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

44964. Качество установившихся процессов в линейных САУ. Корневые критерии качества 469 KB
  Корневые критерии качества. Совокупность требований определяющих поведение САУ в установившихся и переходных процессах объединяется понятием качества процесса управления. позволяют оценивать показатели качества переходных процессов по косвенным признакам не решая диф. критериями качества переходных процессов.
44965. Качество установившихся процессов в линейных САУ. Интегральные критерии качества 159.5 KB
  Совокупность требований определяющих поведение САУ в установившихся и переходных процессах объединяется понятием качества процесса управления. Качество процесса управления можно рассматривать раздельно для установившихся процессов и для переходных процессов. такие которые одним числом оценивают и величины отклонений и время затухания переходного процесса. В дальнейшем буде отсчитываться отклонение переходного процесса от нового установившегося состояния.
44966. Коррекция САУ. Способы коррекции 373.5 KB
  Основная задача корректирующих устройств состоит в улучшении точности и качества переходных процессов. Различают 3 основных вида корректирующих устройств: Последовательные корректирующие устройства. Действия корректирующих звеньев сводиться к следующему: Введение в контур САУ воздействия по производным и интегралам. Введение корректирующих обратных связей вокруг определённой части системы.
44967. Коррекция САУ в функции внешних воздействий. Инвариантность 652.5 KB
  Если же вводится корректирующее устройство по внешнему воздействию то получается комбинированное управление и по ошибке и по внешнему воздействию Путём введения коррекции по внешнему воздействию удаётся при определённых условиях свести величину установленной ошибки к нулю при любой форме внешнего воздействия. Это свойство называется инвариантностью системы по отношению к внешнему воздействию. Корректирующие устройства по задающему воздействию Передаточная функция ошибки: Установившееся ошибка будет равна 0 если числитель будет = 0....
44968. Задачи и методы синтеза лмнейных САУ 1.29 MB
  Задачи синтеза САУ заключаются в определении управляющего устройства в виде его математического описания. Синтезсоздание управляющего устройства при известном условии. В результате сравнения определяется передаточная функция корректирующего устройства. Сюда относится объект управления и слежения с объектом устройства исполнительный механизм чувствительный элемент и т.
44969. Многомерные САУ 469.5 KB
  Взаимосвязи образующие многомерные системы могут быть различными по своей природе их делят на 2 категории: 1. Внутренние естественные связи 2. Внешние искусственные связи  по отношению к объекту. Внутренние – связи которые физически существуют в самом объекте между выходными величинами.
44970. Чувствительность систем управления 514.5 KB
  В процессе эксплуатации системы эти физические параметры могут изменятся во времени. Поэтому возникает задача определения влияния изменения параметров системы на статические и динамические свойства процесса управления. Степень влияния изменения параметров системы на её статические и динамические свойства называют чувствительностью системы. Пусть сиcтема описывается уравнением в нормальной форме: Изменяющиеся со временем параметры системы обозначим через j j = 1m.