Лабораторная работа № 13 изучение естественной радиоактивности

Цель работы: изучение естественной радиоактивности.

Приборы и принадлежности: дозиметр ДРБП-03.

Краткие теоретические сведения

Дозиметрия радиоактивного излучения есть один из разделов прикладной физики ядра и элементарных частиц. 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

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

(13.1)

В настоящее время известно около 170 α-активных изотопов. Все ядра, для которых Z > 82, являются α-радиоактивными.

Среднее время жизни α-активных ядер изменяется в очень широких пределах – от 3∙10⁷ с для ₈₄Ро²¹² до 5∙10¹⁵ лет для ₆₀Nd¹⁴⁴. Исходя из (13.1), можно определить энергию, выделяющуюся при α-распаде:

(13.2)

Как видно из (13.1), (13.2), энергетический спектр α-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:

β^–-распад,

β⁺-распад,

К-захват.

Энергия, выделяющаяся при β-распадах, определяется из соотношения

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 γ-лучи с энергией не выше 0,5 МэВ. β-распад сопровождается излучением γ-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, например 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]:

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:

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

Единица экспозиционной дозы 1 Кл·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 0,001293 г 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:

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

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:

(13.3)

(13.4)

(13.5)

(13.6)

где А – активность источника, выражаемая в микрокюри (кюри –специальная единица активности, 1 Ки – 3,7∙10¹⁰ ядерных превращений в секунду); k_γ – ионизационная гамма – постоянная изотопа, Р см²/(ч∙мкКи); R – расстояние от источника до детектора, см; m_Ra – гамма-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:

(13.7)

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:

(13.8)

m_Ra выражен в мг-экв радия.