Порядок измерений. Обработка результатов.

Лабораторная работа №1

«Основы дозиметрии»

Радиоактивность.

Всем известно теперь, что любое вещество состоит из молекул и атомов, которые в свою очередь состоят из ядер и окружающих их электронов. В состав ядер входят протоны и нейтроны, причем атомы, имеющие ядра с одинаковым числом протонов Z (и электронов в электронных оболочках) имеют одинаковые химические свойства. Число нейтронов N в ядрах может быть разным даже при одинаковых Z, такие ядра называют изотопами одного и того же элемента. Некоторые изотопы стабильны, некоторые же нестабильны и могут превращаться в изотопы других элементов с испусканием частиц различной природы. Чаще всего это явление радиоактивности сопровождается испусканием a - частиц (т.е. ядер атома гелия), b - частиц (т.е. электронов или их античастиц-позитронов) и g - квантов (т.е. электромагнитных волн с малой длиной волны). Характерная энергия таких излучений заключается в диапазоне 0,5 – 10 МэВ. Процесс распада случаен и количество распавшихся ядер:

, (1)

где n – число имеющихся радиоактивных ядер, а l - постоянная распада с размерностью [с^-1], имеющая смысл вероятности распада за единицу времени и зависящая только от состава и свойств ядер данного изотопа. Из (1) следует:

, (2)

где n₀ – число ядер в момент времени, принятый за начало его отсчета. Скорость распада

, (3)

где А – активность, измеряется в Бк (беккерель, 1 Бк = 1 распад в секунду) и в Ки (Кюри, 1 Ки = 3,7×10¹⁰ распадов в сек., что примерно соответствует числу распадов за секунду в 1 г радия 226).

Воздействие радиоактивных излучений на вещество.

Дозиметрические величины.

Как правило, радиоактивные излучения (кроме нейтронов) проходя через вещество, взаимодействуют не с ядрами, а с электронами в оболочках атомов, тратя свою энергию на ионизацию атомов, молекул и диссоциацию последних. И освободившейся электрон и ионизированный атом обычно не могут долго пребывать в таком состоянии и вовлекаются в цепи реакций, в результате которых возникают новые молекулы, в том числе и такие чрезвычайно реакционноспособные, как «свободные радикалы», что приводит к изменению свойств облученного вещества, а в биологических объектах (в клетках) – к нарушениям их нормального функционирования. Биохимические изменения при этом могут произойти как через несколько секунд, так и через десятилетия после облучения.

Способность к делению – наиболее уязвимая функция клетки, поэтому при облучении прежде всего поражаются растущие ткани, что особенно опасно для детского организма. Губительно действует излучение и на те ткани взрослого организма, в которых происходит постоянное или периодическое деление клеток: слизистую оболочку желудка и кишечника, кроветворную ткань, половые клетки и т.д. (в том числе и на быстрорастущие ткани раковых опухолей, что позволяет уничтожать их).

Повреждений, вызванных ионизирующим излучением, будет тем больше, чем большая энергия будет передана им веществу, в том числе и веществу живого организма.

Количество энергии излучения, поглощенное облучаемыми тканями организма, в пересчете на единицу массы называется поглощенной дозой и измеряется в Греях (1 Гр = =1 Дж/кг).

Внесистемная единица дозы излучения: 1 рад = 10^-2 Гр = 100 Эрг/г.

Для данного вида излучения биологическое действие обычно тем больше, чем больше доза излучения. Однако различные излучения даже при одинаковой поглощенной дозе оказывают разные воздействия.

Коэффициент «К», показывающий во сколько раз эффективность биологического действия данного вида излучения больше, чем рентгеновского или g-излучения, называется коэффициентом качества и устанавливается на основании опыта. Его значения для рентгеновского, g- и b- излучений равно 1-му, для тепловых нейтронов (~ 0,01 эВ) – 3-м, для быстрых нейтронов (5 МэВ) – 7-ми, для протонов (и нейтронов с промежуточной энергией 0,5 МэВ) – 10-ти, a-излучения (и ядер более тяжелых элементов) – 20-ти. Произведение величины поглощенной дозы на коэффициент качества называют эквивалентной дозой и измеряют в Зивертах (Зв). Таким образом, одна и та же поглощенная доза в 1 Гр для g- и b- излучения равна 1 Зв, а, например, часто используется внесистемная единица эквивалентной дозы 1 бэр = 10^-2 Зв, для a-излучения равна 20 Зв.

Следует учитывать, что разные части тела по-разному чувствительны к облучению. Чувствительность возрастает с ростом скоростей химических реакций в соответствующем органе, например, при одинаковой эквивалентной дозе облучения возникновение рака в легких более вероятно, чем в щитовидной железе, а облучение половых желез особенно опасно из-за риска генетических повреждений. Поэтому дозы облучения человека следует учитывать с различными коэффициентами (0,12–красный костный мозг, 0,03–костная ткань, 0,03–щитовидная железа, 0,15 – молочная железа, 0,12 – легкие, 0,25 – яичники или семенники, 0,30 – другие ткани, 1,00 – организм человека в целом).

Умножив эквивалентные дозы на соответствующие коэффициенты и просуммировав по всем органам и тканям, получим эффективную эквивалентную дозу, отражающую суммарный эффект облучения организма; она также измеряется в Зивертах.

Мощностью дозы называется доза, полученная организмом за единицу времени (1 час, 1 с, 1 год).

Для характеристики дозы и мощности дозы часто используется внесистемные единицы Рентген (Р), Рентген в час (Р/ч) и микроРентген в час (мкР/ч). Это связано с тем, что оценить поглощенную телом дозу экспериментально значительно легче по ионизирующему действию излучения в воздухе, окружающем тело, вводя понятие так называемой экспозиционной дозы, равной заряду, который образуется в 1 кг вещества при воздействии g - излучения. В частности, экспозиционная доза в 1 Р соответствует образованию 2,08×10⁹ пар ионов (заряд в 1 ед. СГСe_q каждого знака) в 0,001293 г сухого воздуха (т.е. в 1 см³ воздуха при 0⁰С и 760 мм.рт.ст.).

Поглощенная доза D и экспозиционная доза Х пропорциональны друг другу D = f Х, где коэффициент пропорциональности f для воды и мягких тканей человека близок к единице, если экспозиционную дозу Х измерять в рентгенах, а поглощенную дозу D- в радах (1 рад = 0,01 Гр).

1 Гр = 1 Дж/кг = 10⁷ эрг/ 10³ г = 10⁴ эрг/ г = 100 × 10² эрг/ г =100 рад

Таким образом, поглощенная доза излучения в радах (0,01 Гр) равна в этом случае численно соответствующей экспозиционной дозе в рентгенах, что весьма удобно на практике. (Отметим для полноты, что коэффициент f для воздуха равен 0,88, а для костной ткани уменьшается с ростом энергии g-квантов от 4,5 до 1).

Считается, что вредные эффекты могут наступать при эквивалентных дозах не менее

1,5 Зв/год (150 Р/год), а в случаях кратковременного облучения – при дозах выше 0,5 Зв (50 Р). Когда облучение превышает некоторый порог, возникает лучевая болезнь. Различают хроническую и острую (при однократном массивном воздействии) формы этой болезни. Острую лучевую болезнь по тяжести подразделяют на четыре степени, начиная от дозы 1–2 Зв (100 – 200 Р) – первая степень до дозы более 6 Зв (600 Р) – четвертая степень, которая может закончиться летальным исходом.

Поделив вышеуказанную дозу в 150 Р/год на число часов в году (8760 час) получим 17 мР/ч, что более чем на три порядка превышает обычно регистрируемый в Карелии уровень радиационного фона порядка 10 мкР/ч. Такие фоновые дозы совершенно безвредны для человека, однако они могут быть превышены при различных ситуациях типа Чернобыльской аварии или нарушения правил хранения и использования радиоактивных веществ. Однако органов чувств, реагирующих на уровень радиоактивности среды обитания у человека нет. Поэтому уметь пользоваться приборами, измеряющими этот уровень должен каждый разумный человек, а уж тем более физик.

Измерение радиации.

Существуют различные методы измерения наличия и величины радиоактивных излучений. Все они основаны на обнаружении эффектов, возникающих в веществе при прохождении через него излучений, таких как: ионизация (счетчик Гейгера, полупроводниковый счетчик и др.), рождение квантов света (сцинтилляционный счетчик, люминесцентный счетчик, черенковский счетчик), почернение фотослоя (фотографический метод регистрации) и т.д.

В нашей работе используется бытовой детектор – индикатор радиоактивности «Квартекс РД 8901», чувствительным элементом которого (датчиком) является газоразрядный счетчик Гейгера-Мюллера типа СБМ-20-1, считающий попадающие в него b - и g- частицы с энергией в диапазоне от 0,1 до 1,25 МэВ. Цикл измерений (время накопления сигнала) длится 34 ± 4 с, диапазон измерений от 0 до 999 мкР/ч, относительная погрешность измерений ~ 30 %. Питание детектора (необходимое для работы счетчика Гейгера, блока накопления и обработки сигнала и блока индикации) осуществляется от батареи типа «Крона», имеющий ограниченный срок службы, поэтому необходимо следить за тем, чтобы детектор был выключен во время перерывов в работе.

Включение детектора (и выключение) осуществляется перемещением крышки-движка, закрывающей табло. При включении его звучит двухтональный звуковой сигнал, каждый акт регистрации частицы сопровождается звуковым сигналом и вспышкой на табло, по окончанию цикла измерений на табло высвечивается результат текущего измерения в мкР/ч с символом «-» и звуковым сигналом в течение 3-х секунд, а затем усредненное по трем последним циклам значение мощности дозы (в течение еще 2-х секунд), после чего цикл измерений повторяется.

Счетчик Гейгера не может регистрировать a - частицы (которые не могут проникнуть внутрь прибора через его стенки) и отличать b - и g - частицы с разной энергией друг от друга. Он размещен под крышкой прибора со стороны жалюзи и представляет собой цилиндрический конденсатор, пространство между внешней обкладкой которого (металлической стенкой, служащей катодом) и внутренней (тонкая проводящая нить, натянутая по оси конденсатора, служащая анодом) заполнено инертным газом с примесью молекул галогенов при низком давлении. При попадании ионизирующей частицы в счетчик между обкладками появляются свободные электроны (и ионы), которые, разгоняясь в неоднородном электрическом поле конденсатора, приобретают энергии, достаточные для вторичной ударной ионизации нейтральных атомов газа, вследствие чего в счетчике вблизи анода возникают электронные лавины («газовое усиление») и в цепи регистрируется импульс тока. Галогенные добавки помогают погасить разряд после протекания импульса тока, и счетчик через короткое время (~ 10^-4 с) снова становится способен регистрировать следующую частицу.

Акты рождения частицы излучения, попадания её в счетчик и её регистрация являются случайными и независимыми величинами.

Очевидно, что случайная величина, равная числу зарегистрированных частиц при этом будет распределена по закону Пуассона и, следовательно, дисперсия её (D) и её среднее значение (N) будут равны. Поэтому для уменьшения относительной погрешности измерений

(4)

необходимо увеличивать число зарегистрированных частиц N, что при постоянстве их потока ведёт к увеличению времени регистрации (непрерывного или суммарного в нескольких измерениях).

Существует два способа защиты от радиоактивных излучений – защита расстоянием (для точечного источника поток частиц ослабевает обратно пропорционально квадрату расстояния) и защита веществом (при поглощении частиц и/или уменьшении энергии их в слое буферного вещества – изучается в лабораторной работе № 2). В общем случае обе вышеупомянутые причины ослабления излучения работают совместно.

Порядок работы

1. Ознакомиться с детектором «Квартекс – РД -8901» и порядком его использования.

2. Измерить текущее значение радиационного фона 10 раз и рассчитать усредненное (среднеарифметическое) значение величины фона по этим измерениям.

3. Получить источник ионизирующего излучения, закрепить его в держателе. Записать основные характеристики источника излучения.

4. Измерить величину мощности дозы на различных расстояниях от источника и построить график зависимости мощности дозы от расстояния. Сделать вывод.

5. Построить график зависимости мощности дозы от величины, обратной квадрату расстояния между источником и детектором. Сделать вывод.

6. Написать и сдать краткий отчет по работе.

Вопросы к лабораторной работе по ядерной физике №1

1. Что такое радиоактивность? Какие виды ее Вы знаете?

2. Почему вероятность распада и другие характеристики его (вид распада, энергия образующихся частиц и т.п.) не зависят от внешних условий?

3. Как изменяется со временем число ядер радиоактивного изотопа? Что такое постоянная распада и период полураспада?

4. Что такое активность источника, в каких единицах она измеряется?

5. Что такое поглощенная доза, в каких единицах она измеряется?

6. Что такое эквивалентная доза, в каких единицах она измеряется?

7. Что такое эффективная эквивалентная доза, в каких единицах она измеряется?

8. Как связаны поглощенная и экспозиционная дозы?

9. Почему ионизирующие излучения опасны для биологических объектов? Чем определяется степень этой опасности?

10. Как можно защищаться от радиационной опасности?

Лабораторная работа №2

«Определение линейного и массового коэффициентов поглощения b - излучения в алюминии»

Введение. Цель работы.

1. b - излучение, т.е. быстрые, с начальной энергией, превышающей m₀с² = 0,51 МэВ, электроны, проходя через вещество, «видят» вокруг себя не молекулы и атомы, из которых это вещество состоит для нас, а некую электронно-ядерную плазму, в которой электронов в Z раз больше, чем ядер (Z - заряд ядра). Поэтому b - частицы теряют энергию в первую очередь при упругих столкновениях – взаимодействиях с близкими им по массе и более многочисленным электронами.

Потери эти описываются формулами Бора-Бете (см., например, учебник Сивухина Д.В. «Атомная и ядерная физика» ч.2. «Ядерная физика» - М. Наука. 1989 г., глава XI – «Прохождение заряженных частиц и гамма – квантов через вещество»), причем интенсивность потерь на единицу длины пути - de /dx пропорциональна концентрации n_e всех атомных электронов, т.е. величине ZN, где N – концентрация атомов. Поскольку

(1)

где - число молей вещества в объеме V, N_A – число Авогадро, а (молярная масса) пропорциональна Z (по крайней мере, для легких атомов – в силу равенства чисел протонов и нейтронов в ядрах), то потери энергии на единицу длины пути b - частицы будут прямо пропорциональны плотности вещества

. (2)

2. В силу равенства масс b - частицы и электрона вещества при их взаимодействии траектория b - частицы будет сильно меняться уже при однократном столкновении. Поэтому, если

b -частицы летят узким пучком, то уже после первого столкновения, почти не замедлившись, частица из пучка выйдет. Тогда убыль числа частиц в пучке на пути dx:

, (3)

где n – концентрация частиц в пучке, m - линейный коэффициент поглощения (см^-1), зависящий от энергии частиц и рода вещества (от плотности вещества). Вводя так называемый массовый коэффициент поглощения, зависящий только от энергии частиц:

, [см² / г ] (4)

формулу (3) можно переписать в виде: , (5)

откуда число частиц, остающихся в пучке после прохождения пути в веществе с плотностью r:

, (6)

где n₀ – концентрация частиц в узком пучке до входа в вещество.

Нахождение величин m и m_m для b - частиц с энергией, определяемой их источником, является целью данной работы.

Следует еще раз подчеркнуть, что число частиц, летящих в узком пучке, уменьшается за счет сильного отклонения частицы от первоначального направления движения, однако ее энергия при однократном столкновении с электроном вещества уменьшается относительно мало и частица испытывает до полной остановки большое число столкновений, траектория же ее полета будет весьма хаотической. В сочетании с большим радиусом электромагнитного взаимодействия заряженной b - частицы это приводит к незначительной проникающей способности b - излучения. Большая часть b - частиц поглощается уже одеждой. Энергетические потери b - частиц, ведущие к их истинному поглощению веществом – это радиационные потери и ионизационные потери. Первые из них связаны с возникновением тормозного электромагнитного излучения, в основном при взаимодействии с ядрами поглотителя (большие ускорения заряженных частиц) и существенны лишь при энергиях b - частиц, превышающих критическую:

(8)

где Z – заряд ядра вещества.

Вторые связаны с ионизацией, возбуждением и диссоциацией встречающихся на пути движения b - частицы атомов и молекул, и являются основными в данном эксперименте.

2. Источник b - излучения. Поглотитель. Счетчик.

Источник b - частиц, используемый в работе представляет собой алюминиевый диск, в центре которого находится активное вещество, загерметизированное алюминиевой фольгой толщиной 50 мкм (необходимо следить за ее целостностью). Активное вещество содержит изотопы стронция – 90 и продукта его распада – тоже радиоактивного – иттрия – 90, которые распадаются по следующим схемам:

; = 0,563 МэВ, Т_1\2 = 28,6 года. (9)

; = 2,24 МэВ, Т_1\2 = 64 часа.

Изотоп циркония-90 стабилен. Так как период полураспада стронция-90 много больше периода полураспада иттрия-90, их активности (число распадов за 1 с, Бк) равны («вековое равновесие»). Таким образом, в потоке частиц от источника есть b - частицы с энергиями, распределенными от 0 до 2,24 МэВ с двумя максимумами (~ 0,3 и ~ 1 МэВ). Кроме того, присутствует незначительный фон g - излучения.

В процессе работы источник должен быть закреплен в специальном держателе.

Поглотителем излучения является набор алюминиевых (Z = 27, r = 2,7 г/см³) пластин, толщиной 0,27 мм каждая. Пакет пластин для улучшения геометрии пучка (геометрия узкого пучка) следует располагать около источника.

Детектором излучений является счетчик Гейгера типа СБМ-20-1, входящий в состав бытового детектора-индикатора радиоактивности «Квартекс РД-8901», правила обращения с которым, изложены в инструкции к прибору. Следует отметить, что в работе прибор должен работать в режиме одноразовых включений. Индицируемая детектором-индикатором величина мощности дозы (в мкР/час) пропорциональна числу попадающих в счетчик частиц.

Порядок измерений. Обработка результатов.

1. Ознакомиться с детектором «Квартекс РД-8901» и порядком его использования.
2. Измерить радиационный фон на рабочем месте (в режиме усреднения по 3-м измерениям).
3. Получить источник излучения, закрепить его в держателе. Записать основные характеристики источника излучения.
4. Расположить источник и счетчик (счетчик находится в корпусе прибора за прорезями жалюзи) на таком расстоянии друг от друга, чтобы регистрируемый сигнал J составил 200 – 400 мкР/час. Записать показания прибора и расстояние от него до источника.
5. Устанавливая перед источником пластины алюминия, снимать текущие показания прибора, последовательно увеличивая число пластин до тех пор, пока интенсивность сигнала не приблизится к фоновой.
6. Построить графики зависимости мощности дозы от толщины поглотителя и логарифма мощности дозы от толщины поглотителя. Рассчитать по второму из них линейный и массовый коэффициенты поглощения b - излучения с энергией, задаваемой источником, для алюминия.
7. Написать и сдать краткий отчет по работе.

Вопросы к лабораторной работе по ядерной физике №2

1. От чего зависят потери энергии излучений в среде?
2. Что такое радиационные и ионизационные потери?
3. При каком условии существенны радиационные потери? Ионизационные потери?
4. Почему убыль числа частиц (b - излучение) в узком пучке пропорциональна пройденному пути?
5. Что такое линейный коэффициент поглощения, в каких единицах он измеряется?
6. Что такое массовый коэффициент поглощения, в каких единицах он измеряется?
7. От чего зависят величины линейного и массового коэффициентов поглощения?
8. Почему массовый коэффициент поглощения не зависит от рода вещества? Всегда ли это утверждение верно?
9. Какие реакции происходят в Вашем источнике?
10. Почему энергетический спектр b - излучения непрерывен? Сколько электронов имеют энергию, равную ?