Содержание

Введение…………………………………………………………………...……2

Глава 1 Прохождение гамма-излучения через вещество…………….........…3

1.1 Взаимодействие гамма - излучения с веществом…………….…...3

1.2 Основные понятия дозиметрии……………………………………..8

1.3 Прохождение гамма-излучения через вещество……………….….9

1.4 Фактор накопления……………………………………………...…12

1.5 Геометрия защиты…………………………………………….....…15

Глава 2 Методика эксперимента………………………………….……….…18

2.1 Экспериментальная установка………………………………….…18

Глава 3 Измерение числового и дозового факторов накопления………….19

3.1 Измерение числового фактора накопления для железа….………19

3.2 Измерение числового фактора накопления для свинца…………22

3.3 Измерение дозового фактора накопления для железа…..….……25

3.4 Измерение дозового фактора накопления для свинца………...…27

Вывод...……………………………………………………………...…………29

Введение

Утверждение ядерной энергетики как нового перспективного источника производства электроэнергии, ее выделение в крупную область энергетического производства, применение энергетических и исследовательских реакторов, ускорителей заряженных частиц, радиоактивных нуклидов и других источников ионизирующих излучений в различных областях народного хозяйства, науки, техники и медицины неразрывно связаны с проблемой радиационной безопасности, с задачами проектирования и создания биологических защит.

Забота о сохранении здоровья человека - одна из главных социальных задач. Это обусловливает, в частности, необходимость постоянного увеличения затрат на мероприятия по обеспечению радиационной безопасности и защиты от излучений все возрастающего числа ядерно-технических установок и источников ионизирующих излучений. Особое внимание уделяется защите от гамма-излучения, т. к. оно не может отклоняться в электрических и магнитных полях и обладает большой проникающей способностью. Таким образом, защита от гамма-излучения является сложной задачей, требующей точных решений.

Практическая значимость дальнейших исследований проблем защиты от излучений обусловлена также и ее высокой стоимостью. Стоимость защиты современных ядерно-технических установок может составлять 20—30% стоимости сооружения, а толщина защиты достигать достаточно больших размеров.

В области радиационной безопасности в странах СНГ и за рубежом накоплен большой опыт. Большие заслуги в исследованиях проблем защиты от излучений принадлежат советским ученым и специалистам.

Рост числа ядерно-технических установок и все большее применение источников ионизирующих излучений обусловливают привлечение все новых работников к проблемам радиационной защиты.

Таким образом, проблемы правильного расчета и оценки защиты от ионизирующих излучений с каждым годом приобретают все большую актуальность.

Целью данной лабораторной работы является методическая разработка лабораторной работы по изучению прохождения гамма-излучения через толстые мишени и изучение фактора накопления.[1]

Глава Ӏ Прохождение гамма-излучения через вещество

Ионизирующее излучение - излучение взаимодействие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов различных знаков. Источники ионизирующего излучения широко используются в технике, химии, медицине, сельском хозяйстве и других областях.

Существуют два вида ионизирующих излучений:

• корпускулярное, состоящее из частиц с массой покоя, отличной от нуля (альфа- и бета-излучение и нейтронное излучение);

• фотонное (гамма(γ)-излучение и рентгеновское) с очень малой длиной волны.

Гамма-излучение (γ-излучение) представляет собой электромагнитное излучение с высокой энергией и с малой длиной волны. Оно испускается при ядерных превращениях или взаимодействии частиц. Высокая энергия (0,01–3МэВ) и малая длина волны обусловливает большую проникающую способность гамма-излучения. Гамма-лучи не отклоняются в электрических и магнитных полях. Это излучение обладает меньшей ионизирующей способностью, чем альфа- и бета-излучение.