Методичка_3_final

31

Таким образом, электроны высоких энергий расходуют свою энергию при прохождении в веществе не только на ионизацию, но и на тормозное излучение. Преобладание потерь на тормозное излучение начинается с некоторого значения энергии быстролетящего электрона, характерного для каждого вещества, в котором происходит торможение. Например, для свинца это значение ~10 МэВ.

Длина пробега частицы зависит от величины ее заряда массы начальной энергии и среды, в которой происходит движение. Очевидно, длина пробега растет с увеличением начальной энергии частицы и с уменьшением плотности среды. При одинаковой начальной энергии тяжелые частицы обладают меньшими скоростями, чем легкие. Уменьшение скорости приводит к увеличению времени, затрачиваемого частицей на прохождение поперечника атома. Поэтому медленные (конечно до определенного предела) частицы взаимодействуют с атомами более эффективно и быстрее растрачивают запас энергии.

Рис. 11 Рис. 12 Зависимость ослабления потока частиц от пройденной толщины среды

можно вывести следующим образом. Пусть на поглотитель (рис. 11) падает поток частиц интенсивностью I0. Обозначим через I интенсивность потока на расстоянии от поверхности поглотителя. Очевидно, что интенсивность при прохождении уменьшается. В слое толщиной dx интенсивность уменьшиться на величину dI, пропорциональную толщине слоя и самой интенсивности I:

dI=-µ·I·dx,

где µ – линейный коэффициент поглощения, характеризующий вещество поглотителя. Разделяя переменные и интегрируя уравнение в пределах от х=0,

I= I0 до х, получим закон поглощения (рис. 12): I= I0·е-µх.

Линейный коэффициент поглощения µ зависит не только от свойств среды, но и от характера облучения.

При каждом столкновении с атомами быстро движущийся электрон (β- частица) изменяет направление своего движения, и его путь в веществе оказывается сложной ломаной линией, и потому пробег электронов различен.

Кроме того, β-излучение обладает всевозможными начальными энергиями, так что пробег будет тем более различным. Проникающая способность β-

32

частиц различных радиоактивных изотопов обычно характеризуют минимальной толщиной слоя вещества, полностью поглощающего все β- частиц. Зависимость толщины слоя полного поглощения β-частиц в алюминии от величины максимальной энергии β-спектра представлена на рис. 13. пользуясь этим графиком можно, например, определить, что от потока β- частиц с максимальной энергией 2 МэВ полностью защищает слой алюминия толщиной 3.5 мм.

При столкновениях с электронами атомных оболочек α-частицы, обладающей большой массой, испытывают небольшие отклонения от первоначального направления движения и движутся почти прямолинейно. Попадая в вещество, α- частицы на своем пути образуют несколько сотен тысяч ионных пар. Израсходовав свою кинетическую энергию, α-частица присоединяет к себе

Рис. 13	два электрона и превращается в атом

гелия.

Зависимость длины пробега α- частицы в воздухе от начальной энергии

частицы определяется простым выражением: R0=0.31·Е 3/2,

где R0 – длина пробега α-частицы в воздухе при нормальном давлении в сантиметрах, Е – ее начальная энергия в Мэв.

В среднем в газах длина пробега α-частиц измеряется несколькими сантиметрами, в твердых и жидких телах – десятками микрон. Благодаря небольшой проникающей способности α- и β-излучения обычно не представляют опасности при внешнем облучении. Однако, при загрязнении поверхности тела радиоактивным веществом α- и β-излучения могут причинить ему серьезный вред. Гамма - кванты и нейтроны не обладают электрическими зарядами и потому свободно проходит через большинство встречающихся на их пути атомов. Но и для них вещество не является совершенно прозрачным. Пути пробега γ-квантов и нейронов в воздухе измеряются сотнями метров, а в твердом веществе – десятками сантиметров и метрами. γ-кванты взаимодействует в основном с электронными оболочками атомов.

Рис. 14

33

При встречи с электроном γ-квант (рис. 14) передает ему либо весь запас своей энергии (фотоэлектронная эмиссия или фотоэффект) или только часть энергии (комптоновское рассеяние) при прохождение вблизи ядра атома γ-квант

может превратиться в пару частиц вещества – электрон (е-) и позитрон (е+):

γ→-10е++10е.

Вторичные электроны, возникающие при "рождении пары" в результате взаимодействия γ-квантов с веществом, обладают значительной энергией и производят ионизацию и возбуждение атомов среды.

Проникающая способность γ-лучей, как видно из табл. A, увеличивается с ростом энергии γ-квантов и уменьшается с увеличением плотности веществапоглотителя.

		Таблица A
Энергия γ-	Толщина слоя вещества, ослабляющего – излучение в 10
			раз, см
квантов, Мэв
	вода		бетон	свинец
0.5	24		12	1.3
1.0	33		16	2.9
5.0	76		36	4.7

Нейтроны при движении в веществе с электронными оболочками атомов не взаимодействуют и относительно легко проникают вглубь атома. При взаимодействии с атомными ядрами они испытывают рассеивание или при захвате нейтрона ядром вызывают ядерные реакции с выходом из ядра частиц и γ- квантов. Ядра атомов после соударения с нейтронами и быстрей заряженные частицы ионизируют и возбуждают атомы среды. При этом выделяют:

	Энергия в эВ	Эквивалентная
		температура, К
Холодные нейтроны	10-3	1
Тепловые нейтроны	2.5·10-2	290
Медленные нейтроны	1	1.2·104
Быстрые нейтроны	5·105	1.2·1010

Для быстрых нейтронов при взаимодействиях с ядрами характерно так называемое упругое рассеяние, когда нейтрон отдает ядру часть своей энергии, а сам замедляется. Вероятность такого рассеяния возрастает с увеличением массового числа ядра и происходит наиболее эффективно для тепловых и медленных нейтронов, поэтому для осуществления регулируемых ядерных реакций обычно применяются специальные замедлители нейтронов (например, тяжелая вода D2O, бериллий, графит и пр.), которые вводят в зону реакции. Для управления ядерными реакциями в потоке нейтронов применяют также поглотители тепловых нейтронов. Обнаружен ряд веществ (например, кадмий), ядра которых обладают очень большой (резонансной) способностью поглощать нейтроны малых энергий без порождения новых.

Гамма-лучи и потоки нейтронов являются наиболее проникающими видами ионизирующего излучения, потому при внешнем облучении они представляют наибольшую опасность.

34

Дозы ионизирующих излучени.

Чрезмерное воздействие любых видов ядерного излучения приводит к тяжелым последствиям и чтобы оградить себя от этого, нужно правильно организовать работу.

Характерным результатом взаимодействия радиоактивных излучений с веществом, в том числе с живыми тканями, является ионизация вещества. В связи с этим различают непосредственно ионизирующее и косвенно ионизирующее излучения. Непосредственно ионизацию производят заряженные частицы: α- и β - излучения радиоактивных изотопов, протонное излучение ускорителей и др. К косвенно ионизирующим излучениям относятся γ - излучение и незаряженные частицы (например, нейтроны), взаимодействие которых со средой порождает вторичный заряженный частицы – электроны и позитроны для гамма-излучения; протоны отдачи для нейтронов и т.п.

Установлено, что реакция на облучение, химические и биологические изменения в живой ткани самым тесным образом связаны с величиной энергии излучения, поглощенной средой, и часто пропорциональны ей. За основную физическую величину, характеризующую меру действия ионизирующего потока частиц на вещество, принимают величину поглощенной энергии W, отнесенной к массе M облученного вещества, называемую поглощенной дозой:

D= W/ M.

Поглощенная доза излучения, отнесенная ко времени облучения t, называется мощностью дозы P и определяется как

P= W/( M· t).

В системе СИ единицей поглощенной дозы является 1 Гр (Грей)=1 Дж/кг, мощности дозы – 1 Гр/сек=1 Вт/кг. Широко распространена внесистемная единица 1 рад, соответствующая 100 эрг энергии излучения в 1 г облученного вещества, что соответствует 0.01 Гр. Эти единицы являются универсальными для измерения дозы любого радиоактивного излучения.

Однако для рентгеновского и γ - излучения в дозиметрической практике удобно применять экспозиционную дозу, единицей измерения которой называется рентгеном (Р). Это связано с особенностями ионизации вещества. За один рентген принята такая доза, при которой в 1 куб. см воздуха создается 1 СГСЕ единица зарядов ионов каждого знака (соответствующая ей в СИ единица экспозиционной дозы измеряется в 1 Кулон/кг). Учитывая, что средняя энергия ионо-образования в воздухе равна 34 эВ, легко установить энергетический эквивалент рентгена и связь между единицами дозы рад и рентген для воздушной среды.

1Р=88 эрг/г= 0.88 рад=0.0088 Гр,

что соответствует образованному в одном кг вещества заряду равному

2.576·10-4 Кулонам.

Другие соотношения между дозиметрическими величинами: 1 рад = 10-2 Дж/кг (Гр); 1 рад/сек = 10-2 Вт/кг; 1 Р = 2.58·10-4 Кл/кг;1 Р/сек = 2.58·10-4 А/кг.

	35
	Таблица B	Коэффициент качества
	Виды излучения
		излучения K
	γ и β–излучения	1
	α–частицы и протоны (W<10 МэВ)	10
	Многозарядные ионы и ядра отдачи	10
	Тепловые нейтроны (W≈2.5 10 −2 эВ)	3-5
	Быстрые нейтроны (W>500КэВ)	10

При одинаковой поглощенной дозе биологическое действие различных видов излучения не одинаково. Например, биологическое действие поглощенной дозы в 1 рад быстрых нейтронов или частиц эквивалентно биологическому действию дозы в 10 рад рентгеновских лучей. При оценке опасности хронического облучения вводят понятие эквивалентной дозы Dэкв, которая рассчитывается как произведение поглощенной дозы D на так называемый коэффициент качества излучения К рассматриваемого вида излучения, т.е

Dэкв=К·D,

В СИ эквивалентная доза измеряется Зивертах (Зв), внесистемная единица – 1 бэр=0.01 Зв. Значения некоторых коэффициентов качества даны в табл.B, они определяются эмпирически по общему воздействию излучения на биологические ткани.

Зависимость мощности дозы от расстояния для точечного источника γ -излучения

Мощность экспозиционной дозы γ - излучения радиоактивного препарата прямо пропорциональна его активности, обратно пропорциональна квадрату рассеяния от него и зависит от энергии и числа γ - квантов, испускаемых за один распад. Эта зависимость учитывается коэффициентом Kγ, называемым γ - постоянной.

Рис. 15

мощность дозы), равна:

Зависимость от расстояния для точечного источника понятна из рисунка (рис. 15). Если активность источника A, то общая энергия излучения W0 за единицу времени пропорциональна активности W0~A. Тогда на расстоянии R от источника на единицу поверхности будет приходиться энергия

WS0 = 4πWR0 2 ≈ RA2 .

С учетом γ - постоянной энергия, поглощенная за единицу времени единицей поверхности (а она в переводе на кг и есть

Рис. 16

36

P = Kγ RA2 ,

это выражение определяет мощность дозы в рентгенах в час, если активность выражена в милликюри, а расстояние R – в см

III. Измерение параметров ядерных излучений

Ионизационная камер.

Простейшим ионизационным прибором является ионизационная камера. Она (рис. 16) обычно представляет собой цилиндрический конденсатор, между электродами А и В которого находится воздух или другой газ. С помощью источника постоянного напряжения между электродами камеры создается электрическое поле. В обычных условиях в воздухе свободных зарядов мало и измерительный прибор, включенный в цепи камеры, электрического тока не обнаруживает. При облучении рабочего объема ионизационной камеры ядерным излучением происходит ионизация атомов и молекул воздуха. Возникающие при этом положительны и отрицательные ионы под действием электрического поля приходят в движение. Положительные ионы движутся к катоду, отрицательные – к аноду. Возникает ионизационный ток. Этот ток обычно составляет лишь тысячные, и даже миллионные доли микроампера. Для измерения таких слабых токов используют электронные усилительные схемы, называемые электрометрическими.

С помощью ионизационных камер можно регистрировать любые виды ядерных излучений. Для регистрации α- и β-излучений радиоактивный аппарат помещают внутри рабочего объема камеры. Для регистрации γ-излучения источник помещается вне камеры, так как гаммакванты легко пронизывают стенки камеры, выбивают из них вторичные электроны.

Вторичные электроны производят ионизацию в наполняющем камеру газе, и в камере возникает ионизационный ток. Сила ионизационного тока пропорциональна мощности дозы γ-излучения, поэтому ионизационные камеры широко применяются для измерения мощности дозы γ-излучения и такие приборы называются рентгенометрами.

Сцинтилляционные счетчики

Попадая в вещество, заряженные частицы теряют свою энергию на возбуждение и ионизацию атомов. Возникающее при возбуждении излучение обычно поглощается средой. Только в люминесцентном веществе излучение может выйти из среды в виде световой вспышки. В некоторых веществах, например, в кристаллах ZnS, вспышка (сцинтилляция), вызванная α -частица, видна невооруженным глазом. В качестве сцинтиллятора применяются различные органические вещества (бензол, нафталин, нафтацен и пр.),

37

неорганические кристаллы (ZnS-Ag, NaI-Te и др.) и специальные пластмассы. Наблюдение сцинтилляций с помощью микроскопа известно давно и является одним из старейших методов регистрации ядерных излучений (его применял в своих классических опытах Резерфорд). Этот способ претерпел значительные изменения, и теперь вместо визуального счета частиц используют фотоэлектронные умножители (ФЭУ) – устройства, преобразующие световой импульс в электрический. Электрический импульс регистрируется обычными радиотехническими средствами.

Таким образом, современный сцинтилляционный счетчик состоит из люминесцирующего вещества (сцинтиллятора) и фотоэлектронного умножителя (ФЭУ). Схема счетчика приведена на рис. 17.

Рис. 17

Излучение, (например α -частица), проходя через сцинтиллятор 1, вызывает возбуждение атомов и последующую световую вспышку. Квант света, пройдя по светопроводу 2, выбивает из фотокатода 3 электрон. Фотоэлектроны собираются электрическими (или магнитным) полем и через диафрагму 4 направляются на первый эмиттер. При этом электрическое поле ускоряет электроны настолько, что, ударяясь об эмиттер, они способны вырвать с его поверхности некоторое количество вторичных электронов. Проходя последовательно несколько эмиттеров 5, поток электронов увеличивается (умножается), образуя лавину. Эмиттерам придают специальную форму, которая способствует фокусировке потока электронов. Ускоряющиеся потенциалы на эмиттеры подаются с делителя напряжения 6. Большая лавина электронов, вызванная одним электроном, попадает на анод 7 и вызванный ею импульс напряжения через выход 8 подается на усилитель. Сцинтилляционные счетчики имеют ряд ценных свойств. У них высокая эффективность регистрации как заряженных, так и незаряженных частиц и значительно большая разрешающая способность во времени, чем у газоразрядных.

Помимо указанных типов счетчиков, для регистрации ядерного излучения используются и трековые приборы: камеры Вильсона, пузырьковые камеры и др., а также метод фотоэмульсий.

38

Лабораторная установка:

Описание установки и метода измерений: в данной работе измерение мощности дозы излучения производится радиометром СПР-68-01, который предназначен для пешеходной гамма - съемки при поисках и разведке месторождений руд радиоактивных металлов, а также при решении задач геологического картирования. Прибор состоит из двух блоков, соединенных кабелем выносного зонда и пульта измерения. В пульте размещены усилительно-регистрирующая схема и батареи питания, а в выносном блоке сцинтилляционный детектор, усилитель, генератор высокого напряжения, выпрямитель и фильтр. Средняя величина тока, измеряемого микроамперметром пропорциональна частоте импульсов. Постоянная времени интегрирования измерительной схемы составляет 2.5 с или 5 с. Для измерения мощности дозы излучения прибор проградуирован во внесистемных единицах измерения – микрорентгенах в час (мкР⁄ч). Для перевода в систему СИ надо воспользоваться соотношением: 1 мкР⁄ч=71.7·10¯15 А⁄кг.

В работе регистрируется мощность дозы γ-излучения препарата и исследуется ее зависимость от расстояния между источником излучения и детектором.

Рассмотрим, как зависит мощность дозы, регистрируемая детектором, от расстояния до препарата для случая, когда источник можно считать точечным. Точечным источником гамма-излучения называется такой источник, размерами которого можно пренебречь по сравнению с расстоянием до точки наблюдения. Пусть активность точечного источника равна А. Испущенные гамма - кванты двигаются во всех радиальных направлениях от источника; их поглощением в воздухе можно пренебречь. В этих условиях можно рассчитать количество γ- квантов, которые попадут за единицу времени в детектор, имеющий площадь S и расположенный на расстоянии R от источника, по следующей формуле:

	N =	A S	,
		4 π R 2

где 4πR² – площадь сферической поверхности радиуса R.

Регистрируемая мощность дозы пропорциональна числу квантов N, попадающих в детектор за единицу времени, и энергии Eγ одного γ-кванта. Из формулы следует, что мощность дозы γ-излучения точечного источника обратно пропорциональна квадрату расстояния:

P = B0 ,

R 2

где коэффициент В0 зависит от активности источника, энергии гаммаквантов, площади детектора, состава вещества детектора и не зависит от расстояния от источника излучения.

Порядок выполнения работы:

1. Ручку переключателя рода работы радиометра установить в положение “Бат.” для проверки пригодности источника питания. По верхней шкале

39

прибора измерить напряжение источника. Вся шкала соответствует 15В. Убедиться, что напряжение находится в интервале 8÷15В.

2.Перевести ручку переключателя рода работы в положение “5”, которое соответствует постоянной времени интегрирующей цепочки 5сек.

3.Перевести переключатель пределов измерений в положение “0÷30 мкР⁄ч”.

4.Определить значение мощности дозы фонового излучения. Для этого в течение примерно 5 мин. наблюдать за случайными колебаниями стрелки измерительного прибора, найти максимальное и минимальное значения и провести еще три дополнительных измерения через 0.5 мин. Полученные 5

значений занести в табл. 1. По ним рассчитать среднее значение Pф и среднеквадратичную погрешность Рф.

Таблица 1

№	1			2	3	4	5
Рф
			=
		Pф			Рф=

5.Получить γ - источник. Поместить источник на расстояние 6 см от торца зонда и измерить мощность дозы Р, создаваемой источником. Результат занести

втабл. 2.

6.Последовательно передвигая источник, провести измерения мощности дозы Р на расстояниях, указанных в табл. 2. Полученные данные занести в первую строку табл. 2.

7.Повторить всю серию измерений (п. 5-6) 5 раз, занося результаты в следующие строки табл. 2.

8.По пяти полученным значениям для каждого расстояния рассчитать среднее значение мощности дозы и ее погрешность, занести в табл. 2.

Таблица 2

№ \	6 см.	7 см.	8 см.	9 см.	10	11	12
Ri					см.	см.	см.
1
2
3
4
5

Pi

Pi

B0i

B0i

40

9. Для каждого расстояния вычислить величину коэффициента В0 по

формуле:

B

) R2

0i

= (P

- P

i

Ф

i

и соответствующую погрешность:

2

P

+

P

2

= B

4

Ri

i

ф

B

+

0i

0i

R

P −

P

i

i

ф

где Ri – погрешность измерения расстояния от источника до детектора.

10.По полученным данным построить график зависимости коэффициента В0 от R c нанесением доверительного интервала для каждого значения В0i(Ri).

11.Анализируя график, сделать вывод о том, можно ли в условиях данной работы источник считать точечным.

КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ:

1.Охарактеризовать основные процессы передачи энергии веществу заряженными частицами, нейтронами и γ - квантами.

2.Привести примеры процессов, сопровождающихся гаммаизлучением.

3.Дать определение единицы измерения поглощенной дозы излучения.

4.Объяснить, почему доза мощности точечного излучения обратно пропорциональна квадрату расстояния.

5.Будет ли справедлив закон обратных квадратов для α– излучения?

6.Источник γ - излучения дает мощность дозы 0.5 мР⁄ч на расстоянии

0.5м. На каком расстоянии должен находиться оператор, чтобы мощность дозы его облучения не превышала 25 мкР⁄ч?

7.Свинцовая пластинка толщиной 3 см ослабляет интенсивность γ - излучения в 3 раза. Какой слой свинца надо взять, чтобы ослабить мощность дозы от источника в 81 раз?