Взвешивающие факторы и коэффициенты риска смерти от рака

И наследственных дефектов

Орган или ткань	Заболевание	ri,H 10–2, Зв–1	wi
Гонады	Наследственные дефекты	0,40	0,20
Молочная железа	Рак	0,25	0,05
Красный костный мозг	Лейкемия	0,20	0,12
Легкие	Рак	0,20	0,12
Щитовидная железа	Рак	0,05	0,05
Костная ткань	Злокачественные опухоли	0,05	0,03
Все другие органы и ткани	То же	0,5	0,43
Весь организм		1,65	1,00

 

Порядок выполнения работы

 

1. Оценка радиационной обстановки местности.

1.1. В пяти различных точках лаборатории произвести по 20 измерений мощности экспозиционной дозы естественного радиационного фона N_Ф согласно п. 2.2. Основных правил работы с дозиметрами. Результаты измерений в каждой точке представить в виде таблицы 3. (всего пять таблиц)

Таблица 3

N1	N2	…	N5
N6	N7	…	N10
N16	N17	…	N20

 

Вычислить среднее значение в целом в лаборатории.

1.2. Перевести полученное среднее значение мощности экспозиционной дозы из внесистемных единиц (мкР/ч) в единицы международной системы СИ (А/кг).

1.3. Согласно (2.2) оценить среднегодовую экспозиционную дозу
в Р и Кл/кг.

1.4. Оценить среднегодовую поглощенную дозу с учетом эмпирических коэффициентов для биологической ткани (в Рад и Гр).

1.5. В соответствии с (2.9) оценить среднегодовую эквивалентную дозу для рентгеновского и g-излучения (в бэр и Зв).

1.6. Согласно (2.15) оценить среднегодовую эффективную дозу
(в бэр и Зв) при условии облучения всего организма.

1.7. Результаты расчетов в отчете представить в виде таблицы:

 

Таблица 4

Величина	Международная система единиц	Внесистемная единица измерений
(Мощность экспозиционной дозы)
X (Экспозиционная доза)
D (Поглощенная доза)
H (Эквивалентная доза)
HЭ (Эффективная эквивалентная доза)

 

 

2. Оценка обстановки на загрязненной территории.

2.1. Получить у преподавателя пробу слаборадиоактивного вещества.

2.2. Произвести 20 измерений мощности экспозиционной дозы
g-излучения согласно п. 2.3.1 – 2.3.5 Основных правил работы с дозиметрами. Результаты измерений представить в виде таблицы 3. Вычислить среднее значение .

2.3. Согласно пунктам 1.2 – 1.6 рассчитать среднегодовые поглощенные, эквивалентную и эффективную эквивалентную дозы. Результаты представить в виде таблицы 4.

3. Сделать вывод о радиационной обстановке в лаборатории.

4. Сделать вывод о радиационной обстановке местности, если бы результаты, полученные в п. 2 были бы получены на этой местности.

5. Согласно приложению оформить отчет о проделанной работе.

 

 

Контрольные вопросы

 

1. Какая величина называется экспозиционной дозой, мощностью экспозиционной дозы? В каких единицах они измеряются? Какая связь между различными единицами экспозиционной дозы?

2. По каким причинам является оправданным использование в дозиметрии экспозиционной дозы излучения, которая не характеризует поглощение энергии веществом

3. Какая величина называется поглощенной дозой, мощностью поглощенной дозы? В каких единицах они измеряются? Какая связь между различными единицами поглощенной дозы?

4. В чем заключается условие электронного равновесия для системы воздух-излучение? Какие эмпирические соответствия установлены между экспозиционной и поглощенной дозами на основании этого условия?

5. Что характеризует величина, называемая коэффициентом качества? Какая величина называется эквивалентной дозой, в каких единицах она измеряется? Как определить эквивалентную дозу, если излучение имеет сложный состав?

6. Что характеризует величина, называемая взвешивающим фактором? Для чего используется понятие коэффициент риска?

Лабораторная работа №3

 

«Идентификация альфа-, бета- и гамма-радиоактивных веществ
с помощью бытового дозиметра»

Цель работы: изучить основные свойства a-, b-, g- излучений. Научиться идентифицировать слабо радиоактивные вещества по типу излучений.

 

Время выполнения работы – 2 часа.

 

 

Краткие теоретические сведения.

 

Исследования показали, что излучение, испускаемое при радиоактивном распаде, имеет сложный состав. В процессе распада данного радионуклида происходит излучение только одного вида заряженных частиц: положительных – a -излучение и отрицательных – электронов (гораздо реже положительных – позитронов) – b -излучение. Излучение этих частиц обычно сопровождается испусканием g -квантов. Опытным путем установлены некоторые общие свойства излучений, возникающих в процессе радиоактивного распада:

1. Излучения вызывают ионизацию атомов и молекул. В связи с этим излучения называются ионизирующими. В результате взаимодействия нейтрального атома с излучением образуется положительно заряженный ион и свободный электрон. Это свойство излучения является основной причиной поражения организма человека излучением, возникающим в процессе радиоактивного превращения.

2. Излучения обнаруживают химическое действие. Это означает, что в результате их воздействия могут происходить некоторые химические реакции. Данное явление имеет место как для веществ неживой природы (например, образование дефектов металлических конструкций при длительном облучении), так и, что особенно важно, для живых объектов. Данное свойство на практике применяется для обнаружения и регистрации излучений. Химическое действие может быть обусловлено ионизацией атомов и молекул вещества.

3. Излучения обладают проникающей способностью. Поскольку испускаемые частицы и электромагнитное излучение обладают энергией и импульсом, то они способны взаимодействовать с веществом и проникать вглубь любого объекта на определенную глубину. Это свойство также определяет степень опасности того или иного вида излучения.

4. Излучение вызывает свечение (флуоресценцию) некоторых твердых и жидких веществ. Это свойство широко используется для регистрации ионизирующих излучений.

5. Излучение изменяет физико-химические свойства веществ. Вообще говоря, это свойство является следствием совокупного химического и ионизирующего действия радиоактивных излучений. Однако ввиду его особой значимости можно выделить его в отдельное свойство. Например, растворимость белков в воде в значительной степени предопределяет пространственную конфигурацию данного белка, а значит и его биологические функции (например, способность гемоглобина связывать молекулу кислорода). Нарушение пространственной конфигурации белка вследствие воздействия радиации может приводить к утрате данной биологической функции.

Помимо общих свойств каждому виду радиоактивного излучения присущи свои особенности. Рассмотрим свойства a -, b -, g -излучений в отдельности.

a-излучение возникает в результате a - распада, при котором из атомного ядра радионуклида (материнское ядро – ) отщепляется частица ядерного вещества, которая состоит из 2-х протонов и 2-х нейтронов, т.е. ядро атома гелия . При a- распаде выполняются правила смещения – следствия законов сохранения массы вещества и электрического заряда:

Дочернее ядро вследствие a -распада имеет зарядовое число на 2 единицы, а массовое число на 4 единицы меньше, чем у материнского ядра. Источником a - частицы являются ядра тяжелых радиоактивных элементов, которые имеют порядковый номер более 80 и расположены в конце таблицы Д.И. Менделеева. Примером возникновения a - частицы может быть превращение радия в изотоп радона

a - излучение обладает рядом отличительных свойств:

- скорость вылетающих из ядра a -частиц достигает 10000 – 25000 км/с;

- данный радионуклид испускает a -частицы с одной и той же энергией, т.е. энергетический спектр a -частиц дискретный что используется при идентификации распадающегося радионуклида;

- проходя через слой вещества, a -частицапроизводит на своем пути ионизацию атомов и постепенно теряет энергию, a -частицы обладают высокой ионизирующей способностью: в воздухе на длине пробега в
1 см образуется от 100 000 до 300 000 пар ионов, траектория движения a -частицы, как правило представляет собой прямую линию;

- a -распад всегда сопровождается g - излучением.

b-излучение представляет собой поток электронов или позитронов (частица, обладающая массой, равной массе электрона, но имеющая положительный заряд). В первом случае говорят об электронном b^– -распаде, в другом – позитронном b ⁺- распаде. Электронов и позитронов нет в ядре, они образуются в распадающемся ядре в момент распада. Схематично эти процессы представляют следующим образом:

b^–- распад:

– превращение нейтрона в протон в ядре, которое сопровождается испусканием антинейтрино

– правила смещения для b ^– - распада;

– пример b ^–- превращения висмута в полоний.

b⁺ – распад:

– превращение нейтрона в протон в ядре, которое сопровождается испусканием нейтрино ;

– правила смещения для b⁺ -распада;

– пример b⁺ - превращения фосфора в кремний.

b -излучение характеризуется рядом особенностей:

- энергия b -частиц может быть любой в интервале от 0 до E_max
(E_{ma x} – верхняя энергетическая граница b -спектра, которая является характеристикой ядра). Причиной непрерывности энергетического спектра b -излучения является наличие дополнительной частицы или (нейтрино или антинейтрино). В результате избыточная энергия, которая выделяется при b -распаде, произвольным образом распределяется между электроном (позитроном) и антинейтрино (нейтрино);

- средняя энергия образующихся b -частиц соответствует скорости 10000 – 25000 км/с;

- b -распад обычно сопровождается g -излучением.

g-излучение представляет собой поток коротких (10^-13–10^-19м) электромагнитных волн (квантов), которые испускаются в процессе радиоактивного распада при изменении энергетического состояния, образующихся в результате радиоактивного распада атомных ядер. Как самостоятельный вид излучения g -излучение не встречается, оно всегда сопровождается a- или b -излучением. g -излучение обладает рядом отличительных свойств:

- g -излучение распространяется со скоростью света 3×10⁸ м/с;

- g -излучение может вызывать ионизацию атомов непосредственно
(фотоэффект, эффект Комптона), или передавая энергию электронам, которые затем уже вызывают ионизацию атомов;

- энергетический спектр g -излучения дискретен. Это означает, что при распаде радионуклида данного типа всегда излучается g -квант с конкретным значением энергии.

- интенсивность g -излучения при прохождении через слой вещества уменьшается по экспоненциальному закону:

где х – толщина слоя вещества

I – интенсивность излучения после прохождения слоя толщиной х

I₀ – интенсивность излучения в начальный момент

m – линейный коэффициент ослабления (поглощения).

Длина пробега – это толщина слоя вещества, которую может пройти частица до полной остановки. Длина пробега или глубина проникновения характеризует проникающую способность данного излучения. Она зависит от рода частицы, энергии и плотности вещества, сквозь которое проходит излучение. Длина пробега a -частиц в воздухе в зависимости от энергии не превышает 8 см, тогда как для b -частиц в воздухе она может достигать
20 м. В сравнении с a - и b -частицами проникающая способность
g -излучения огромна. В более плотных средах длина пробега ионизирующих излучений существенно меньше, однако соотношение между длиной пробега a - и b -частиц и g -излучения сохраняется. a -частицы задерживаются листом бумаги b -частицы задерживаются одеждой и верхним слоем кожи, поэтому на открытой местности серьезной опасности a - и b -излучения не представляют. Однако, вследствие большой ионизирующей способности попадание a- и b -радиоактивного вещества с пищей или с воздухом в организм человека может нанести непоправимый вред здоровью человека. В сравнение с ними g -излучение обладает огромной проникающей способностью и может существенно ослабляться лишь многометровым слоем бетона или пластиной из свинца толщиной в несколько сантиметров.

 

Порядок выполнения работы

 

1. Измерить 20 раз мощность экспозиционной дозы естественного радиационного фона на рабочем месте (согласно п. 2.2 Основных правил работы с дозиметрами), вычислить ее среднее значение .

2. Получить у преподавателя исследуемые образцы слаборадиоактивных веществ, помещенных в кюветы и измерить мощность экспозиционной дозы g -излучения согласно п.п. 2.3.1.–2.3.5 Основных правил работы с дозиметрами. По результатам 20 измерений вычислить среднее значение .

3. Провести 20 раз измерения N_g+b с открытой задней крышкой дозиметра согласно п.п. 2.3.6 – 2.3.8 Основных правил работы с дозиметрами. По результатам 20 измерений вычислить среднее значение .

4. Произвести идентификацию образцов на радиоактивность, используя следующие критерии:

Если , то вещество не радиоактивно (т.е. его радиоактивность не превышает уровня естественного радиационного фона.

Если < , а » , то вещество радиоактивное, причем можно утверждать что вещество обладает повышенной
a -активностью.

Если < , а < , то вещество радиоактивное, причем можно утверждать что вещество обладает повышенной
b -активностью.

5. Оформить отчет о проделанной работе, в соответствии с приложением в котором представить результаты измерений и вычислений с указанием типа активности.

 

 

Контрольные вопросы

 

1. Какие общие свойства излучений, возникающих в процессе радиоактивного распада вы знаете?

2. Что собой представляет a-излучение? Какие его отличительные свойства?

3. Что собой представляет b -излучение? Какие его отличительные свойства?

4. Что собой представляет g -излучение? Какие его отличительные свойства?

5. Какова длина пробега a -, b - и g -лучей?

6. В чем заключается методика эксперимента в данной лабораторной работе?

7. Указать критерии идентификации a -, b - и g -излучения с помощью дозиметра.

Лабораторная работа №4

 

«Измерение объемной активности вещества с помощью
бытового дозиметра»

Цель работы: изучить основные положения теории радиоактивного распада, освоить метод измерения объемной активности вещества с помощью бытового дозиметра.

 

Время выполнения работы – 2 часа

 

 

Краткие теоретические сведения

 

Радиоактивный распад – это статистический процесс. Это означает, что если мы имеем дело с одним единственным ядром, совершенно невозможно предсказать, когда произойдет распад – сию минуту, через сутки или через тысячу лет. Другое дело, если радионуклидов много. Опыт показал, что при радиоактивном распаде выполняются следующие правила:

- за больший промежуток времени распадается большее число ядер;

- за данный промежуток времени распадается тем больше ядер, чем больше их было вначале.

Эти правила выражают закон радиоактивного распада, который отражает связь количества не распавшихся ядер данного радионуклида и времени. Этот закон справедлив для всех радионуклидов, независимо от природы радиоактивности. Математическая запись закона радиоактивного распада имеет вид:

,

где N₀ – число не распавшихся ядер в начальный момент времени,

N(t) – число не распавшихся к данному моменту времени t ядер,

l – постоянная распада.

Коэффициент пропорциональности l, входящий в закон, называется постоянной распада или радиоактивной постоянной для данного вида ядер. Так как распад относится к статистическим процессам, то l вероятность распада. Постоянная распада l характеризует скорость распада, и позволяет сравнить степень радиоактивности ядер различных типов. Чем больше вероятность распада, тем быстрее распадается данный изотоп и тем выше интенсивность ионизирующих излучений. Поэтому при одинаковом начальном количестве N₀ не распавшихся ядер, к некоторому моменту времени t₀ больше останется ядер того радионуклида, для которого вероятность распада ниже (рис. 4.1). Постоянная распада имеет размерность сек^-1.

 

Рис.4.1 к понятию постоянной распада

 

Скорость уменьшения числа не распавшихся ядер данного вида можно охарактеризовать также периодом полураспада Т_½. Это время, за которое распадается половина первоначального количества ядер данного вида
(рис. 4.2).

Рис.4.2 к определению периода полураспада

 

Как следует из закона радиоактивного распада, постоянная распада

и период полураспада соотносятся как

Периоды полураспада радиоактивных элементов изменяются в широких пределах: от миллионных долей секунды до миллиардов лет: T_1/2 ()=4,49 млрд. лет; T_1/2 ()=1600 лет; T_1/2 ()= 3,825 суток; T_1/2 () = 3,05 мин.; T_1/2 () = 4,5 сек. Периоды полураспада радионуклидов, вызвавших основное загрязнение местности после аварии на Чернобыльской АЭС равны: T_1/2 () = 8.05 суток; T_1/2 () = 28 лет; T_1/2 ()= 29 лет.

Чем меньше период полураспада, тем больше радиоактивность этого изотопа, тем более он опасен, поскольку в единицу времени распадается большее число ядер. Если мы будем последовательно рассматривать ситуацию через промежуток времени, равный периоду полураспада
(T_1/2, 2T_{1/2 ,} 3T_1/2, 4T_1/2 и т.д.), то число не распавшихся ядер будет изменяться как N_о/2 _, N_o/4, N_o/8, N_o/16 и т.д. (рис. 4.2). В соответствии с этим при оценке радиационной обстановки считают, что через десять периодов полураспада (10T _1/2) число ядер данного радионуклида уменьшается настолько (в 1024 раза), что радиоактивностью изотопа данного типа можно пренебречь. По этой причине весь период после аварии на ЧАЭС условно разделяют на два этапа: период “йодной” опасности продолжительностью 2–3 месяца (80 суток) и период “цезиево–стронциевой” опасности продолжительностью около 300 лет.

Каждое радиоактивное вещество распадается со своей определенной скоростью, которая определяется вероятностью распада l. Однако закон радиоактивного распада описывает только изменение числа не распавшихся ядер со временем. Поэтому для количественной характеристики радиоактивного распада вводится понятие активности. Под активностью понимают количество ядер, которые распадаются в единицу времени:

т.е. активность препарата равна произведению постоянной распада на число не распавшихся ядер данного радионуклида, содержащихся в этом препарате.

В качестве единицы активности выбрано число распадов в единицу времени. В системе СИ за единицу активности принят Беккерель (Бк). Такую активность имеет вещество, у которого за каждую секунду распадается одно ядро: 1Бк=1распад/сек. Внесистемной единицей является
Кюри(Ku). Такую активность имеет 1г :

1 Ku=3.7×10¹⁰ распадов/сек = 3.7×10¹⁰ Бк.

Однако определение активности препарата не дает возможности сравнивать исследуемые объекты по степени загрязненности радионуклидами и делать вывод о степени их опасности, поскольку, например, объекты одинаковой массы или объема могут обладать различной активностью, как вследствие содержания различных радионуклидов, так и изменения их концентрации. Так, одинаковую активность в 1 Ku имеют: 3 тонны (T_{1/ 2} =4,5 млрд. лет), 1г (T_{1/ 2} =1600 лет) и 0.08 мг
(T_1/2 =8 суток). Поэтому применяют производные от активности величины (в скобках указаны внесистемные единицы измерения):

- удельная массовая активность, характеризующая активность единицы массы радиоактивного препарата: , Бк/кг (Ku/кг);

- объемная активность, определяющая активность единицы объема радиоактивного препарата: , Бк/м³ (Бк/л, Ku/л);

- поверхностная активность, характеризующая активность единицы поверхности: , Бк/м² (Ku/км²).

Объемная активность применяется при оценках степени загрязнения радионуклидами жидких веществ, в частности, воды, молока и т.д. Поверхностная активность позволяет определить степень загрязнения местности. Так, согласно действующему законодательству территория с уровнем загрязнения более 40 Ku/км² – зона вынужденного переселения (эвакуации); 15–40 Ku/км² – зона последующего отселения; 5–15 Ku/км² – зона с правом на отселение.

 

 

Порядок выполнения работы

 

1. Получите у преподавателя исследуемое вещество.

2. Произведите измерение объемной активности исследуемого вещества согласно п. 2.4 Порядка работы.

3. Согласно приложению 1 оформите отчет о проделанной работе.

Контрольные вопросы

 

1. В чем заключается радиоактивный распад?

2. Запишите закон радиоактивного распада. Какой физический смысл имеет этот закон и как он изображается на графике?

3. Какая физическая величина называется постоянной распада?

4. Какая физическая величина называется периодом полураспада? Выведите формулу, связывающую период полураспада с постоянной распада.

5. Что называется активностью радиоактивного вещества, по какой формуле она определяется и в каких единицах измеряется?

6. Какие физические величины называются удельной массовой, объемной и поверхностной активностью? В каких единицах они измеряются и для чего применяются?

7. Какова методика определения объемной активности вещества с помощью бытового дозиметра?

Лабораторная работа №5

 

«Изучение взаимодействия ионизирующего излучения с веществом»

Цель работы: ознакомиться с основными особенностями взаимодействия ионизирующих излучений с веществом. Определить зависимость интенсивности ионизирующего излучения от толщины слоя поглощающего вещества. Оценить толщину половинного слоя поглощения и коэффициент поглощения ионизирующего излучения веществом.

 

Время выполнения работы – 2 часа.

 

 

Краткие теоретические сведения.

 

Как известно, атом является электрически нейтральным, поскольку положительный заряд протонов, находящихся в ядре компенсируется отрицательным зарядом электронов, образующих электронную оболочку. В результате ряда процессов один из внешних атомных электронов может быть удален из атома. При этом атом превращается в положительный ион и образуется свободный электрон. В результате присоединения свободного электрона к нейтральному атому возникает отрицательный ион. Процесс образования ионов различных знаков называется ионизацией. Ионизирующим излучением называют излучение, взаимодействие которого с веществом приводит к образованию в этом веществе ионов разного знака. Название “ионизирующее излучение” объединяет все виды излучений, которые в повседневной жизни обозначают общим словом “радиация”. К ионизирующим излучениям относятся пучки элементарных частиц, ядер, ионов, а также электромагнитные излучения: рентгеновское, g -излучение радиоактивных элементов и тормозное излучение, возникающее при прохождении через вещество заряженных частиц. Большинство из них имеют заряд: b - частицы (электроны, позитроны), протоны (ядра атома водорода), a - частицы (ядро атома гелия), а также различные ионы. Но есть и нейтральные частицы – нейтроны. Они не могут участвовать в процессах, зависящих от электрического заряда. Однако нейтроны, взаимодействующие с ядрами, вызывают испускание протонов и g - квантов. Поскольку нейтроны и электромагнитные излучения не участвуют непосредственно в ионизации атомов и молекул, то их называют косвенно ионизирующими.

При прохождении через вещество заряженные частицы теряют свою энергию, вызывая возбуждение и ионизацию встречающихся на их пути атомов. Этот процесс продолжается до тех пор, пока общий запас энергии частиц не становится настолько малым, что она утрачивает свою ионизационную способность. Если это электрон, то он захватывается каким–либо атомом с образованием отрицательного иона. Кроме этого в поле положительно заряженного ядра b - частица резко тормозится и теряет при этом часть своей энергии. Эта энергия излучается в виде тормозного рентгеновского излучения. Рентгеновское излучение, g - излучение радиоактивных элементов и тормозное излучение отличаются друг от друга происхождением и имеют свой диапазон энергии, хотя границы этих диапазонов точно не определены. Поэтому деление электромагнитных излучений на диапазоны весьма условно. Основными процессами, сопровождающими прохождение фотонного излучения через вещество (рис. 5.1), являются фотоэффект (взаимодействие с веществом электромагнитного излучения с малой энергией), комптон-эффект (взаимодействие с веществом электромагнитного излучения со средней энергией) и образование электрон-позитрон-ных пар (взаимодействие с веществом высокоэнергетичного электромагнитного излучения). Рассмотрим более подробно эти явления.

Фотоэффект, это явление (рис. 5.1 а), при котором атом полностью поглощает
g -квант с энергией hn и испускает электрон с кинетической энергией E_е, равной (U_i – энергия связи электрона на i -ой оболочке).

Комптон–эффект это такое явление (рис. 5.1 б), при котором
g- квант, взаимодействуя с электроном, передает ему часть своей энергии и рассеивается под некоторым углом, а электрон покидает атом с кинетической энергией E_e.

Рождение позитрон–электронной пары – явление, при котором
g - квант вблизи ядра превращается в пару частиц – электрон и позитрон
(рис. 5.1 в), которые приобретают соответствующие кинетические энергии E_e и E_p.

Таким образом, при прохождении ионизирующих излучений через вещество происходит ионизация или возбуждение (на один акт ионизации приходится несколько актов возбуждения) атомов и молекул вещества либо непосредственно заряженными частицами (a, b, протоны), либо опосредованно, через взаимодействие атомов вещества с вторичными заряженными частицами, возникающими вследствие различных процессов (фотоэффект, комптон-эффект и т.д.). При этом заряженные частицы теряют свою энергию и поглощаются веществом. Поглощение излучения приближенно определяется по формуле.

(5.1)

где х – толщина пройденного слоя вещества

I – интенсивность излучения после прохождения слоя толщиной х

I₀ – интенсивность излучения в начальный момент

m – линейный коэффициент ослабления (поглощения).

Каждому из процессов (фотоэффект, эффект Комптона и рождение электронно-позитронных пар в электрическом поле атомного ядра), обуславливающих поглощение ионизирующего излучения, соответствует свой коэффициент ослабления, поэтому полный коэффициент равен сумме коэффициентов ослабления каждого из этих эффектов.

(5.2)

Часто, вместо коэффициента поглощения m используется толщина слоя половинного поглощения, в котором происходит ослабление первоначальной интенсивности излучения в два раза. Толщина слоя половинного поглощения – , и коэффициент линейного ослабления – m, являются характеристиками вещества и зависят от его состава (плотности) Зная толщину слоя половинного поглощения, преобразовав выражение (5.1) можно найти коэффициента поглощения m:

(5.3)

т. к. при х= то, прологарифмировав обе части выражения (5.3) получим:

(5.4)

откуда

(5.5)

Толщину слоя половинного поглощения можно определить по графику зависимости интенсивности излучения от толщины поглощающего слоя (рис 5.1). На практике используют также величину , которая характеризует толщину вещества, при которой интенсивность излучения уменьшается в 10 раз. На практике толщину укрытий для защиты от ионизирующих излучений выбирают равной толщине .

Рис. 5.2

 

Согласно выражениям (5.1) и (5.5) величину можно рассчитать по формуле

(5.6)

 

Порядок выполнения работы

 

1. Измерить 20 раз мощность экспозиционной дозы естественного радиационного фона на рабочем месте (согласно п. 2.2 Основных правил работы с дозиметрами), вычислить ее среднее значение .

2. Получить у преподавателя исследуемый образец слаборадиоактивного вещества, помещенного в кювету и провести 10 раз измерения N_g+b с открытой задней крышкой дозиметра согласно п.п. 2.3.6 – 2.3.8 Основных правил работы с дозиметрами. По результатам 10 измерений вычислить среднее значение .

3. Поместить между дозиметром и кюветой пять листов тонкой бумаги, и измерить интенсивность прошедшего сквозь бумагу излучения. По результатам 10 измерений определить среднее значение .

4. Помещая между дозиметром и кюветой 10, 15, 20 и т. д. листов бумаги по результатам 10 измерений (аналогично п. 3) вычислить средние значения , , т. д. Измерения производить до тех пор, пока среднее показание дозиметра не приблизится к значению .

Внимание!

Во-первых, в случае если последующее измерение окажется больше предыдущего (например, если окажется, что < ), то расчет предыдущего значения (т.е. ) необходимо повторить, заменив крайние значения (минимальное и максимальное) двумя повторно измеренными, поскольку количество измерений (n=10) недостаточно для качественной оценки.

Во-вторых, средние показания дозиметра считать приближенными к значению , если они отличаются на 2 – 3 единицы.

5. Построить график (аналогично рис 5.1) зависимости интенсивности излучения исследуемого вещества от толщины поглощающего слоя (толщины бумаги), приняв толщину одного листа равной 0.1 мм.

6. Определить по построенному графику толщину половинного слоя поглощения . В данной работе, количество зарегистрированных частиц пропорционально интенсивности излучения вещества (I~N), поэтому выражение (5.1) имеет вид:

(5.1)

где х – толщина пройденного слоя вещества

N – интенсивность излучения после прохождения слоя толщиной х

N₀ – интенсивность излучения в начальный момент

m – линейный коэффициент ослабления (поглощения).

Преобразуйте это выражение к виду (5.5) и вычислите коэффициент поглощения m.

7. Согласно формуле (5.6) вычислите толщину слоя десятикратного ослабления X_1/10.

8. Оформить отчет о проделанной работе, в соответствии с приложением, в котором представить проделанные измерения и вычисления, график зависимости интенсивности излучения исследуемого вещества от толщины поглощающего слоя, коэффициент ослабления m.

 

 

Контрольные вопросы

 

1. Какой физический процесс называется ионизацией?

2. Что такое ионизирующее излучение, какие виды излучений относят к ионизирующим?

3. Как изменяется интенсивность ионизирующего излучения при прохождении вещества?

4. Какие физические процессы сопровождают прохождение ионизирующего излучения через вещество?

5. Какой физический смысл имеют величины m, X_1/2, Х_1/10?

6. В чем заключается методика эксперимента в данной работе?

Приложение

 

Оформление отчета

 

Отчет по лабораторной работе оформляется на двойном (при необходимости на двух двойных) листах тетрадной бумаги в клеточку. Первая страница оформляется в виде титульного листа (образец см. ниже), на последующих отражается основное содержание лабораторной работы.

 

Титульный лист.

 

МО РБ

УО «Полоцкий государственный университет»

 

 

Кафедра физики

 

ЛАБОРАТОРНАЯ РАБОТА №(номер работы)

 

«Название работы»

 

группа (номер группы)

 

Выполнил(а) (роспись студента) Ф.И.О.

студента

 

 

Проверил (роспись преподавателя) Ф.И.О.

преподавателя

 

Новополоцк 200_г.

 

Содержание отчета.

 

Отчет должен содержать:

- цель работы;

- краткие теоретические сведения, в которые необходимо включить основные термины и определения данной работы, формулы по которым производятся расчеты;

- экспериментальную часть, в которой должны быть приведены расчеты, таблицы и графики в соответствии с заданиями, указанными в описаниях к лабораторным работам. Внимание! Графическая часть работы должна быть выполнена карандашом, графики и оси координат должны быть подписаны и выполнены размером не менее 10´15 см.

- выводы, которые должны соответствовать цели работы и содержать анализ результатов, полученных при выполнении работы.

Список рекомендуемой литературы.

 

1. Залесский В.Г. Радиационная безопасность. Конспект лекций для студентов нетехнических специальностей. Новополоцк УО «ПГУ», 2002.

2. Кужир П.Г., Сатиков И.А., Трофименко Е.Е. Радиационная безопасность. Минск “Пион”, 1999 г.

3. Савастенко В.А. Практикум по ядерной физике и радиационной безопасности: Учебное пособие для втузов. Мн.: ДизайнПРО, 1998.

4. Постник М.И. Экологическая и радиационная безопасность: Учебное пособие для вузов. Мн.: Институт современных знаний, 1998.

 

СОДЕРЖАНИЕ

 

Введение…………………………………………………………………...
Основные правила работы с радиометрами-дозиметрами типа «Анри-01. Сосна», «Белрад 04»…………………………………………..
1. Проверка работоспособности прибора…………………….
2. Режимы работы………………………………………………..
2.1. Работа в режиме “Поиск”……………………………………...
2.2. Работа в режиме измерения мощности экспозиционной дозы гамма излучения……………………………………………...
2.3. Работа в режиме измерения плотности потока бета-излучения с загрязненных поверхностей…………………………
2.4. Работа в режиме оценки объемной (удельной) активности радионуклидов в пробах вещества………………………………...
Лабораторная работа №1………………………………………………
Лабораторная работа №2………………………………………………
Лабораторная работа №3………………………………………………
Лабораторная работа №4………………………………………………
Лабораторная работа №5………………………………………………
Приложение……………………………………………………………..
Список рекомендуемой литературы...................................