффект прохождения того или иного ядерного агента через объем вещества складывается из цепи последовательных актов передачи и преобразования энергий первичного носителя вплоть до ее равновесного распределения в среде.
Конечными этапами такого рода физических процессов можно считать появление химически активных атомных композиций (свободные радикалы), изменение нормативных положений атомов (ионов) в узлах кристаллической решетки, примесных атомов, внедрений, вакансий и т.п. Предельно упрощенная схематическая картина радиационных процессов в веществе приведена на рис. 1.

Литература

1. Zyons P.B. NATO radiation effects test program for optical fibers and components. Proc. Soc. Photo-Opt. Jnstzum. End., 1998, v. 867, p. 48—62.
2. Радиационно-оптические свойства волоконных световодов на основе кварцевого стекла [обзор]. Е.М. Дианов, Л.С. Корниенко, Е.П. Никитин, А.О. Рыбалтовский, В.Б. Сулимов, П.В. Чернов. Квантовая электроника, 1983, т. 10, N 3, с. 473—496.
3. Единицы измерения и обозначения физико-технических величин. Справочник для работников издательств и авторов. М. 1961. Государственное научно-техническое издательство нефтяной и горно-топливной литературы. 249 с.
4. ODL-optical date links ad LAN-lokal area networks. Optical market in the world. www. International research group.
5. A. Ono, J.Tamura. RADIATION RESISTIVITY in SILICA OPTICAL FIBERS. Optical Journal. v. 11,1988. р. 123—139.
6. Ларин Ю.Т. «Разработка методов проектирования и изготовления оптических кабелей». Диссертация на соискание степени доктора технических наук. Москва, 2004. 285 с.