РБ_лаб_практикум

Лабораторная 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.