Исследование защитных свойств экранов из различных материалов от проникающей радиации

Размещено на http://www.allbest.ru/

Размещено на http://www.allbest.ru/

Министерство сельского хозяйства и продовольствия Республики Беларусь

Учреждение образования

«Белорусский государственный аграрный технический университет»

Кафедра безопасности жизнедеятельности

Методические указания к проведению лабораторной работы

исследование защитных свойств экранов из различных материалов от проникающей радиации

Минск

2006

УДК 62-784.7:614.87(07)

ББК 51.26я7

И 88

Рекомендовано научно-методическим советом факультета «Технический сервис

в АПК» БГАТУ

Протокол № 4 от 28 сентября 2006 г.

Составители: канд. техн. наук, доц. Л.Д. Белехова,

зав. лаб. каф. безопасности жизнедеятельности В.И. Лумпов,

С.В. Станкевич

Рецензенты: канд. с.-х. наук, доц. каф. безопасности жизнедеятельности БГЭУ И.Н. Марцуль,

зав. лаб. НИЦ БГАТУ А.И. Дадон

УДК 62-784.7:614.87(07)

ББК 51.26я7

© БГАТУ, 2006

ионизирующий излучение защита экран

Содержание

Введение

1. Общие положения

2. Экспериментальная часть

3. Исследование изменения потока гамма-фотонов в зависимости от расстояния

4. Исследование эффективности защиты от ионизирующего излучения различными материалами (экранами)

Вопросы к зачету

Литература

Введение

Цель работы: расширить знания о взаимодействии ионизирующих излучений с веществом и методах защиты от ионизирующих излучений.

Материалы и оборудование: прибор СРП-68-01, методические указания к лабораторной работе.

Задание:

1. Изучить основы взаимодействия различных ионизирующих излучений с веществом, методы защиты от ионизирующих излучений, порядок подготовки к работе и проведения измерений.

2. Овладеть практическими навыками выполнения измерений:

- потока гамма-излучения в зависимости от расстояния;

- эффективности защиты от ионизирующего излучения различными материалами (экранами).

3. Оформить отчёт по лабораторной работе и ответить на контрольные вопросы.

1. Общие положения

При распаде неустойчивых атомных ядер происходит их превращение в ядра других элементов, сопровождающееся испусканием различных частиц либо электромагнитного волнового излучения (фотонов). Вещество (образец, проба), содержащее радиоактивные атомы, является источником ионизирующего излучения. От источника излучения в окружающее пространство в различных направлениях вылетают частицы или фотоны, обладающие большой кинетической энергией. Энергия этих частиц и фотонов достаточна для того, чтобы разрушить атомы вещества, которые оказываются на пути их движения. Данное вещество, в которое попадают эти частицы и фотоны, называется объектом облучения. Все пространство, окружающее источник ионизирующего излучения, которое пронизывают вылетевшие частицы, называется полем излучения.

Частица взаимодействует (сталкивается) с встречающимися на ее пути атомами среды и передает им часть своей энергии. Как правило, взаимодействие частицы с атомом среды заканчивается разрушением внешних электронных оболочек атомов среды и отрывом от атомов внешних электронов. Такой процесс называется ионизацией, и при этом образуются положительные и отрицательные ионы. Заряд электрона отрицательный, поэтому атом_: потерявший электрон (один или несколько) становится положительным ионом, а атом присоединивший дополнительный электрон, становится отрицательным ионом.

На проведение одного акта ионизации (отрыва внешнего электрона от нейтрального атома) требуется в среднем энергия около 34 эв (электронвольт). Не всякое излучение является ионизирующим. Например, энергия фотонов видимого света недостаточна для проведения актов ионизации, и видимый свет не является ионизирующим излучением.

При движении частицы в поглощающей среде (воздух, твердое тело, мягкая биологическая ткань) частица взаимодействует (сталкивается) с атомами среды и постепенно теряет свою энергию. При этом ее энергия передается поглощаемому веществу среды. Линейная потеря энергии (ЛПЭ) Ї это величина энергии, которую частица передает веществу на каждом сантиметре ее пути. ЛПЭ измеряется в джоулях на сантиметр (Дж/см) либо в электрон-вольтах на миллиметр (эв/мм).

Процесс образования ионов вдоль траектории движения частицы в поглощающей среде описывают понятием ионизирующая способность частицы. Она измеряется количеством пар ионов, создаваемых частицей на 1 см пути в среде. Ионизирующие излучения бывают 2-х типов: корпускулярные и фотонные. К корпускулярным относятся альфа- и бета-излучение, а к фотонным гамма- и рентгеновское излучение.

Альфа-частица состоит из 2 протонов и 2 нейтронов, имеющих большую массу (массы протона и нейтрона примерно равны, массовое число альфа-частицы равно 4), заряд ее равен +2, и вследствие этого она обладает очень высокой ионизирующей способностью. При средней энергии примерно 1 Мэв (мегаэлектронвольт) альфа-частица создает на 1 см своего пути 2000-3000 пар ионов. Обладая большой ионизирующей способностью, альфа-частица быстро теряет свою энергию и поэтому проходит в среде небольшие расстояния. Например, пробег альфа-частицы средней энергии в воздухе составляет 2-5 см (менее 10 см), в мягкой биологической ткани пробег всего несколько микрон (мкм). Альфа-частица не проникает сквозь слой кожи человека. Такое внешнее облучение человека потоком альфа-частиц приводит к ожогу кожи. Пробег альфа-частиц в среде существенно зависит от энергии частиц и от плотности вещества поглощающей среды. При увеличении энергии частиц их пробег возрастает, а при увеличении плотности вещества длина их пробега уменьшается.

Наибольшую опасность для человека представляет попадание альфа-радиоактивных атомов внутрь организма с дыханием и с пищей. При этом вся огромная энергия альфа-частицы непосредственно передается внутренним органам и тканям организма, вызывая их облучение. Лучшим средством защиты от альфа-излучения является респиратор, защищающий органы дыхания от радиоактивной пыли.

К альфа-излучающим изотопам относятся радионуклиды: плутоний-241, 238, 239, радон-220, 222.

Бета-частица (электрон) имеет малую массу и заряд равный -1. Ионизирующая способность бета-частицы при прохождении в среде много меньше, чем у альфа-частицы, и для средних энергий порядка сотен килоэлектронвольт (кэв) составляет несколько десятков пар ионов на 1 см пути. Траектория движения бета-частиц (электронов) в веществе не прямая, а ломаная линия. При взаимодействии первичного электрона с атомами среды образуются так называемые дельта-электроны, оторвавшиеся от внешних электронных оболочек атомов, которые, в свою очередь, тоже обладают достаточной энергией для вторичной ионизации атомов среды. Другой особенностью взаимодействия бета-излучения с веществом является образование тормозного электромагнитного излучения при взаимодействии (торможении) электрона с ядрами атомов среды. Тормозное излучение по своей природе является рентгеновским излучением. (В рентгеновском аппарате для получения рентгеновского излучения используется торможение быстрых высокоэнергетичных электронов на ядрах атомов металлической пластины с большим атомным номером).

Длина пробега бета-частиц в среде зависит от энергии частицы и плотности вещества среды. Электрон средней энергии проходит в воздухе несколько (до десятков) метров, а в мягкой биологической ткани Ї от нескольких сантиметров до нескольких метров. Защищаются от бета-излучения, как правило, экранами из легких (с малым атомным номером) материалов. Часто для этих целей используют оргстекло, содержащее много атомов водорода.

К бета-излучающим изотопам относятся радионуклиды стронций-90, иттрий-90 и др.

Гамма-излучение представляет собой электромагнитное волновое излучение, которое можно считать состоящим из отдельных гамма-квантов (фотонов). Масса покоя гамма-кванта равна нулю, и движется он со скоростью света. Различают три основных вида взаимодействия гамма-квантов с веществом: 1) фотоэффект, 2) комптон-эффект и 3) эффект образования пар.

Фотоэффект происходит в основном при малых энергиях гамма-квантов и состоит в отрыве электрона с внешней электронной оболочки атома. Комптон-эффект имеет место в основном при средних энергиях гамма-кванта, при этом электрон получает кинетическую энергию и рождается новый гамма-квант с меньшей энергией. Эффект образования пар может иметь место только при высоких значениях энергии гамма-кванта, при этом результатом взаимодействия гамма-кванта с ядром является рождение пары античастиц - электрона и позитрона. Длина пробега гамма-кванта в среде зависит от его энергии и плотности вещества. Длина пробега гамма-квантов в воздухе составляет десятки и сотни метров. В мягкой биологической ткани гамма-излучение проникает на единицы и даже десятки метров. От гамма-излучения защищаются плотными экранами с большим атомным номером (бетон, сталь, свинец). При прохождении излучения сквозь вещество среды поток гамма-квантов уменьшается (ослабляется).

К гамма-излучающим изотопам относятся радионуклиды йод-131, калий-40, цезий-137 и др.

Конечный результат взаимодействия ионизирующего излучения с веществом - ионизация атомов этого вещества, образование свободных ионов, разрыв атомных и молекулярных связей, следствием которых является нарушение нормальной жизнедеятельности клетки живого организма, выражающееся в самых различных последующих биологических эффектах, в нарушении жизнедеятельности отдельных органов и всего организма.

Различают три основных общих способа защиты от ионизирующего излучения (ИИ):

защита расстоянием;

защита временем;

защита экранированием.

1. Способ защиты от ИИ расстоянием основан на том известном факте, что поток частиц или фотонов N, вылетающих из точечного источника (собственные размеры которого малы по сравнению с расстоянием до него) обратно пропорционально квадрату расстояния до этого источника:

(1)

Это означает, что если расстояние до источника увеличить в 2 раза, то поток частиц (фотонов) уменьшится в 4 раза. Чтобы объект получил меньшую дозу излучения от источника, надо расположить объект на большем расстоянии от источника (защита расстоянием).

2. Способ защиты от ИИ временем состоит в том, что в стационарных условиях мощность дозы радиационного фона Р в данной точке пространства является величиной постоянной. При этом суммарная доза излучения Д, получаемая объектом облучения, прямо пропорциональна времени облучения t и определяется по формуле:

Д = Р t (2)

Чтобы объект получил меньшую суммарную дозу излучения, надо уменьшить время нахождения объекта в поле излучения (защита временем).

3. Способ защиты от ИИ экранированием состоит в том, что при прохождении сквозь среду поток частиц (фотонов) уменьшается (ослабляется) по закону:

N = N₀ e ^{- µx}, (3)

где: N₀ - начальный поток частиц (фотонов), (част/с);

N -поток частиц (фотонов) (част/с) после прохождения слоя поглощающего вещества толщиной х (см);

µ - линейный коэффициент ослабления излучения (1/см);

х - толщина слоя защитного материала, см.

Чтобы объект получил меньшую дозу, между источником излучения и объектом облучения помещают защитные экраны, стенки и т.п. (защита экранированием).

Если начальный падающий на экран поток излучения имеет величину N₀, а прошедший сквозь экран поток равен N, то величина К:

(4)

называется кратностью ослабления.

Величина потока излучения, поглощаемая 1 мм толщины защитного материала, называется поглощающей способностью дN данного материала и определяется по формуле:

дN = , (5)

где: дN - поток излучения, поглощаемый толщиной защитного экрана, рав ной 1 мм, част/с · мм;

N _{ср. с экраном} - среднее значение потока излучения с экранирующим материалом, част/с;

N _{ср. без экрана} - среднее значение потока излучения без экранирующего материала, част/с;

d - толщина исследуемого защитного материала, мм.

Можно выбрать такую толщину защитного материала d_Ѕ, при прохождении которого поток излучения уменьшается ровно в 2 раза. Такая толщина защитного материала d_Ѕ называется слоем половинного поглощения (ослабления). Формула (6) определяет связь между слоем половинного поглощения d_Ѕ и линейным коэффициентом ослабления излучения µ :

d_Ѕ == . (6)

Толщина слоя половинного поглощения d_Ѕ и линейный коэффициент ослабления µ зависят от вида материала (его плотности), а также от энергии падающего ионизирующего излучения. При энергии гамма-излучения равной 1,25 Мэв (мегаэлектронвольт) линейный коэффициент ослабления излучения µ:

µ_бетон = 0,14 1/см

µ_сталь = 0,34 1/см

µ_свинец = 0,66 1/см

2. Экспериментальная часть

1. В лабораторной работе используется дозиметр СРП-68-01, предназначенный для измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения и потока гамма-излучения. Погрешность измерения ±10 %. Лабораторная установка (рис. 1) состоит из блока детектирования 2; преобразующего энергию фотонов гамма-излучения в электрические импульсы, и пульта измерения 1 с встроенным контрольным источником ионизирующего излучения 3; 4 Ї основание с нанесенной шкалой расстояний; 5 Ї коаксиальный кабель, соединяющий блок детектирования и блок измерения. Блок детектирования выполнен в виде гильзы диаметром 40 мм, длиной 400 мм, внутри которой установлены электронные блоки, фотоумножитель (ФЭУ) с кристаллом NaЈ (Тl) размером 25 40 мм.

Внимание: оберегайте блок детектирования от ударов при его перемещении.

Рис. 1. Схема лабораторной установки

2. Принцип действия дозиметра СРП-68-01 основан на регистрации импульсов, поступающих от сцинтилляционного детектора. Величина потока гамма-излучения показывается стрелочным прибором на цифровом табло пульта.

3. С левой стороны пульта измерения прибора СРП-68-01 имеется контрольный источник ионизирующего излучения кобальт-60. Блок детектирования 1 вручную перемещается по направляющим на различные расстояния от контрольного источника. На направляющих имеется шкала расстояний (см) блока детектирования от контрольного источника.

Для проверки исправности батарей, от которых осуществляется питание прибора, необходимо нижний переключатель установить в положение «Бат». Стрелка прибора при этом должна отклониться более чем на половину шкалы.

Установить нижний переключатель в положение «5». Для измерения потока гамма-излучения установить верхний переключатель в положение S^-1 на деление 100. При этом отсчет показаний производится по верхней шкале стрелочного прибора.

Для получения истинного значения измеряемой величины при каждом фиксированном положении детектора производится (с интервалом примерно 10 с) 5 отсчетов показаний стрелочного прибора. Затем вычисляется их среднее значение.

3. Исследование изменения потока гамма-фотонов в зависимости от расстояния

1. Установить, используя шкалу, блок детектирования на расстоянии 3 см от источника излучения.

2. Произвести с интервалом примерно 10 с 5 отсчетов показаний стрелочного прибора. Занести полученные результаты измерений потока гамма-излучения в табл. 1.

3. Перемещая блок детектирования по направляющим на расстояние 40 см, выполнить с интервалом примерно 10 с на этом расстоянии 5 измерений. Занести полученные результаты измерения потока гамма-излучения в табл. 1.

Таблица 1 Измерение потока излучения N (1/с) на различных расстояниях

№ измерения	R, см
	3	5	10	15	20	30	40 фон
1
2
3
4
5
N ср							Nф=
N r = N ср - N ф							0

4. В помещении всегда имеется естественный радиационный фон. Среднее значение фона N_ф равно показаниям прибора при наибольшем удалении детектора от источника излучения. Поэтому среднее значение фона равно величине N_ф, измеренной при R = 40 см. Поэтому N_ф численно равен:

N_{ф =} N_ср при R = 40 см.

5. Истинное значение N₃ потока гамма-излучения, создаваемое источником, в точке на расстоянии 3 см от источника излучения можно получить, если из N_ср (для R = 3 см) вычесть N_ф (для R = 40 см):

N₃ = N_ср - N_ф

6. Константа в формуле (1) может быть вычислена следующим образом:

const = 9 N₃ = 9(N_ср - N_ф)

7. Для всех рассматриваемых расстояний R = 3, 5, 10, 15, 20, 30, 40 см можно вычислить теоретическое значение потока гамма-излучения . В соответствии с формулой (1) теоретическая зависимость потока излучения от расстояния R может быть описана формулой:

(7)

8.Подставляя в данную формулу значения расстояния R = 3, 5, 10, 15, 20, 30, 40 см, вычислить для указанных расстояний R и занести полученные значения в табл. 2.

Таблица 2 Теоретическая зависимость потока излучения (1/с) от расстояния R

Измеряемая величина	R , см
	3	5	10	15	20	30	40

9. Откладывая по оси абсцисс расстояние R от точки измерения дo источника, а по оси ординат величину потока (1/с), нанести полученные значения потока излучения для r = 3, 5, 10, 15, 20, 30, 40 см на координатную плоскость и соединить полученные точки плавной кривой для получения схематического графика зависимости потока от расстояния R (построить график теоретической зависимости потока излучения от расстояния).

10. Перемещая детектор прибора на расстояния 5, 10, 15, 20, 30 см от источника излучения, произвести 5 замеров потока излучения на каждом из указанных расстояний. Занести измеренные величины в табл. 1, вычислить их средние значения.

11. Для получения истинного среднего значения потока фотонов N_r на указанных расстояниях от источника необходимо из измеренных величин N_cp вычесть числовое значение радиационного фона N_ф:

N _{r =} N_ср - N_ф , (8)

где: N_r - поток излучения на расстоянии R от источника излучения, 1/с.

N_cp - среднее значение измеренной величины на расстоянии R, 1/с.

N_ф - значение фона, 1/с.

Занести вычисленные величины N_r в табл. 1.

12. Откладывая по оси абсцисс расстояние R от точки измерения дo источника, а по оси ординат - величину потока N_r , нанести полученные точки для r = 3, 5, 10, 15, 20, 30, 40 см на координатную плоскость и соединить их плавной кривой для получения схематического графика зависимости потока N_r от расстояния R (график экспериментальной зависимости потока излучения от расстояния).

13. Сравнить по графику экспериментальную зависимость потока от расстояния с теоретической зависимостью и сделать вывод о соответствии теории эксперименту либо о ее несоответствии.

4. Исследование эффективности защиты от ионизирующего излучения различными материалами (экранами)

1. В качестве исследуемых образцов используются бетон, сталь и свинец.

2. Установить один из исследуемых материалов вплотную между блоком детектирования и контрольным источником. Выполнить 3 измерения потока излучения, проникающего через защитный экран. Вычислить N_cp (с экранирующим материалом) и занести полученные величины в табл. 3.

3. Убрать (отодвинуть в сторону) экранирующий материал, не изменяя расстояние между блоком детектирования и контрольным источником. Выполнить 3 измерения потока излучения без защитного материала. Вычислить N_cp (без экранирующего материала) и занести полученные величины в табл. 3.

4. Повторить пункты 2 и 3 для других исследуемых защитных материалов.

5. Вычислить по формуле (4) поглощающую способность экранирующих материалов дN (поток изучения, поглощаемый 1 мм толщины материала). Занести полученные результаты в табл. 3.

6. Вычислить по формулам (5), (6) толщину слоя половинного ослабления d_Ѕ для каждого из исследуемых материалов и занести полученные результаты в табл. 3.

Таблица 3

Исследуемые материалы	Поток гамма излучения, имп./с	дN	d1/2
	При наличии экрана	Без экрана
Бетон d= … мм µ=…	N1	N2	N3	Nср.с экран	N1	N2	N3	Nср.без экран
Сталь d= … мм µ=…
Свинец d= … мм µ=…

7. Сравнить вычисленную (по пункту 5) поглощающую способность дN исследуемых материалов и толщину слоя половинного ослабления d_Ѕ (по пункту 6) для каждого из исследуемых материалов. Сделать вывод о сравнительной эффективности защиты данными экранирующими материалами (какой из исследованных материалов является наиболее эффективным для защиты от гамма-излучения?).

Вопросы к зачету

1. Какие излучения называются ионизирующими? Что такое ионизация?

2. Что такое ионизирующая способность частицы?

3. Назовите основные свойства альфа-, бета- и гамма-излучения, основные механизмы их взаимодействия с веществом.

4. Как защищаются от альфа-, бета- и гамма-излучения?

5. Что такое поток частиц (фотонов) ионизирующего излучения? Единицы его измерения.

6. Что такое точечный источник ионизирующего излучения?

7. Что такое кратность ослабления?

8. Что такое слой половинного ослабления, какова его связь с линейным коэффициентом ослабления?

9. Что такое поглощающая способность защитного материала?

10.Три основных общих способа защиты от ионизирующих излучений.

Литература

1. Гапанович, И.Я. Основы радиационной безопасности. / И.Я. Гапанович. Ї Мн.: БГЭУ, 2002.

2. Кириллова, Г.Н. Безопасность и защита населения в чрезвычайных ситуациях: учебник для населения. Г.Н. Кириллова. Ї М.: Изд-во НЦ ЭНАС, 2001.

3. Постник, М.И. Защита населения и хозяйственных объектов в ЧС/ М.И. Постник. Ї Мн.: Вышэйш. школа, 2003.

4. Защита населения и хозяйственных объектов в ЧС. Радиационная безопасность: учеб. пособ. в 3-х ч. / С.В. Дорожко, В.П. Бубнов, В.Т. Пустовит. Ї Мн.: УП «Технопринт», 2003.

Размещено на Allbest.ru

...