Практикум КВАНТОВАЯ ФИЗИКА - ОК

распада 19 K 40 .

5)* Оцените мощность поглощенной дозы, обусловленной –активностью изотопа 19 K 40 , содержащегося в тканях человеческого организма. Среднюю энергию излучаемых –частиц примите равной 0,6 МэВ.

6)* Оцените среднюю ожидаемую эффективную эквивалентную дозу облучения, которую Вы получите за 1 год жизни за счет присутствия в организме радиоактивного изотопа 19 K 40 . Сравните полученную величину с дозой облучения, которую человек в среднем получает за 1 год жизни от всех естественных источников излучения (около 2 мЗв).

ВОПРОСЫ И УПРАЖНЕНИЯ

1.Запишите закон радиоактивного распада. Поясните физический смысл постоянной распада и периода полураспада.

2.Что называется активностью радиоактивного препарата? Перечислите известные Вам единицы измерения активности.

3.Запишите уравнения реакций для распада ядер по схеме + и –-распада, К–

захвата.

4.Какие особенности -распада свидетельствуют об участии нейтрино в этом процессе?

5.Какие естественные радиоактивные изотопы ответственны за постоянное внутреннее облучение человеческого организма?

6.Какой вклад во внутреннее облучение человека вносит изотоп 19К40?

7.Какие факторы необходимо учитывать при оценке внутреннего облучения организма?

8.Определите концентрацию К40 в коровьем молоке, если на литр молока приходится 1.4 г естественного калия, и если он содержит 0,0119%

радиоактивного К40.

121

ЛАБОРАТОРНАЯ РАБОТА № 13

ОСНОВЫ ДОЗИМЕТРИИ И ЗАЩИТЫ ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Ц е л ь р а б о т ы : знакомство с современными бытовыми

дозиметрическими приборами, приобретение навыков их использования при проведении радиационного контроля окружающей среды и измерении основных характеристик радиоактивных источников; проектирование и экспериментальное осуществление безопасных условий работы с ионизирующими излучениями.

П р и б о р ы и п р и н а д л е ж н о с т и : универсальные дозиметры-

радиометры РКСБ–104, источник питания стабилизированный (9В), контейнер с источниками радиоактивных излучений ( и ), набор фильтров из алюминия и свинца, защитный корпус из алюминия со ступенчатыми салазками и выдвижным столиком для источников, скамья с передвижным столиком для источников, защитный экран из свинца.

ВВЕДЕНИЕ

Воздействие ионизирующей радиации на человека может быть связано как с внешним, так и с внутренним облучением.

При внешнем облучении в первую очередь необходимо учитывать рентгеновское, – и нейтронное излучения, которые проникают в ткани на большую глубину и разрушают их. Степень поражения организма при этом зависит от площади облученной поверхности. Внешнее облучение –и –

частицами менее опасно, так как они имеют небольшую длину пробега в биологической ткани и не достигают кроветворных и других внутренних органов человека.

122

Вклад во внутреннее облучение дают все виды радиоактивных излучений.

Внутреннее облучение обусловлено как радиоактивными веществами,

постоянно присутствующими в организме человека (К40, С14, Ро210 и др.), так и радиоактивными веществами, которые поступают извне в желудочно-

кишечный тракт и органы дыхания человека, а оттуда всасываются в кровь и разносятся по различным органам и тканям.

Биологическое воздействие ионизирующих излучений на организм имеет следующие особенности:

1.Первичное действие ионизирующих излучений на организм неощутимо человеком. Дозиметрические приборы являются как бы дополнительным органом чувств, предназначенным для восприятия ионизирующего излучения.

2.Видимые поражения кожного покрова, недомогание, характерные для лучевого заболевания, появляются не сразу, а спустя некоторое время.

3.Если в организм человека систематически будут попадать радиоактивные вещества, то со временем дозы суммируются, что неизбежно приводит к лучевым заболеваниям.

Правильная организация безопасной работы с ионизирующими излучениями тесно связана с вопросами дозиметрии и защиты от излучений.

ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЕ ВЕЛИЧИНЫ

1. Для характеристики степени ионизации воздуха используется понятие

экспозиционной дозы излучения (ЭДИ) – D. ЭДИ – это отношение суммарного заряда Q всех ионов одного знака, образованных под действием рентгеновского или -излучения в объеме воздуха, к массе воздуха m в этом

внесистемная единица: рентген. Рентген (Р) – доза рентгеновского или -

излучения, которая в 1см3 воздуха (массой 0,001293г) при нормальных

123

условиях вызывает ионизацию, при которой создается 2,083х109 пар ионов: 1Р= 2,58 10–4 Кл/кг.

2. Для определения поглощенной в веществе энергии любого вида излучения используется понятие поглощенной дозы – DП – суммарной энергии

Е ионизирующего излучения, поглощенной в единице массы вещества m,

независимо от вида излучения: DП E m .

Единица измерения DП в системе СИ – Грей: 1 Гр = 1 Дж/кг.

Внесистемная единица – рад (radiation absorbed dose – поглощенная доза излучения): 1рад = 10–2 Дж/кг = 100 эрг/г; 1Гр=100 рад.

При экспозиционной дозе излучения в 1 Р поглощенная доза в 1 см3

воздуха составляет 87,7 эрг/г или 0,877рад. Поэтому экспозиционная доза D,

выраженная в рентгенах, связана с поглощенной дозой DП, выраженной в радах следующим соотношением: D P 0,877DП рад .

1Р – это очень большая единица, на практике употребляют производные единицы 1мР=10-3Р, 1мкР=10-6Р. Например, при медицинском рентгеновском исследовании облучаемая часть тела получает дозу 0,15Р, а при лечении человека рентгеновскими лучами (рентгенотерапии) его тело получает дозу от 1

до 10 Р. А общая поглощенная телом человека доза излучения 5 Гр (500 рад)

или 440 Р по всей вероятности будет смертельной.

3. При одинаковой поглощенной дозе разные виды ионизирующего излучения произведут различный биологический эффект, так как он зависит от линейной плотности ионизации, определяемой видом и энергией излучения. Например,

для нейтронов число пар ионов на единице длины будет больше, чем для -

излучения, следовательно, нейтроны оказывают более сильное биологическое действие на организм. Для отражения способности излучения каждого вида повреждать ткани организма используют коэффициент качества К

ионизирующего излучения, показывающий, во сколько раз данный вид излучения оказывает более сильное биологическое действие, чем рентгеновское и -излучение, при одинаковой поглощенной энергии в 1г ткани. Коэффициент

124

качества различен для разных видов излучений: для -частиц и для -лучей К=1; для нейтронов 3 К 20; для -частиц и протонов с Е 10 Мэв – К=10.

Поглощенную дозу, помноженную на коэффициент качества, называют

эквивалентной дозой или биологическим эквивалентом поглощенной дозы Dэкв.

В системе СИ единицей Dэкв является Зиверт (Зв). Зиверт – доза любого вида излучения, которая создает такой же биологический эффект, что и поглощенная доза в 1 Гр рентгеновского или гамма-излучения. Поэтому:

Dэкв Зв kDпогл Гр .

Внесистемной единицей эквивалентной дозы является бэр: 1 Зв = 100 бэр.

Таким образом, эквивалентная доза 1 Зв (100 бэр) реализуется для рентгеновского и -излучений при поглощенной дозе 1Гр (100 рад), а для -

частиц – при DП = 0,1 Гр. То есть, -излучение обуславливает биологически эквивалентную дозу, в 10 раз большую, чем соответствующая поглощенная доза.

При оценке радиационной опасности хронического облучения человека излучением произвольного состава используют понятие эффективной эквивалентной дозы DЭЭ , которая определяется суммой произведений поглощенных доз DПi отдельных видов излучений i на соответствующие значения коэффициентов качества Кi:

DЭЭ DПi Ki .

4. Биологическое действие ионизирующего излучения зависит также от времени облучения. При прочих равных условиях одна и та же доза,

полученная в течение различных промежутков времени, оказывает на организм различное воздействие. В этом смысле важной дозиметрической величиной является мощность поглощенной дозы – Р – доза излучения, поглощенная облученным веществом за единицу времени: P D t . По известной зависимости Р(t) доза находится интегрированием по времени.

125

5. Активность источника – А определяет среднюю скорость самопроизвольных ядерных превращений и измеряется количеством распадов в единицу времени. В системе СИ за единицу активности принят Беккерель:

1Бк=1расп/с. Внесистемная единица – Кюри: 1 Ки=3,7 1010 расп/с.

6. В дозиметрии ионизирующих излучений и при расчете защиты часто используется такая величина, как плотность потока частиц (или квантов).

Плотностью потока частиц называют число частиц , падающих нормально к поверхности и проникающих через единицу площади облучаемой

поверхности S в единицу времени t: N S t . Произведение J E

(Е–энергия излучения) называется плотностью потока энергии или интенсивностью излучения. Единица плотности потока частиц: [част/(с м2)] или

[част/(с см2)]. Единица интенсивности излучения: [МэВ/(с см2)] или [Вт/м2].

7. Для оценки степени радиационного риска работающих с радиоактивными источниками вводится понятие предельно допустимой дозы –

«ПДД» – наибольшее значение эквивалентной дозы за год, которое при равномерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

Суммарная предельно допустимая доза для профессионалов не должна превышать D=5(N–18) бэр, где N – возраст облучаемого человека в годах.

Суммарная доза к 30 годам при всех случаях не может быть больше 60 бэр. Для

N 18 формула теряет смысл, то есть лицам моложе 18 лет работать с источниками ионизирующих излучений запрещается. Предельно допустимая доза внешнего и внутреннего облучения, получаемая населением в целом от всех источников ионизирующих излучений (без учета естественного фона и медицинских процедур) не должна превышать 0,17 бэр/год или 5бэр за 30 лет.

ЗАЩИТА ОТ ПРОНИКАЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Безопасные условия при наружном облучении можно получить удалением рабочего места от источника на определенное расстояние (защита

126

расстоянием), сокращением времени пребывания работающего в опасной зоне

(защита временем) или установкой специальных поглощающих экранов,

снижающих интенсивность излучения на рабочем месте ниже предельно допустимого (экранирование). Между временем экспозиции и дозой облучения существует линейная зависимость, а мощность дозы обратно пропорциональна квадрату расстояния от источника излучения. Эффективность применения экранов для защиты от проникновения рентгеновских или -лучей зависит от атомного номера и плотности используемого для этих целей вещества. Так свинец гораздо больше подходит для создания защитного экрана, чем, скажем,

алюминий, вода или бумага. В данной работе мы рассмотрим свойства защитных экранов при работе с - и -источниками.

Защита от внешнего рентгеновского и –излучений. Для подбора защитных экранов необходимо знать кратность ослабления излучения –

величину, показывающую, во сколько раз необходимо уменьшить известные значения мощности экспозиционной дозы, чтобы получить значения мощности,

обеспечивающие безопасную работу. Если мощность дозы –излучения в рассматриваемой точке – Р0 , а предельно допустимая мощность дозы – РПД , то защитный экран должен обеспечить кратность ослабления:

Закон ослабления –излучения при прохождении его через вещество имеет вид:

I I0 e d , (2)

где I0 – интенсивность –излучения до прохождения поглотителя; I –

интенсивность после прохождения поглотителя; – линейный коэффициент ослабления; d – толщина поглотителя.

Защитные свойства материалов характеризуют толщиной слоя половинного ослабления 1/2, то есть слоя, после прохождения которого интенсивность излучения уменьшается вдвое. Связь коэффициента поглощения –излучения и слоя половинного ослабления выражается следующей формулой:

127

где n – число слоев половинного ослабления, необходимое для получения кратности ослабления, равной К. Например, К=32, тогда необходимое число слоев половинного ослабления составит n=5. Таким образом, можно оценить

Приведенные расчеты были сделаны для случая точечного источника и узкого пучка излучения. При проектировании защиты имеют дело с широким пучком и сложной геометрией источника, в этом случае существует вероятность попадания рассеянных -квантов в детектор. Для учета отношения

рассеянного излучения к нерассеянному используют фактор накопления В(E, d,Z), который зависит не только от углового распределения излучения и геометрии источника, но и таких параметров, как энергия -квантов, атомный

номер и толщина защитного экрана и т.д. Таким образом, закон ослабления мощности дозы –излучения имеет вид:

где Pd – мощность дозы после прохождения защиты толщиной d; Р0 – мощность дозы без защиты в той же точке.

Защита от внешнего –излучения осуществляется достаточно просто,

поскольку эти заряженные частицы имеют малую проникающую способность.

Например, пробег –частиц с энергией 5 МэВ составляет примерно 3,5см в воздухе, 0,04 мм в биологической ткани и 0,02 мм в алюминии. Внешний покров тела человека также полностью поглощает –частицы, и внешнее облучение –частицами не представляет опасности для внутренних органов человека. Открытые части тела на расстоянии 10-20см от –излучателя гарантированы от поражения –частицами радиоактивных веществ. Поэтому

128

при работе с открытыми –излучателями на расстоянии практически не требуется защиты ввиду малой длины пробега –частиц. Однако при прямом контакте с –излучателями можно получить ожог поверхности кожи, так как

–частицами обладают высокой ионизирующей способностью.

Защита от внешнего –излучения. Ионизирующая способность –

частиц в сотни раз меньше, чем у –частиц, тогда как проникающая способность их значительно больше. Пробег электронов с энергией 1 МэВ составляет около 4 м в воздухе и 2мм в алюминии. Одежда и кожный покров человека поглощает примерно 75% –частиц, и только 20-25% проникает внутрь человеческого организма на глубину 4 мм. Поглощаясь поверхностными слоями тканей тела, –частицы оказывают разрушительное действие на кожу,

особенно на слизистую оболочку и роговицу глаз и могут привести к возникновению острых поражений этих участков тела. Поэтому при работе с открытыми –излучателями защитой от –частиц пренебречь нельзя. Следует располагать источник на возможно большем расстоянии или использовать защитные экраны из стекла, пластмасс и тонких слоев легких металлов. Выбор толщины экрана производится с учетом максимального пробега –частиц и защитного материала. Для любых защитных экранов можно пользоваться следующими приближенными формулами:

где d* – толщина защитного экрана в г/см2 (то есть с учетом плотности поглощающего вещества: d*(г/см2) = d(см)· (г/см3) , Еmax – максимальная энергия –спектра в МэВ.

Даже в тех случаях, когда расстояние от радиоактивного препарата таково,

что установка защитных экранов не требуется, глаза работающего должны быть защищены очками. Очевидно, что в случае смешанного излучения защита от –

составляющей обеспечивает также защиту от – и –излучения.

129

ПРИБОРЫ ДЛЯ ИЗМЕРЕНИЯ ХАРАКТЕРИСТИК РАДИОАКТИВНОГО

ИЗЛУЧЕНИЯ

Обнаружение радиоактивного излучения и измерения его характеристик проводятся с помощью дозиметрических приборов, то есть устройств,

предназначенных для измерения доз ионизирующих излучений или величин,

связанных с ними. Принцип действия почти всех современных дозиметрических приборов основан на ионизационном методе, когда энергия частиц или квантов излучения преобразуется детекторами в последовательные короткие электрические импульсы. В настоящее время наиболее широкое применение получили: индикаторы, с помощью которых можно установить,

возрастает мощность дозы или уменьшается; дозиметры – предназначены для определения суммарной эквивалентной дозы облучения, получаемой человеком

(в основном, -излучения); радиометры – применяющиеся для обнаружения и определения степени радиоактивного заражения поверхностей, оборудования,

воздуха, главным образом, - и -частицами. Радиометрами можно измерить и небольшие уровни -излучения. Датчиками в индикаторах, дозиметрах и радиометрах являются газоразрядные и сцинтилляционные счетчики.

ОПИСАНИЕ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ УСТАНОВКИ

В данной работе используются комбинированные приборы для измерения ионизирующих излучений РКСБ-104. Они выполняют функции дозиметра и радиометра и обеспечивают возможность измерения: мощности эквивалентной дозы излучения; плотности потока -частиц с поверхности; удельной активности радионуклида цезий-137 в веществах.

Блок-схема установки показана на рис. 13.1. Она включает в себя дозиметры-радиометры РКСБ-104(1 и 2), источник питания (3), контейнер с источниками радиоактивных излучений (4), набор пластин из алюминия (5) и

свинца (6).

130