Лабораторная работа № КСЕ-06

РАДИОАКТИВНОЕ ИЗЛУЧЕНИЕ,

ДОЗИМЕТРИЯ, РАДИАЦИОННАЯ ЗАЩИТА

Цель работы:

1. Ознакомиться с основными радиационными величинами и единицами их измерения.

2. Изучить правила пользования прибором РКСБ-104 для измерения ионизирующих излучений.

3. Изучить влияние толщины защиты из алюминия на мощность эквивалентной дозы излучения радиоактивного препарата.

Теоретическое введение 

Не всякое атомное ядро, состоящее из нуклонов, удерживаемых ядерными силами притяжения, может существовать неограниченно долго. Многие атомные ядра оказываются способными к превращениям в ядра других химических элементов. Такое явление получило название радиоактивности и было открыто в 1896 году французским физиком А. Беккерелем.

Радиоактивность - способность некоторых атомных ядер самопроизвольно (спонтанно) превращаться в другие ядра с испусканием α, β-частиц и γ-квантов. Атомное ядро, испытывающее радиоактивный распад, называется материнским, возникающее ядро - дочерним. Различают

– естественную радиоактивность (наблюдается у неустойчивых изотопов, существующих в природе; ею обладают все химические элементы, начиная с порядкового номера Z = 83, А ≈ 208 а.е.м;

– искусственную радиоактивность (наблюдается у изотопов, полученных посредством ядерных реакций).

Нестабильность ядер возникает вследствие конкуренции между ядерными силами притяжения между нуклонами (протонами и нейтронами) и кулоновскими силами отталкивания между протонами:

1)       если ядро содержит значительно больше протонов, чем нейтронов, то нестабильность обуславливается избытком энергии кулоновского взаимодействия;

2)       если ядро содержит значительно больше нейтронов, чем протонов, то нестабильность является следствием того, что масса нейтрона превышает массу протона (увеличение массы ядра приводит к увеличению его энергии);

3)       устойчивыми являются лёгкие ядра, у которых Z ≈ А/2, то есть число протонов и нейтронов в ядре примерно одинаково.

В результате опытов было выяснено, что радиоактивность сопровождается испусканием излучений трех видов, отличающихся по способности ионизировать атомы вещества и, следовательно, по проникающей способности:

1) α-излучение - поток ядер атомов гелия  (скорость движения ≈ 10⁷ м/с);

2) β-излучение - поток быстрых электронов (скорость движения от 10⁸м/с до 0,999 с, где с, м/с – скорость света;);

3) γ-излучение - электромагнитное излучение с длиной 10^-10 - 10^-13 м (γ-лучи не отклоняются электрическим и магнитным полями).

По характеру взаимодействия с веществом ионизирующие излучения, возникающие в процессе распада атомных ядер, делятся на излучения прямого и косвенного действия. К первым относятся заряженные α- и β-частицы, которые при прохождении через вещество вызывают возбуждение и ионизацию атомов. Заряженные частицы при этом быстро теряют свою энергию, поэтому не могут глубоко проникать в ткани организмов, и по этой причине их называют слабо проникающими излучениями. Так, например, α-частицы поглощаются листом бумаги. Проникающая способность β-частиц несколько выше – они поглощаются слоем алюминия толщиной ~3,0 мм. К излучениям косвенного действия, проникающими в ткани на большую глубину, относятся излучения без электрического заряда: нейтроны, рентгеновское излучение и γ-кванты. Эти частицы при взаимодействии с веществом могут создавать вторичные источники ионизирующего излучения.

Степень воздействия источников ионизирующего излучения на различные объекты характеризуется дозой излучения. Различают следующие дозы излучения.

Экспозиционная доза Х характеризует степень радиационного воздействия электромагнитных излучений и численно равна заряду, образующемуся за счёт излучателя в единице массы сухого воздуха в результате его полной ионизации:

.

В СИ за единицу экспозиционной дозы принята величина 1 Кл/кг, т.е. такая доза излучения, которая образует в 1 кг сухого атмосферного воздуха число ионов одного знака с общим зарядом 1 Кл. Более известна внесистемная единица - рентген (Р) - это такая доза рентгеновского и гамма-излучения, при которой в 1 см³ сухого воздуха при 0 ^оС и давлении 760 мм рт. ст. образуется 2,08 ∙10⁹ пар ионов (1 Р = 2,6∙10^-4 Кл/кг).

Однако экспозиционная доза правомерна только для рентгеновского и γ-излучений и определяет лишь число пар ионов в воздухе, являясь приблизительной оценкой степени облучения.

Поглощённая доза D характеризует количество поглощённой веществом при торможении заряженных частиц энергии радиоактивного излучения, отнесённого к единице массы вещества:

.

В СИ за единицу поглощённой дозы принят 1 грей (Гр) = 1 Дж/кг. 1 грей - это такая доза излучения, при котором облучаемому веществу массой 1 кг передаётся энергия излучения в 1 Дж. Часто используется внесистемная единица - рад (1 рад = 0,01 Гр).

Однако поглощённая доза является энергетической характеристикой излучения и не учитывает биологическое воздействие.

Эквивалентная доза Н характеризует реальное воздействие радиоактивного излучения на живую ткань, т.е. учитывает качество излучения, поскольку разные виды излучений неравноценны по радиобиологическому воздействию на живые организмы. Для количественной оценки этого фактора введён коэффициент качества излучений (КК), называемый «относительной биологической эффективностью». Произведение коэффициента качества на поглощённую дозу определяет эквивалентную дозу:

.

В СИ эквивалентная доза измеряется в зивертах (Зв). Внесистемной единицей эквивалентной дозы является бэр - биологический эквивалент рентгена (1 бэр = 0,01 Зв).

Мощность дозы - это отношение дозы излучения ко времени облучения вещества.

Теория радиоактивного распада строится на предположении о том, что радиоактивный распад является спонтанным процессом, подчиняющимся законам статистики. При этом выполняется закон радиоактивного распада, согласно которому число нераспавшихся ядер убывает со временем по экспоненте (рисунок 6.1):

N = N₀·e^–λ t,

где N₀ - начальное число нераспавшихся ядер (в момент времени t = 0);

N - число нераспавшихся ядер в момент времени t;

      l, с^-1 - постоянная радиоактивного распада (постоянная для данного радиоактивного вещества величина).

Время τ = 1 / λ, за которое количество нераспавшихся ядер уменьшится в e ≈ 2,7 раза называют средним временем жизни радиоактивного ядра.

Период полураспада Т_1/2 - это время, за которое распадается половина первоначального количества радиоактивных ядер.

Величины T_1/2, λ и τ связаны соотношением:

, .

Периоды полураспада для естественно-радиоактивных элементов колеблются от десятимиллионных долей секунды до многих миллиардов лет. Период полураспада – основная величина, характеризующая скорость радиоактивного распада. Чем меньше период полураспада, тем интенсивнее протекает распад. Так, для урана T ≈ 4,5 млрд. лет, а для радия T ≈ 1600 лет. Поэтому активность радия значительно выше, чем урана.

Активностью А радиоактивного изотопа называется число распадов, происходящих в 1 с:

, [A] = 1 Бк (беккерель).

Чаще используются внесистемная единица радиоактивности - кюри (Ки).

(1 Ки = 3,7 ∙10¹⁰ Бк).

Удельная активность изотопа (плотность радиоактивности)

, [a] = 1,

где А, Бк - активность изотопа;

m, кг - масса изотопа.

Радиоактивный распад происходит в соответствии с так называемыми правилами смещения (правилами Содди-Фаянса), основанными на законах сохранения заряда (зарядового числа Z) и массы (массового числа А) и позволяющими установить, какое ядро возникает в результате распада данного материнского ядра.

α-распад: Заряд ядра исходного химического элемента уменьшается на 2е, масса убывает на 4 а.е.м., при этом испускается α-частица – ядро атома гелия .

.

α-радиоактивны ядра химических элементов с Z>83, например, .

β-распад: Заряд ядра исходного химического элемента увеличивается на 1е, масса остаётся неизменной, при этом испускается β-частица.

.

В основе β-распада лежит способность протонов и нейтронов к взаимным превращениям. Ядра, в которых происходит превращение нейтрона в протон, испытывают β^--распад: , где  - антинейтрино, например, . Ядра, в которых происходит превращение протона в нейтрон, испытывают β⁺-распад: , где  - нейтрино, например, .

γ-излучение: Сопровождает α- и β-распады. В отличие от α- и β-радиоактивности γ-радиоактивность ядер не связана с изменением внутренней структуры ядра и не сопровождается изменением зарядового или массового чисел. γ-излучение испускается (как при α-, так и при β-распаде) дочерним ядром, находящимся в возбужденном состоянии и имеющем избыток энергии. Переход ядра из возбужденного состояния в основное сопровождается испусканием одного или нескольких γ-квантов, энергия которых может достигать нескольких МэВ.

Описание установки и метода измерения

В данной работе необходимо экспериментально определить мощность эквивалентной дозы радиоактивного препарата и исследовать зависимость мощности эквивалентной дозы от толщины защитных фильтров из алюминия.

Установка включает в себя:

1) блок питания;

2) прибор РКСБ-104 для измерения ионизирующих излучений,

3) кассету для размещения радиоактивного препарата и защитных фильтров (расположена за измерительным прибором);

4) набор из 5 алюминиевых фильтров защиты толщиной 0,2; 0,4; 0,8; 1,6 и 3,2 мм;

5) радиоактивный препарат.

В качестве исследуемого радиоактивного препарата используется источник β-излучения с изотопами стронций-90 + иттрий-90 (таблица 6.1).

Таблица 6.1 – Характеристики радиоактивных источников

Мощность эквивалентной дозы радиоактивного источника измеряется с помощью прибора РКСБ-104. На рисунке 6.2 показан внешний вид измерительного прибора при выполнении работы.

Чтобы подготовить прибор к работе необходимо:

1) переключатель режимов работы 2 установить в положение "РАБ";

2) переключатель времени измерения 3 установить в верхнее положение.

При этом для определения мощности эквивалентной дозы радиоактивного препарата показание индикатора прибора нужно будет умножать на 0,01 мкЗв/ч.

После включения прибора выключателем 1 на счётных разрядах индикатора появляются и начинают увеличиваться показания. В момент установления показаний прибор выдаёт прерывистый звуковой сигнал. Время индикации измеренного значения составляет порядка 14 с, после чего цикл измерений повторяется. В кассету, расположенную за измерительным прибором, помещают держатель радиоактивного препарата 5.

Одним из видов защиты от радиоактивных излучений является применение специально созданной защитной экранировки из поглощающих излучение материалов. В данной работе исследуется зависимость мощности эквивалентной дозы радиоактивного источника β-излучения от толщины защитных фильтров из алюминия. Фильтры размещают в ближайшей к прибору прорези так, чтобы хвостовик держателя защитного фильтра 4 располагался слева, а рамка, крепящая фильтр, была обращена к радиоактивному препарату.

С достаточной степенью точности было установлено, что ослабление интенсивности β-излучения (пучка электронов) при прохождении защиты определяется формулой

,

где I₀ – интенсивность пучка электронов до защиты;

      I_защ – интенсивность пучка электронов после защиты;

      m, мм^–1 – линейный коэффициент поглощения электронов;

      d, мм – толщина защиты.

Таким образом интенсивность β-излучения, а, следовательно, и мощность эквивалентной дозы радиоактивного источника уменьшается по экспоненциальному закону.

Порядок выполнения работы

1. Подготовить прибор для измерения мощности эквивалентной дозы (переключатель времени измерения 3 установить в верхнее положение, переключатель режимов работы 2 установить в положение "РАБ").

2. Выключатель прибора 1 установить в положение "ВЫКЛ".

3. Включите в сеть штепсельную вилку шнура питания.

4. Включите тумблер "СЕТЬ" на передней панели блока питания «Гранат». При этом должна загореться сигнальная лампа, а вольтметр на передней панели должен показывать напряжение 8-9 В.

5. Выключатель прибора 1 перевести в положение "ВКЛ".

6. Произвести измерение естественного фона в аудитории; после подачи прибором звукового сигнала результаты измерения занести в таблицу 6.2.

7. Повторить измерения по п.6 ещё 4 раза; результаты измерения занести в таблицу 6.2.

Таблица 6.2 – Измерение мощности эквивалентной дозы излучения

8. Поместить радиоактивный препарат в дальнюю от прибора прорезь, причём хвостовик держателя препарата должен располагаться слева (рисунок 6.2), а знак «Радиоактивность» на держателе препарата должен быть обращен к прибору.

9. Измерить 5 раз мощность эквивалентной дозы излучения радиоактивного источника; результаты измерений занести в таблицу 6.2.

10. Не вынимая радиоактивный препарат поместить в прорезь между прибором и радиоактивным препаратом алюминиевый фильтр толщиной 0,2 мм и измерить 5 раз мощность эквивалентной дозы излучения радиоактивного источника с защитой; результаты измерений занести в таблицу 6.2.

11. Не вынимая радиоактивный препарат повторить измерения по п.10 по 5 раз, устанавливая поочерёдно алюминиевые фильтры толщиной 0,4; 0,8; 1,6 и 3,2 мм; результаты измерений занести в таблицу 6.2.

Обработка результатов измерений

1. Рассчитать среднее значение мощности эквивалентной дозы <Н_ф> фонового излучения в аудитории.

2. Рассчитать среднее значение мощности эквивалентной дозы <Н₀> радиоактивного источника без защиты и мощности эквивалентной дозы радиоактивного источника с алюминиевой защитой различной толщины.

3. Рассчитать среднее значение мощности эквивалентной дозы <Н>без фона радиоактивного источника без защиты и мощности эквивалентной дозы радиоактивного источника с алюминиевой защитой различной толщины без учёта фонового излучения в аудитории по формуле:

<Н>без фона = <Н> – <Н_ф>

4. Построить график зависимости мощности эквивалентной дозы излучения радиоактивного источника <Н>без фона от толщины d защитных алюминиевых фильтров.

5. Сделать вывод о характере зависимости <Н>без фона (d).

6. Рассчитать коэффициент поглощения μ защитных алюминиевых фильтров различной толщины по формуле:

,

где <Н₀> – средняя мощность эквивалентной дозы радиоактивного источника без защиты;

       <Н_d> – средняя мощность эквивалентной дозы радиоактивного источника c защитой.

7. Рассчитать средний коэффициент поглощения <μ> алюминиевой защиты.

Контрольные вопросы

1. Дать определение радиоактивности, естественной и искусственной радиоактивности.

2. Перечислить и охарактеризовать виды радиоактивных излучений.

3. Дать определение дозы излучения, экспозиционной, поглощённой, эквивалентной дозы излучения, записать формулы, указать единицы измерения.

4. Записать формулу закона радиоактивного распада, назвать все входящие величины.

5. Дать определение периода полураспада, указать единицы измерения.

6. Записать формулу взаимосвязи между периодом полураспада и постоянной распада.

7. Дать определение активности радиоактивного препарата, удельной активности радиоактивного препарата, записать формулы, указать единицы измерения.

8. Типы радиоактивных превращений (записать правила смещения при  α,  β^–,  β⁺ – распадах).

Список рекомендуемой литературы

1. Трофимова, Т.И. Курс физики: учеб. пособие для вузов. - 11-е изд., стер. / Т.И. Трофимова. - М.: Изд. центр «Академия», 2006. - §§ 255–259.

2. Детлаф, А.А. Курс физики: учеб. пособие для студ. втузов. - 6-е изд., стер. / А.А. Детлаф, Б.М. Яворский. - М.: Изд. центр «Академия», 2007. - §§ 45.4 – 45.7.

3. Радиационно-экологическая обстановка в Брянской области / Под ред. академика МИА Е.С. Мурахтанова. – Брянск, 1994.

4. Концепции современного естествознания: Курс лекций для студентов гуманитарных специальностей. Гл. 10. Основы физики элементарных частиц / БГИТА; Сост. К.Н. Евтюхов. – Брянск, 2001. – 21 с.