ЛАБОРАТОРНАЯ РАБОТА №26

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-, γисточники, 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:
N (t )  N 0 e  t
(1)
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:
N c (t )  N 0 (1  e  t )
(2)
Заметим, что постоянная распада связана со средним временем жизни
радиоактивного ядра следующим соотношением:

1
1


tN
(
t
)
dt

N 0 0

(3)
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
T
Ln 2

 Ln 2
(4)
Если продукты распада также оказываются радиоактивными, то цепь
последовательных превращений радиоактивных ядер можно представить
схемой
A  B  C  D  ...
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
N n (t )  N1 (t 0 )C1 exp( 1t )  C2 exp( 2 t )  ...  Cn exp( n t )
где
коэффициенты
С 1,
(5)
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
Z
X A  z  2 Y A 4  2 He4
(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:
E  M (Y )  M ( )  M ( X )  c 2
(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:
Z
X A  Z 1 Y A  e  ~,
  распад
Z
X A  Z 1 Y A  e   ,
  распад
Z
X A  e   Z 1 Y A  ,
K – захват
Энергия, выделяющаяся при β – распадах, определяется из соотношения
E  M (Y )  me  M ( X )  c 2
(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,n)С12;
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:
4
Be 9  2 He 4  0 n1  6 C 12  5.76МэВ
Основные дозиметрические единицы
Поглощенная доза излучения D определяется отношением энергии dW
излучения, поглощенной веществом, к массе поглощающего вещества [2]:
D
dW
dm
(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:
X 
dQ
dm
(11)
Единица экспозиционной
дозы
1Кл*кг-1. Специальной
экспозиционной дозы является рентген (Р):
единицей
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:
dX
X 
dt
(12)
Для оценки радиационной опасности используют эквивалентную дозу
Deq. Эта величина введена для оценки радиационной опасности хронического
облучения излучением произвольного состава и равна
Deq   Di K i
i
(13)
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 X и экспозиционная доза X гамма –
излучения точечного источника без защиты определяются выражениями
Ak
X  2
R
(14)
X 
(15)
Ak t
R2
m 8.4
X  Ra 2
R
(16)
X 
mRa 8.4t
R2
(17)
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; mRa – гамма – эквивалент
источника – условная масса точечного источника
226
Ra, 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:
mRa 8.4t
 X пдд
R2
(18)
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:
mRat (ч)
 20,
R 2 ( м)
(19)
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 X ф . Интервал между измерениями
1 минута. Найти среднее значение фона X ф .
4. На расстоянии.3 - 5 см от дозиметра расположить радиоактивный
источник. Провести 5 раз измерение мощности дозы X . Интервал
между измерениями 1 минута. Найти среднее значение мощности
дозы X .
5. Найти мощность дозы, создаваемую радиоактивным источником
X ист  X  X ф
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 N ф .
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
N .
4. Найти N ист  N  N ф .
N ист R 2

5. Вычислить активность А источника по формуле: A 
,
t
S
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.