РБ_лаб_практикум
.pdfЛабораторная работа № 6
ДОЗИМЕТРИЯ
Цель работы: ознакомиться с основными механизмами взаимодействия ра- диоактивных излучений с веществом; изучить дозиметрические величины и еди- ницы; научиться оценивать эквивалентную дозу по мощности экспозиционного γ- фона или удельной поверхностной активности; определить мощность экспозици- онной и эквивалентной доз.
1. Теоретическая часть
Проходя через вещество, радиоактивные излучения взаимодействуют с ато- мами вещества, точнее - с электронами и атомными ядрами. Протекание процесса взаимодействия зависит от заряда и массы радиоактивной частицы, поэтому ха- рактер прохождения через вещество α-, β- и γ-излучений различен.
Альфа-частица – тяжелая заряженная частица ( 42 He ). Пролетая сквозь веще- ство, она “расталкивает” электроны атомов своим кулоновским полем (упругое рассеяние α-частицы на ядрах атомов маловероятно). Вследствие этого α-частица постепенно теряет энергию, а атомы среды ионизируются или возбуждаются, по- этому эти потери энергии называются ионизационными. Растеряв всю кинетиче- скую энергию, α-частица останавливается. Из-за дальнодействующего характера кулоновских сил она успевает до остановки ионизировать очень большое количе- ство атомов. При столкновениях с электронами α-частица отклоняется на очень малый угол, потому что ее масса в несколько тысяч раз больше массы электрона. Поэтому траектория α-частицы в веществе практически прямолинейна.
Расстояние R от точки входа частицы в вещество до точки ее остановки или поглощения называется пробегом. Пробег α-частицы равен пройденному ей пути.
Прохождение β-излучения через вещество имеет ряд особенностей, основ- ной причиной которых является малость массы β- частицы (электрона) по сравне- нию с массой α-частицы. Как и α-частицы, β-электроны также возбуждают либо ионизируют атомы среды. Но при одной и той же энергии ионизационные потери для электрона во много раз меньше, чем для α-частицы. Именно поэтому у α- и β- излучения такая разная проникающая способность: пробег α-частицы с начальной энергией 5 МэВ составляет в воздухе единицы сантиметров, а пробег электрона с той же энергией – единицы метров. Кроме ионизационных потерь у электронов существуют радиационные потери энергии (см. работу № 5), но при энергиях меньше 10 МэВ основными потерями являются ионизационные.
Механизм взаимодействия γ-квантов с веществом подробно описан в работе № 3. Напомним, что следствием такого взаимодействия также является ионизация атомов вещества.
31
Таким образом, прохождение всех видов радиоактивных излучений через вещество приводит к ионизации (или возбуждению) атомов и молекул среды. В связи с этим радиоактивные излучения называют ионизирующими. Различают не- посредственно ионизирующее и косвенно ионизирующее излучения. Непосредст- венно ионизирующее излучение – это излучение, состоящее из заряженных частиц, имеющих кинетическую энергию, достаточную для ионизации. Таким образом, α- и β-излучение относятся к непосредственно ионизирующему излучению. Косвенно ионизирующее излучение – это излучение, состоящее из незаряженных частиц (на- пример, γ-излучение), которые в результате взаимодействия с веществом могут создавать непосредственно ионизирующее излучение.
Дозиметрические величины и их единицы. Доза излучения (от греческого слова dosis – порция) – мера воздействия излучения на вещество. Дозиметрия – раздел радиационной физики и измерительной техники, занимающийся измерени- ем и расчетом доз.
Проще всего измерить действие излучения по количеству заряда, образо- вавшегося в результате ионизации вещества. В качестве вещества логично вы- брать воздух, который является естественной средой нашего обитания. Величина, равная отношению суммарного электрического заряда dQ всех ионов одного зна- ка, возникающих вследствие облучения гамма-квантами элементарного объема сухого воздуха, к массе dm этого объема называется экспозиционной дозой X:
X = dQdm .
Экспозиционная доза показывает заряд, возникающий под действием излучения в единице массы воздуха. Понятие экспозиционной дозы вводится только для фо- тонного излучения с энергией 1 кэВ – 3 МэВ.
Единица экспозиционной дозы в СИ – кулон на килограмм (Кл/кг). Широко
используемой до настоящего времени внесистемной единицей является рентген (Р). При экспозиционной дозе в 1 Р в одном кубическом сантиметре воздуха при нормальных условиях в результате ионизации образуется заряд, равный одной электростатической единице электричества (3,34·10–10 Кл). Поскольку масса 1 см3
сухого воздуха равна 1,293·10–6 кг, имеем
1 Р = 2,58·10–4 Кл/кг; 1 Кл/кг = 3876 Р.
Для характеристики скорости нарастания дозы вводится понятие мощность дозы – доза излучения за единицу времени. Мощность экспозиционной дозы:
PЭКСП. = dXdt ,
где dX – доза, получаемая за время dt. В СИ единицей измерения мощности экспо- зиционной дозы является Кл/(кг·с) или А/кг (А – ампер). В обиходе употребляются дольные единицы как в СИ, например, мкА/кг, так и внесистемные, например,
32
мР/час (мкР/час). Для нашей страны нормальный уровень мощности экспозицион- ной дозы за счет естественного гамма-фона – до 20 мкР/час.
Экспозиционная доза количественно характеризует облучение воздуха, т.е. описывает радиационную обстановку. Она дает лишь косвенное представление об облучении других материальных тел. Воздействие на эти тела оказывает только та часть излучения, которая в них поглощается.
Поглощенная доза D – энергия излучения, переданная единице массы веще-
ства:
D = dmdE ,
где dE – энергия, переданная излучением веществу массой dm. В отличие от экс- позиционной, поглощенная доза применима для радиоактивных излучений раз- личных видов и их смеси. Единица поглощенной дозы в СИ – грей (Гр). Один грей – это такая доза, при которой 1 кг вещества передается 1 Дж энергии ионизи- рующего излучения: 1 Гр = 1 Дж/1 кг. Внесистемной единицей поглощенной дозы
является рад:
1 рад = 10–2 Гр, 1 Гр = 100 рад.
Поглощенная доза характеризует не само ионизирующее излучение, а его воздей- ствие на вещество. Экспозиционной дозе в 1 Р соответствует поглощаемая биоло- гическими объектами доза, приблизительно равная 0,01 Гр = 1 рад.
Мощность поглощенной дозы:
PПОГЛ. = dDdt ,
где dD – доза, поглощенная объектом за время dt. В СИ единицей измерения мощ- ности поглощенной дозы является Гр/с.
Из-за разной ионизирующей способности альфа-, бета- и гамма-излучения даже при одной и той же поглощенной дозе оказывают не одинаковое поражаю- щее действие на биологическую ткань. Так, хотя пробег α-частиц составляет мик- роны, они создают такую мощную ионизацию, которая способна вывести из строя всю клетку ткани. С учетом различий в величине разрушительного действия на стандартную биологическую ткань, каждому виду излучения приписывается свой взвешивающий коэффициент WR, отражающий способность излучения данного вида повреждать ткани организма. Гамма-кванты и электроны поражают органи- ческую ткань примерно одинаково, и для них значение WR принято равным 1. Для альфа-частиц WR = 20, т.е. их биологическое воздействие в 20 раз опаснее, чем γ- излучения. Значения WR для излучений различных видов приведены в таблице 6.1.
Для определения степени вредного биологического воздействия ионизи- рующего излучения вводится эквивалентная доза H – поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения:
33
H = WR·D .
При облучении смешанным излучением эквивалентная доза определяется как сумма произведений поглощенных доз Di от отдельных видов излучений на соот- ветствующие этим излучениям взвешивающие коэффициентs WRi:
H = åWRi × Di .
i
|
Таблица 6.1 |
|
Вид излучения |
|
WR, Зв/Гр |
Гамма-излучение, рентгеновское излучение |
|
1 |
Электроны (бета-частицы) и мюоны |
|
1 |
Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра |
|
20 |
Протоны с энергией более 2 МэВ |
|
5 |
Нейтроны с энергией менее 10 кэВ |
|
5 |
от 10 кэВ до 100 кэВ |
|
10 |
от 100 кэВ до 2 кэВ |
|
20 |
от 2 МэВ до 20 МэВ |
|
10 |
более 20 Мэв |
|
5 |
Единица эквивалентной дозы в СИ – зиверт (Зв). На практике часто пользу- ются дольными от зиверта единицами: в тысячу раз меньшими – миллизиверт (мЗв), в миллион – микрозиверт (мкЗв). Старая единица эквивалентной дозы, ко- торая еще применяется – бэр (биологический эквивалент рентгена), вычисляется, исходя из поглощенной дозы в радах. Зиверт в 100 раз больше бэра:
1 Зв = 100 бэр.
Среднее значение эквивалентной дозы облучения, обусловленное естественным радиационным фоном, составляет около 2 мЗв за год.
Мощность эквивалентной дозы:
PЭКВИВ. = ddtН ,
где dН – доза, полученная за время dt. В СИ единицей измерения мощности экви- валентной дозы является Зв/с. Для Республики Беларусь нормальный уровень мощности эквивалентной дозы за счет естественного радиационного фона – до 0,2 мкЗв/час.
Различные органы человека имеют неодинаковую восприимчивость к радиационному поражению. Поэтому, для оценки воздействия на весь организм
при облучении отдельных органов вводится понятие эффективной дозы облучения Е. Эффективная доза – величина воздействия ионизирующего излучения, исполь- зуемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения орга- низма человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности. Она равна сумме произведений эквивалентных доз в органах и тканях на соответст-
вующие взвешивающие коэффициенты
34
E = åWT × HT ,
T
где HT – значение эквивалентной дозы облучения в T-том органе или ткани чело- века, WT – взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т.
Взвешивающий коэффициент для органов и тканей показывает чувствитель- ность данного органа к воздействию радиации (возникновению стохастических эффектов). Он равен эквивалентной дозе (в зивертах) облучения всего организма, которая приводит к тем же последствиям, что и облучение данного органа эквива- лентной дозой в 1 Зв. Сумма взвешивающих коэффициентов для органов и тканей всего организма равна 1: åWT = 1. Значения WT приведены в таблице 6.2.
T
Таблица 6.2 |
|
Орган или ткань |
WT |
Гонады |
0,2 |
Красный костный мозг |
0,12 |
Толстый кишечник |
0,12 |
Легкие |
0,12 |
Желудок |
0,12 |
Щитовидная железа, мочевой пузырь, грудная железа, |
0,05 |
печень, пищевод |
|
Кожа, костные поверхности |
0,01 |
Остальное |
0,05 |
|
|
ВСЕ ТЕЛО: |
1,0 |
|
|
В результате Чернобыльской аварии было выброшено большое количество радионуклидов, которые распределились в окружающей среде и обусловили ее радиоактивное загрязнение. К настоящему времени это загрязнение определяется, в основном, тремя радионуклидами: 137Cs – источник γ-излучения (Еγ = 661 кэВ) и β-излучения (максимальная энергия электронов 520 кэВ), 90Sr – источник β- излучения (максимальные энергии двух бета-переходов 546 кэВ и 2274 кэВ), 238Pu – источник α-излучения (Еα = 5,1 МэВ). Поскольку различные виды излуче- ния обладают различной поражающей способностью, при исследовании загрязне- ния важно различать содержание γ-, β- и α-активных радионуклидов. Универсальных приборов, позволяющих в полной мере решать эту задачу, нет. Радиометрический контроль чаще всего реализуется по гамма-излучению цезия- 137; радиометрия бета- и альфа-излучения требует, как правило, радиохимическо- го выделения элементов.
35
Радиометрические и дозиметрические величины тесно связаны, однако эта связь не является простой. Поражающее действие излучения, которое характери- зуют дозиметрические величины, зависит не только от активности источника и его состава, но и от взаимного расположения источника радиации и облучаемого объ- екта, а также от других тел, которые могут стать препятствием для излучения. Ве- личина поглощенной (и эквивалентной) дозы существенно зависит от того, находится источник внутри организма (внутреннее облучение) или вне его (внеш- нее облучение). Например, при внешнем облучении α-частицы из-за их ничтожной проникающей способности практически не представляют опасности, но зато при внутреннем облучении этот вид излучений наиболее опасен.
С помощью приборов (дозиметров) можно измерить экспозиционную дозу, а также при определенных условиях – поглощенную дозу. Все остальные дозы при- борами непосредственно не измеряются, а могут быть только рассчитаны или оце- нены по экспозиционной дозе или известным радиометрическим величинам. Для этого необходимо знать переходные коэффициенты. Для внешнего γ-облучения в условиях нашей страны это следующие коэффициенты:
1 кБк/м2 соответствует 10 мкЗв/год; 1 Ku/км2 соответствует 350 мкЗв/год; 1 мкР/час соответствует 50 мкЗв/год.
Пользуясь приведенными переходными коэффициентами, легко оценить эк- вивалентную дозу, получаемую эа счет внешнего облучения. Например, при уров-
не экспозиционного γ-фона 30 мкР/час эта доза составит 30 x 0,05 = 1,5 мЗв/год, а при уровне загрязнения 137Cs в 10 Ku/км2 – 10 x 0,35 = 3,5 мЗв/год.
2.Экспериментальная часть
2.1.Описание лабораторной установки
Данная лабораторная работа выполняется с применением дозиметра- радиометра бытового “Сосна” (вариант “АНРИ-01-02”) и дозиметра 6150AD6, по- этому внимательно изучите руководство по эксплуатации дозиметра-радиометра “Сосна” и инструкцию по работе с дозиметром 6150AD6
2.2.Порядок выполнения работы
1.Дозиметром-радиометром “Сосна” выполните 5 (n = 5) измерений мощ-
ности экспозиционной дозы PЭКСП. гамма-фона в одном и том же месте лаборато- рии (по указанию преподавателя).
Рассчитайте среднее значение PЭКСП. и среднеквадратичное отклонение σ:
|
= |
1 |
n |
P; σ = |
|
1 |
n |
( |
|
− P )2 |
|
|
P |
P |
|||||||||||
|
|
|
å |
|||||||||
ЭКСП. |
|
n |
å i |
n(n −1) |
|
ЭКСП. |
i . |
|||||
|
|
i=1 |
|
|
i=1 |
|
|
|
|
36
2.Дозиметром-радиометром “Сосна” выполните по 5 измерений мощности экспозиционной дозы γ-излучения на поверхности предложенного преподавателем образца и на расстоянии от него 30 см. Рассчитайте средние значения и средне- квадратичные отклонения.
3.Результаты занесите в таблицу 6.3.
|
|
|
|
|
Таблица 6.3 |
|
№ п/п |
|
PЭКСП., мкР/час |
||||
Фон |
Поверхность источника |
Источник L = 30 см |
||||
|
|
|
||||
|
|
|
|
|
|
|
1 |
|
|
|
|
||
|
… |
|
|
|
||
5 |
|
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
PЭКСП. |
|
|
|||
σ, мкР/час |
|
|
|
4.Дозиметром-радиометром “Сосна” выполните измерение плотности пото- ка бета-излучения для предложенного образца. Результат сравните с допустимым
по санитарным правилам загрязнением кожи, спецодежды, рабочих поверхностей (100 частиц/(см2·мин)).
5.Оцените эквивалентную дозу за счет внешнего облучения при условии нахождения в течении года при измеренном Вами уровне экспозиционного гамма- фона в пункте 1 и пункте 2 (поверхность источника).
6.Подключите дозиметр 6150AD6 к телескопическому детектору
7.Включите дозиметр 6150AD6 и переведете его в режим измерения мощ- ности эквивалентной дозы.
8.Дозиметром 6150 D6 измерьте мощность эквивалентной дозы в том же месте, что в пункте 1 и на поверхности источника. Выключите дозиметр и отсо- едините его от телескопического детектора.
9.По измеренным в пункте 8 значениям мощности дозы рассчитайте эквивалентную дозу, получаемую в течение года.
Контрольные вопросы
1. Основные механизмы взаимодействия радиоактивных излучений с веществом. 2. Экспозиционная доза. 3. Поглощенная доза. 4. Взвешивающие коэффициенты для излучений; эквивалентная доза. 5. Мощность дозы. 6. Эффективная доза и взвешивающие коэффициенты для органов и тканей. 7.
Оценка эквивалентной дозы по мощности экспозиционной дозы и удельной поверхностной активности.
37
ЛИТЕРАТУРА
1. Абрамов А.И., Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. Основы эксперименталь- ных методов ядерной физики. – М.: Энергоатомиздат, 1985.
2.Дорожко С.В., Бубнов В.П., Пустовит В.Т. Защита населения и хозяйственных объектов в чрезвычайных ситуациях. Радиационная безопасность. Часть 3. – Минск: Технопринт, 2003.
3.Люцко А.М., Ролевич И.В., Тернов В.И. Чернобыль: шанс выжить. – Минск: Полымя, 1996.
4.Нормы радиационной безопасности НРБ-2000. – Мн.: РЦГЭ МЗ РБ, 2000.
5.Основы радиационной безопасности / Под ред. И.Я.Гапановича. – Минск:
БГЭУ, 2002.
6.Саечников В.А., Зеленкевич В.М. Основа радиационной безопасности. – Минск: БГУ, 2002.
7.Тейлор Дж. Введение в теорию ошибок. – М.: Мир, 1985.
8.Широков Ю.М., Юдин Н.П. Ядерная физика. – М.: Наука, 1980.
38
|
СОДЕРЖАНИЕ |
|
Введение. . . . . . . . . . |
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . |
3 |
Лабораторная работа № 1. |
Детекторы ядерных излучений. Изучение |
|
работы сцинтилляционного счетчика . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . |
4 |
|
Лабораторная работа № 2. |
Закон радиоактивного распада. |
|
Статистика измерений ядерных излучений. . . . . . . . . . . . . . . . . . |
8 |
|
Лабораторная работа № 3. |
Взаимодействие гамма-излучения |
|
с веществом . . . . . . . . |
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . |
13 |
Лабораторная работа № 4. |
Радиометрия . . . . . . . . . . . . . . . . . . . |
20 |
Лабораторная работа № 5. |
Бета-радиометрия. . . . . . . . . . . . . . . . . |
25 |
Лабораторная работа № 6. |
Дозиметрия . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . |
31 |
Литература. . . . . . . . . |
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . |
38 |
39
Учебное издание
Ильюшонок Александр Васильевич
РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ ЛАБОРАТОРНЫЙ ПРАКТИКУМ
Учебно-методическое пособие
Набор, редактирование и верстка сделаны в Командно-инженерном институте Министерства по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь.
Подписано в печать |
. Формат 60×84 1/16. Бумага офсетная. |
|||
Гарнитура Times. Печать офсетная. Усл.печ.л. |
. Уч.-изд.л. |
. |
||
Тираж |
экз. Заказ № |
. |
|
|
Отпечатано с оригинал-макета заказчика в типографии УП ”ЦНИИТУ”. Лицензия на издательскую деятельность № 391 от 18.04. 2000 г. 220033, Минск, пр. Партизанский, д.2, к.4.