14691

ОСНОВЫ ДОЗИМЕТРИИ

Лабораторная работа

Физика

ЛАБОРАТОРНАЯ РАБОТА №26 ОСНОВЫ ДОЗИМЕТРИИ Дозиметрия радиоактивного излучения есть один из разделов прикладной физики ядра и элементарных частиц. Дозиметрия первоначально возникла в связи с открытием рентгеновских лучей и их вредным воздействием на живой организм. ...

Русский

2013-06-09

119 KB

16 чел.

ЛАБОРАТОРНАЯ РАБОТА №26

ОСНОВЫ ДОЗИМЕТРИИ

Дозиметрия радиоактивного излучения есть один из разделов прикладной физики ядра и элементарных частиц. Дозиметрия первоначально возникла в связи с открытием рентгеновских лучей и их вредным воздействием на живой организм.

Основная задача дозиметрии — определение дозы излучения радиоактивных препаратов и измерение их активности, что позволяет разрабатывать методы защиты от радиоактивного излучения.

Радиоактивные источники излучения.

В зависимости от вида излучения источники подразделяются на α-, β-, γ- источники, а также источники нейтронов.

Радиоактивное излучение возникает вследствие спонтанного распада нестабильных ядер. При этом в данном количестве вещества число радиоактивных ядер уменьшается со временем по закону:

()

где N0 - начальное число не распавшихся ядер; λ – постоянная распада, характерная для каждого радиоактивного источника.

Если в процессе распада образуются стабильные ядра, то их накопление будет происходить по закону:

()

Заметим, что постоянная распада связана со средним временем жизни радиоактивного ядра следующим соотношением:

()

В практических случаях длительность жизни ядер характеризуют периодом полураспада, т.е. интервалом времени Т, по истечении которого распадается половина радиоактивных ядер.

Величины λ, τ и Т связаны соотношением

(4)

Если продукты распада также оказываются радиоактивными, то цепь последовательных превращений радиоактивных ядер можно представить схемой

При этом ядро А является исходным, при распаде которого образуется ядро В, распад ядра В приводит к образованию ядра С и т.д. Этот процесс последовательных превращений заканчивается образованием стабильного ядра того или иного изотопа. В этом случае изменение количества ядер атомов промежуточных нестабильных изотопов описывается законом

(5)

где  коэффициенты  С1,  С2, ... ,Сn определяются  комбинациями постоянных распадов λ1, λ2,…, λn.

Источники α - излучения.

Распад некоторых нестабильных ядер сопровождается излучением α -частиц (ядер 2Не4), при этом распад происходит по схеме

(6)

В настоящее время известно около 170 α – активных изотопов. Практически все ядра, для которых Z>82, являются α – радиоактивными.

Среднее время жизни α – активных ядер изменяется в очень широких пределах – от 3*107с для 84Ро212 до 5*1015 лет для 60Nd144.

Исходя из (6), можно определить энергию, выделяющуюся при α – распаде:

(7)

Как видно из (6), (7), энергетический спектр а-частиц дискретный; при этом энергия α – частиц – практически для всех радиоактивных ядер - ' заключена в узком интервале значений, лежащих в области 6 МэВ.

Спектр α – частиц  обычно состоит из нескольких линий, при этом интенсивность α – частиц с максимальной энергией наибольшая.

Бета - излучение радиоактивных ядер.

В настоящее время известно около 1300 неустойчивых ядер, распад которых сопровождается излучением β – частиц, нейтрино ν, либо антинейтрино . К β – превращениям относят также процесс захвата электронов тяжелыми ядрами с одной из оболочек атома (чаще с К – оболочки). Такое превращение ядер получило название К – захвата. При β –распаде ядер исходное ядро превращается в ядро – изобару, при этом зарядовое число изменяется на ∆Z = ±1.

Бета – процессы протекают по одной из следующих схем:

K – захват

Энергия, выделяющаяся при β – распадах, определяется из соотношения

(8)

Энергия β – распада случайно распределяется между ядром – продуктом, β – частицей и нейтрино. Энергетический спектр β – частиц сплошной. Энергия β – частиц заключена в интервале от нуля до некоторого максимального значения, характерного для данного β – активного элемента. Средняя энергия излучаемых электронов для естественных радиоактивных элементов заключена в пределах (0,25 - 0,45) МэВ.

Гамма-излучение ядер.

Большинство атомных ядер, возникающих при α – и β – распадах, образуются в возбужденных состояниях. Переход ядра из возбужденного состояния в основное или промежуточное энергетическое состояние может происходить путем излучения γ – квантов, либо путем излучения других каких-либо частиц. Энергетический спектр γ – лучей всегда дискретный, что является следствием дискретности энергетических уровней ядра.

После α – распада обычно излучаются j -лучи с энергией не выше 0,5 МэВ. Бета - распад сопровождается излучением /-квантов с энергией примерно от 0,01 до 10 МэВ.

Нейтронное излучение.

Нейтроны в настоящее время получают путем осуществления ядерных реакций, в процессе протекания которых излучаются названные частицы. Можно выделить три способа получения нейтронов.

Первый способ связан с применением α – либо γ – активных изотопов. В этом случае при облучении некоторых легких ядер протекают реакции с излучением нейтронов.

При использовании α – частиц осуществляют реакции типа Ве9(α,n12; B10(α,n)N13. При использовании γ – лучей  осуществляют реакции типа Х(γ,n)Х; Ве9(γ,n)Ве8.

Второй способ получения нейтронов заключается в осуществлении ядерных реакций под действием ускоренных протонов или дейтронов: Li7(p,n)Be7; H3(d,n)He4; H2(d,n)He3

Третий способ получения нейтронов связан с использованием ядерного реактора. Заметим, что в этом случае получают очень высокие значения потока частиц ~ 1018 нейтрон/см2 сек.

Наиболее широкое применение в настоящее время находят нейтронные источники, в которых используется механическая смесь Be и одного из следующих α – активных изотопов: Ро, Pu, Ra. В таких источниках α – частицы поглощаются ядрами Be, в результате протекает ядерная реакция с образованием нейтронов:

Основные дозиметрические единицы

Поглощенная доза излучения D определяется отношением энергии dW излучения, поглощенной веществом, к массе поглощающего вещества [2]:

(9)

Единицей поглощенной дозы является грэй (Гр); 1 Гр=1 Дж/кг. Специальная единица поглощенной дозы – рад; 1 рад=0,01 Гр. При расчете поглощенной дозы принимают следующий массовый состав мягкой биологической ткани: 76,2 % кислорода, 11,1% углерода, 10,1% водорода, 2,6% азота.

Для сравнения биологических эффектов различных видов излучения служит единица бэр: 1 бэр — единица дозы любого вида ионизирующего излучения в биологической ткани, которая создает тот же биологический эффект, что и доза 1 рад рентгеновского или гамма-излучения. Доза в бэрах связана с дозой в радах коэффициентом качества К, который учитывает неблагоприятность биологических последствий облучения человека в малых дозах следующим равенством:

Deq=DK

(10)

Экспозиционная доза X - отношение полного заряда dQ ионов одного знака, возникающих в воздухе при полном торможении всех вторичных электронов, к массе dm ионизированного воздуха:

(1)

Единица экспозиционной дозы 1Кл*кг-1. Специальной единицей
экспозиционной дозы является рентген (Р): 1Р=2,58*10
-4 Кл/кг. Рентген – единица экспозиционной дозы рентгеновского или гамма-излучения, при прохождении которого через 0,001293г воздуха (масса 1 см3 атмосферного воздуха при нормальных условиях) в результате завершения всех ионизационных процессов в воздухе создаются ионы, обусловливающие одну электростатическую единицу количества электричества каждого знака (1Кл=3*109 электростатических единиц электричества).

Мощность экспозиционной дозы определяется скоростью возрастания экспозиционной дозы:

(1)

Для оценки радиационной опасности используют эквивалентную дозу Deq. Эта величина введена для оценки радиационной опасности хронического облучения излучением произвольного состава и равна

(1)

где индексы i = 1,2,... относятся к компонентам излучения разного качества.

Предельно допустимая доза (ПДД) - наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которое при равномерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала (категории А) неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

Мощность экспозиционной дозы  и экспозиционная доза X гамма – излучения точечного источника без защиты определяются выражениями

(1)

(1)

(1)

(1)

где А - активность источника, выражаемая в микрокюри (кюри –специальная единица активности, 1 Ки – 3,7*1010 ядерных превращений в секунду);  kγ – ионизационная гамма – постоянная изотопа, Р*см2/(ч*мкКи); R – расстояние от источника до детектора, см; mRaгамма – эквивалент источника – условная масса точечного источника 226Ra, создающего на данном расстоянии такую же мощность экспозиционной дозы, как и данный источник. Специальной единицей гамма – эквивалента является килограмм – эквивалент радия; 1 кг-экв радия на расстоянии 1 см в воздухе создает мощность экспозиционной дозы 2,33 кР/с или 8,4*106 Р/ч; соответственно 1 мг-экв радия – 2,33-10-3 Р/с или 8,4 Р/ч.

Допустимые условия работы с источниками излучения требуют, чтобы экспозиционная доза была меньше или равна предельно допустимой:

(1)

Нормами радиационной безопасности для персонала установлена предельно допустимая мощность экспозиционной дозы 100 мР в неделю или для 36 – часовой недели 2,8 мР/ч. Допустимые условия работы персонала с источником определяются соотношением:

(1)

mRa выражен в мг-экв радия [2].

Ход работы

Задание 1. Определение мощности дозы с помощью дозиметра

  1.  По техническому описанию ознакомиться с устройством и правилами работы с дозиметром ДРГЗ-01(03).
  2.  Подготовить дозиметр к работе.
  3.  Провести 5 раз измерение фона . Интервал между измерениями 1 минута. Найти среднее значение фона .
  4.  На расстоянии.3 - 5 см от дозиметра расположить радиоактивный
    источник. Провести 5 раз измерение мощности дозы . Интервал
    между измерениями 1 минута. Найти среднее значение мощности
    дозы
     .
  5.  Найти мощность дозы, создаваемую радиоактивным источником  
  6.  Сравнить полученные результаты с требованиями радиационной
    безопасности, воспользовавшись формулами (14) — (19).
  7.  Оценить погрешности измерений.

Задание 2. Определение мощности дозы с помощью счетчика Гейгера-Мюллера.

  1.  Подготовить к работе счетчик Гейгера-Мюллера.
  2.  Провести 5 раз измерение фона Nф. Время измерения 3 минуты.
    Найти среднее значение фона  .
  3.  На расстоянии 3 - 5 см от счетчика расположить радиоактивный
    источник. Провести 5 раз измерение числа импульсов. Время
    измерения t = 3 минуты. Найти среднее значение числа импульсов .
  4.  Найти .
  5.  Вычислить активность А источника по формуле: , где S = 0,5 см – эффективная площадь регистрации специального счетчика Гейгера-Мюллера.
  6.  Воспользовавшись формулами (14) - (19), рассчитать мощность экспозиционной дозы и сравнить полученные результаты с требованиями радиационной безопасности.
  7.  Оценить погрешности полученных результатов.

СПИСОК РЕКОМЕНДУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

  1.  Широков Ю.М., Юдин Н.П. Ядерная физика. М., 1980.
  2.  Лабораторный практикум по физике / Под ред. К.А. Барсукова и
    Ю.И. Уханова. М., 1988.


 

А также другие работы, которые могут Вас заинтересовать

7456. Формирование кадрового резерва государственной службы 141.5 KB
  ВВЕДЕНИЕ Новая модель государственного управления, реформирование государственной службы России, ее аппарата невозможны без грамотного обновления руководящих кадров, без наполнения органов государственной власти и местного самоуправления лицами, спо...
7457. Технологический процесс изготовления ступицы 420.5 KB
  Технологический процесс изготовления ступицы Введение. Эффективность производства, его технический прогресс, качество выпускаемой продукции во многом зависят от опережающего развития производства нового оборудования, машин, станков и аппаратов, от в...
7458. Электроника и микросхемотехника. Курс лекций 2.16 MB
  Электроника и микросхемотехника Курс лекций. Введение Полупроводниковые диоды. Принцип работы диода. Вольт-амперная характеристика диода. Выпрямительные диоды. Высокочастотные диоды. Импульсные диоды. Стаби...
7459. Цифровые системы передачи 410 KB
  Цифровые системы передачи. Регенератор. Регенерация формы цифрового сигнала. Проходя через среду распространения, цифровой сигнал ослабляется и подвергается искажению и воздействию помех, что приводит к изменению формы и длительности им...
7460. Проектирование червячного одноступенчатого редуктора с нижним расположением червяка по заданным параметрам 485 KB
  Целью курсовой работы является проектирование червячного одноступенчатого редуктора с нижним расположением червяка по заданным параметрам. В литературном обзоре курсовой работы рассмотрены общие сведения о червячной передачи, достоинства и недостатк...
7461. Изучение кинетики химического травления полупроводника – арсенида галлия. Изучение влияния температуры на кинетику химического травления арсенида галлия в растворе брома в метаноле 91 KB
  Лабораторная работа №1,2 по курсу химии По теме: Изучение кинетики химического травления полупроводника - арсенида галлия. Изучение влияния температуры на кинетику химического травления арсенида галлия в растворе брома в метаноле. Выполнила с...
7462. Проектирование червячной зуборезной фрезы 283 KB
  Проектирование червячной зуборезной фрезы Содержание: 1. Цель и выполняемые задачи работы 2. Исходные данные 3. Определение числа заходов фрезы nZ0 4. Назначение расчетного профильного угла исходной рейки 5. Определение шага зубьев фрезы в нормально...
7463. Вариантное проектирование фундаментов промышленного здания 160.5 KB
  Тема: Вариантное проектирование фундаментов промышленного здания 1. Оценка инженерно-геологических условий площадки строительства 1.1.Определение наименования грунтов, их состояния, величины условного расчетного сопротивления Рассмотрим грунты, данн...
7464. Менеджмент - наука, практика и искусство управления: эволюция становления и развития 184 KB
  Тема 1: Менеджмент - наука, практика и искусство управления: эволюция становления и развития Введение в менеджмент. История развития управленческой мысли. Становление и развития менеджмента. Опыт и основные тенденции развития...