Основы радиофизики

Размещено на http://www.allbest.ru/

1. Электронная сфера атомов

Электронная оболочка атома -- область пространства вероятного местонахождения электронов, характеризующихся одинаковым значением главного квантового числа n и, как следствие, располагающихся на близких энергетических уровнях. Число электронов в каждой электронной оболочке не превышает определенного максимального значения.

2. Строение ядра атома

Ядро представляет собой центральную часть атома. В нем сосредоточены положительный электрический заряд и основная часть массы атома; по сравнению с радиусом электронных орбит размеры ядра чрезвычайно малы: 10-15-10-14 м. Ядра всех атомов состоят из протонов и нейтронов, имеющих почти одинаковую массу, но лишь протон несет электрический заряд. Полное число протонов называется атомным номером Z атома, который совпадает с числом электронов в нейтральном атоме. Ядерные частицы (протоны и нейтроны), называемые нуклонами, удерживаются вместе очень большими силами; по своей природе эти силы не могут быть ни электрическими, ни гравитационными, а по величине они на много порядков превышают силы, связывающие электроны с ядром.

3. Что называется массовым числом атома

Массовое число - суммарное число протонов и нейтронов в атомном ядре.

4. Основные свойства ядерных сил

1) ядерные силы являются силами притяжения;

2) ядерные силы являются короткодействующими -- их действие проявляется только на расстояниях примерно 10-15 м. При увеличении расстояния между нуклонами ядерные силы быстро уменьшаются до нуля, а при расстояниях, меньших их радиуса действия, оказываются примерно в 100 раз больше кулоновских сил, действующих между протонами на том же расстоянии;

3) ядерным силам свойственна зарядовая независимость: ядерные силы, действующие между двумя протонами, или двумя нейтронами, или, наконец, между протоном и нейтроном, одинаковы по величине. Отсюда следует, что ядерные силы имеют неэлектрическую природу;

4) ядерным силам свойственно насыщение, т. е. каждый нуклон в ядре взаимодействует только с ограниченным числом ближайших к нему нуклонов. Насыщение проявляется в том, что удельная энергия связи нуклонов в ядре (если не учитывать легкие ядра) при увеличении числа нуклонов не растет, а остается приблизительно постоянной;

5) ядерные силы зависят от взаимной ориентации спинов взаимодействующих нуклонов. Например, протон и нейтрон образуют дейтрон (ядро изотопа Н) только при условии параллельной ориентации их спинов;

6) ядерные силы не являются центральными, т. е. действующими по линии, соединяющей центры взаимодействующих нуклонов.

5. Что такое изотопы

Изотопы - это разновидности данного химического элемента, различающиеся по массе атомных ядер.близкие по своим физико-химическим свойствам, но имеющие разную атомную массу.

6.Чем отличаются стабильные изотопы от радиоактивных

Различия в массах стабильных и радиоактивных изотопов одного и того же элемента в ряде случаев сказываются на свойствах веществ, на скоростях протекающих химических процессов и на состоянии термодинамических равновесий.

7.Что такое радиоактивность

Радиоактивность - это самопроизвольное превращение атомов одного элемента в атомы других элементов, сопровождающееся испусканием частиц и жесткого электромагнитного излучения.

8.Сущность процессов ионизации, возбуждения атомов, рекомбинации ионов.

А) Сущность ионизации заключается в насыщении воздуха легкими аэроионами. Это мельчайшие частицы, которые несут отрицательный заряд. Попадая в организм, они улучшают кровоток, нормализуют артериальное давление и стимулируют почти все биохимические процессы.

Б) Сущность возбуждения атомов - Температура и основные излучения равны с окружающей средой.

В) сущность рекомбинации ионов - Рекомбинация -- процесс, обратный ионизации. Состоит в захвате ионом свободного электрона.Рекомбинация приводит к уменьшению заряда иона или к превращению иона в нейтральный атом или молекулу.

9.Физическая природа и свойства альфа-лучей

Альфа-излучение - это корпускулярное ионизирующее излучение, представляет собой поток альфа-частиц (ядер атомов гелия) с энергией до 10 МэВ, начальная скорость около 20 тыс. км/с. с низкой проникающей и высокой ионизирующей способностью. Пробег б-частиц незначителен: в ткани человеческого тела они проникают на десятые или сотые доли миллиметра.

10. Физическая природа и свойства бета-лучей

Бета-излучение (betaradiation) - корпускулярное ионизирующее излучение, поток электронов или позитронов, возникающий при бета-распаде атомных ядер с выбросом из ядра электрона или позитрона со скоростью, близкой к скорости света. Пробег в-частиц в воздухе колеблется в пределах от нескольких сантиметров до нескольких метров. Проникающая способность в-частиц больше, чем б-частиц, а ионизирующая способность значительно меньше.

11. Физическая природа и свойства гамма-лучей

Гамма-излучение (gammaradiation) - коротковолновое электромагнитное излучение большой частоты, с длиной волны менее 0,1 нм, образующееся в результате энергетических изменений внутри ядра. Гамма-лучи обладают огромной проникающей способностью и малым ионизирующим действием.

12.Харакетриситка закрытых и открытых радиоактивных источников

Открытый источник ионизирующего излучения (unsealedsource) - при использовании которого возможно поступление содержащихся в нём радиоактивных веществ в окружающую среду.

Закрытый источник ионизирующего излучения (sealedsource) - в котором радиоактивный материал заключён в оболочку (ампула или защитное покрытие), предотвращающую контакт персонала с радиоактивным материалом и его поступление в окружающую среду свыше допустимых уровней в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.

13.Способы защиты от внешнего облучения

Основные принципы обеспечения радиационной безопасности от внешнего облучения:

1) уменьшение мощности источников (\"защита количеством\");

2) сокращение времени работы с источником (\"защита временем\");

3) увеличение расстояния от источников до работающих (\"защита расстоянием\");

4) экранирование источников излучения материалами, которые поглощают ионизирующее излучение ("защита экраном\")

14. Способы защиты от внутреннего излучения

Защита - материалы, располагаемые между источником излучения и зоной размещения персонала или оборудования для ослабления потока ионизирующих излучений. Защита должна обеспечивать:

а) допустимый уровень облучения персонала, обслуживающего установку, (биологическая защита),

б) допустимый уровень радиационных повреждений конструкционных и защитных материалов (радиационная защита),

в) допустимый уровнеь радиационного энерговыделения и температурного распределенения в конструкционных защитных материалах (тепловая защита).

Типы защит. Сплошная защита, целиком окружающая источник. Раздельная защита (мощные источники окружаются первичной защитой, затем теплоноситель, потом вторичная защита). Теневая защита - защищаемая область ограничена "тенью, отбрасываемой защитой". Частичная защита - ослабленная защита (например, в направлении дна корабля).

По компоновке выделяют гомогенную защиту и гетерогенную (из разных материалов). По форме поверхности часто встречается плоская, сферическая и цилиндрическая защиты.

Критерий бесконечности защиты: любое окружение выделенной защитной среды любым дополнительным материалом не меняет показаний детектора. Физически это означает, что вероятность регистрации рассеянной за пределами защиты среды практически равна нулю. Фон после любой защиты источника всегда выше, чем при его отсутствии.

15. Чем регламентируются правила безопасной работы с радиоактивными веществами

Настоящие "Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений" (ОСП-72) разработаны в соответствии с "Основами законодательства Союза ССР и союзных республик о здравоохранении", Санитарными нормами проектирования СН 245-71, "Нормами радиационной безопасности" НРБ-69 N 821-А-69 и регламентируют основные требования по обеспечению радиационной безопасности.

"Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений" распространяются на предприятия, учреждения, лаборатории и другие организации <1> всех министерств и ведомств, производящие, обрабатывающие, применяющие, хранящие, транспортирующие естественные и искусственные радиоактивные вещества и другие источники ионизирующих излучений, перерабатывающие и обезвреживающие радиоактивные отходы.

16. Учет и хранение РВ. Утилизация и дезактивация радиоактивных отходов

Радиоактивные излучатели, переносные гамма-аппараты, не находящиеся в работе, хранятся под замком в опечатанном бетонном кессоне-хранилище, оборудованном защищенной крышкой, которая имеет охранную сигнализацию. Контейнер с радиоактивным препаратом для проведения работ выдает ответственный руководитель по требованию (специальной форме). Требование составляется в двух экземплярах. Один хранится у лица, ответственного за хранение вещества, другой -- у получившего его. В каждой организации, пользующейся радиоактивными веществами, должен вестись приходно-расходный журнал учета радиоактивных веществ (в открытом и закрытом виде), приборов, аппаратов и установок, укомплектованных радиоактивными источниками. При этом на каждый вид радиоактивных веществ открываются отдельные страницы. Учет приборов, аппаратов и установок, укомплектованных радиоактивными источниками, ведется в отдельном журнал, журнал учета хранится постоянно. Старшие в сменах лаборанты обязаны строго соблюдать правила пользования охранной сигнализацией и ежедневно проверять исправность ее действия. Ключи от помещений хранения радиоактивных изотопов, приборов, аппаратов и установок, снабженных источниками, по окончании работы рекомендуется сдавать в военизированную охрану предприятия, с которой установлена прямая связь, а помещения опечатывать. Охрана выдает ключи по предъявлению пропуска лицам, указанным в специальном списке.

Дезактивация (деконтаминация) -- удаление радиоактивных веществ с поверхностей или из массы различных объектов внешней среды (зданий, одежды, техники; воды, пищевых продуктов и т. п.). Основная задача дезактивации -- снижение уровней загрязнения радиоактивными веществами (см. Изотопы, радиоактивные) до допустимых уровней или концентраций. Существенное значение при этом имеет собирание и удаление радиоактивных отходов (см.).

Основные методы дезактивации: 1) механические (смывание водой, протирание ветошью или подобными материалами, соскабливание, чистка щетками, обработка пылесосами и пескоструйными аппаратами и др.); 2) физические (разбавление водой и др.); 3) химические (обработка кислотами, щелочами и т. п.); 4) физико-химические (моющие средства, ионообменные смолы и т. п.); 5) биологические (активированный ил и др.).

17.Зональное деление радиоизотопной лаборатории

1я зона - Необслуживаемые помещения, где размещаются технологическое оборудование и коммуникации, являющиеся основными источниками излучения и радиоактивного загрязнения.

2я зона - Периодически обслуживаемые помещения (для проведения ремонта оборудования, и других работ, связанных с вскрытием технологического оборудования, временного хранения и удаления отходов.)

3я зона - помещение постоянного пребывания персонала в течение всей смены.

18. Что такое гамма постоянная радия и в чем она измеряется

Гамма-постоянная -- мощность дозы излучения (в рентгенах в 1 час), создаваемая в воздухе нефильтрованным гамма-излучением точечного источника активностью в 1 мкюри на расстоянии 1 см от него; служит для характеристики гамма-излучения изотопа.

Гамма-постоянная радия -- 9,3 р/час. С применением фильтров величина гамма-постоянной снижается (при платиновом фильтре толщиной 0,5 мм гамма-постоянная радия -- 8,3 р/час)

19. Определение дозиметрии и дозы

Дозиметрия (ионизирующих излучений) -- раздел прикладной ядерной физики, предметом исследования которого является определение физических величин, характеризующих воздействие ионизирующих излучений на среду, и разработка методов и средств для измерения этих величин. В круг задач дозиметрии входят: измерение и расчет доз.

Домзаизлучемния -- в физике и радиобиологии -- величина, используемая для оценки степени воздействия ионизирующего излучения на любые вещества, живые организмы и их ткани.

20. Что такое физическая доза излучения, единицы дозы

Экспозиционная доза определяет ионизирующую способность рентгеновских и гамма-лучей и выражает энергию излучения, преобразованную в кинетическую энергиюзаряженных частиц в единице массы атмосферного воздуха. Экспозиционная доза -- это отношение суммарного заряда всех ионов одного знака в элементарном объёме воздуха к массе воздуха в этом объёме.

В международной системе единиц (СИ) единицей измерения экспозиционной дозы является кулон, деленный на килограмм (Кл/кг). Внесистемная единица -- рентген (Р). 1 Кл/кг = 3876 Р.

21. Поглощённая доза излучения.

Поглощённая домза -- величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу. Выражается как отношение энергии излучения, поглощённой в данном объёме, к массе вещества в этом объёме.

Основополагающая дозиметрическая величина.

В Международной системе единиц (СИ) поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг), и имеет специальное название -- грэй (русское обозначение: Гр; международное: Gy) .Внесистемная единица - рад равна 0,01 Гр.

22. Эквивалентная доза излучения.

Эквивалемнтнаядомзаотражает биологический эффект облучения, имеет расчётный показатель (измерить невозможно).

Это поглощённая доза в органе или ткани, умноженная на коэффициент качества данного вида излучения, отражающий его способность повреждать ткани организма.

При воздействии различных видов излучения с различными коэффициентами качества эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения.

В Международной системе единиц (СИ) эквивалентная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг), и имеет специальное название -- зиверт (Зв, Sv). Внесистемная единица -- бэр (1 бэр = 0,01 Зв).

23. Коэффициент относительной биологической эффективности.

Коэффициент относительной биологической эффективности - величина, показывающая, во сколько раз биологическое действие ионизирующего излучения данного вида больше или меньше действиярентгеновского или ?-излучения. Чем коэффициент больше, тем опаснее данное излучение.

С его помощью удается сравнивать радиобиологические эффекты, производимые разными типами излучения в одной и той же среде при равных количествах энергии, поглощаемой средой (при равных поглощенных дозах). Этот коэффициент характеризует способность излучения данного вида воздействовать на ткани организма, т.е. говорит об относительной биологической эффективности разных излучений.

КОБЭ = Др/Дх

где Др -- поглощенная доза рентгеновского или ?-излучения, Дх -- поглощенная доза исследуемого вида излучения, вызывающая тот же биологический эффект.

24.Интегральная доза. Мощность дозы.

Интегральная доза -- количество энергии, поглощенной в облучаемом объеме. В СИ единица интегральной дозыГрей- кг (Гр·кг, Gy·kg). ВнесистемныеРад-грамм (рад·г, rad·g). Соотношения между единицами1 рад·г=10-5 Гр·кг.

Мощность дозы (интенсивность облучения) -- приращение соответствующей дозы под воздействием данного излучения за единицу времени. Имеет размерность соответствующей дозы (поглощенной, экспозиционной и т. п.), делённую на единицу времени. Допускается использование различных специальных единиц (например, Зв/час, бэр/мин, мЗв/год и др.).

Мощность экспозиционной дозы: СИ - Кулон/килограмм в секунду (Кл/кг*с); Внесистемная единица - Рентген/секунда (Р/c). Переход от внесистемной единицы к единице СИ: 1Р/c=2.58·10?4 Кл/кг*с.

Мощность поглощенной дозы: СИ -Грей/cекунда (Гр/с); Внесистемная единица -Рад/секунда (Рад/с). Переход от внесистемной единицы к единице СИ:1рад/с=0.01 Гр/c.

Мощность эквивалентной дозы: СИ -Зиверт/cекунда (Зв/с); Внесистемная единица -Бэр/cекунда (бэр/с). Переход от внесистемной единицы к единице СИ:1бэр/c=0.01 Зв/с.

25.ПДД. Разовая ПДД.

Предельно допустимая доза (ПДД) -- доза излучения, которая при систематическом воздействии в течение неограниченно продолжительного времени не вызывает у облучаемых каких-либо патологических изменений или заболеваний, обнаруживаемых современными средствами исследования.

В зависимости от группы критических органов в качестве основных дозовых пределов регламентирована предельно допустимая доза (ПДД). Это максимальное значение индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год, которая при воздействии в течение 50 лет не вызывает в состоянии здоровья человека неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

При облучении всего тела и для I группы критических органов (гонады и красный костный мозг) установлено значение ПДД 50 мЗв (5 бэр) в год. Для II группы (мышцы, легкие, щитовидная железа, желудочно-кишечный тракт, хрусталик глаза и другие органы) - 150 мЗв (15 бэр) в год. Для III группы(кожный покрой, костная ткань, кисти рук, предплечья, голени и стопы)ПДД равнаи 300мЗв(30 бэр) в год.

Разовая ПДД - 50 Р (по сан.пину). т.е. за один раз

26.Расчёт внутренних поглощённых доз. Формулы.

Кажущаяся примитивность расчёта доз намного усложняется, если обратить внимание на характер излучения (б , в , г). Доза в практике рассчитывается с учётом соответствующих поправок.

Dв = 73,8 х Со х Ев х Тэффектив.

Измер. в радах, где: 73,8коэф. поглощённых доз в-излуч.

Со - начальная концентрация изотопов в тканях. Измер. в мкКu/гр.

Тэффектив. - эффективный период полувыведения, за кот.кол-во изотопов в организме уменьш. в 2 раза (период полураспада).

Е в - энергия

D б = 73,8 х Со х Е б х ОБЭ х Тэффектив.

Измеряется в бэрах или радах.

Dг = 0,32 х Кг х Со х р х q х Тэффектив.

Измеряется в радах.

р - плотность ткани (г/см3)

q - коэф. соответствия геометрич. Фигуре

27. Материал для экранов при защите от бета-лучей.

Пробег бета-частиц в воздухе в зависимости от их энергии составляет величину от сантиметров до нескольких метров. Для защиты от бета-излучения применяют материалы с малым атомным номером, например, специальные экраны из плексигласа, карболита, контейнеры из алюминия и пластмасс ((органическое стекло) и т.п. Однако при работе с высокоактивными препаратами следует принимать меры для защиты от тормозного излучения - вторичного излучения, возникающего при прохождении бета-частиц через вещество. По своей природе тормозное излучение является фотонным ионизирующим излучением. Поэтому при работе с высокоактивными препаратами, содержащими бета-излучающие радионуклиды, применяют комбинированную защиту, в которой внутренний слой (со стороны источника) делается из вещества с малым атомным номером для поглощения бета-излучения, а внешний - из вещества с большим атомным номером для ослабления тормозного излучения (свинец, сталь и т.д.).

28. Организация защиты поглощением от гамма и ионизирующих излучений(альфа,бета), защита от нейтронов.

Защита при работе с - и -излучениями.

Ввиду малого пробега -частиц практически не требуется защиты от внешнего облучения при работе с -излучающими веществами. Одежда, резиновые перчатки, плексигласовые экраны или расстояния в 9 10 см полностью защищают от внешнего облучения -частицами. При работе с открытыми -источниками используются герметичные плексигласовые боксы. -частицы также обладают сравнительно малой проникающей способностью (до нескольких метров в воздухе для -излучателей большой энергии). Однако, для того, чтобы предохранить организм работающего от внешнего облучения -частицами, операции с радиоактивными веществами следует вести за специальными экранами или в специальных защитных шкафах. Хранить -активные вещества следует в сосудах или контейнерах с соответствующей толщиной стенок. В качестве защитных материалов обычно используются алюминий или нержавеющая сталь.

Особое внимание при работе с - и -излучателями следует обратить на защиту глаз. Глаза работающего должны быть защищены специальными очками.

Защита от -излучения.

При применении источников -излучения небольшой активности способами предохранения персонала от облучения могут служить "защита расстоянием" и "защита временем". Это значит, что все операции с источниками -излучений следует проводить при помощи манипуляторов, а весь процесс работы в возможно короткий срок, в течение которого доза, полученная работающим, будет наименьшей и не превысит пределов, установленных санитарными нормами и правилами.

Однако, при работе с источниками большой активности для защиты работающих необходимы специальные экраны, в десятки и сотни раз ослабляющие интенсивность излучения.Для защитных экранов, поглощающих -излучение, используются материалы, содержащие элементы с высоким атомным номером и с высокой плотностью (например, Pb (свинец)). Пригодны по своим защитным свойствам также вода, сталь, чугун, бетон, баритобетон.Определение необходимой толщины экрана может быть произведено расчетным путем по справочным данным и по номограммам, приведенным в специальной литературе.

Защита от нейтронов.

Быстрые нейтроны, обладая огромной проникающей способностью, слабо поглощаются веществом. Поэтому задача защиты от нейтронов заключается в замедлении движения быстрых нейтронов с последующим поглощением замедленных нейтронов.

Хорошим защитным материалом от нейтронов является вода и водородосодержащие материалы (парафин). Нейтроны малой энергии (тепловые) хорошо поглощаются бором и кадмием, поэтому бор в чистом виде или в виде соединений вводится в бетон, свинец и другие материалы, применяемые для защиты от нейтронов и -излучения, которое сопровождает поглощение нейтронов такими материалами, как бериллий, бор и кадмий.

29. характеристика альфа распада

Альфа-распад (б-распад) -- физический процесс распада ядра, протекающий самопроизвольно с испусканием двухпротонов и двух нейтронов, связанных воедино в ядро гелия. В результате альфа-распада заряд ядра уменьшается на две, а его массовое число на четыре единицы:

Пример альфа-распада для изотопа 226Ra:

226 \88Ra>222 \86Rn+б (42He)

Альфа распад характерен для естественных радиоактив.эл-тов с большими порядковыми номерами.Это достаточно распространенное превращение тяжелых ядер. В целом 16% радиоактив.изотопов распадаются, испуская альфа частицы.

30. характеристика бетта распада

Бета-распад (бета-распад) - наиболее распространённый вид радиоактивного распада (и вообще радиоактивных превращений), особенно среди искусственных радионуклидов. Бета-распад -- физический процесс представляющий собой самопроизвольное взаимное превращение внутриядерныхнейтронов и протонов, происходящее по одному из направлений, с испусканием или поглощением (e-) электронов или (e+)позитронов, (v) нейтрино или (v-)антинейтрино. Ниже представлены три основных направления превращений при в-распаде в качестве примеров:



Захват электронов при бета-распаде происходит с одной из атомных оболочек, чаще всего с ближайшей к ядру К-оболочки (К-захват), и соответственно намного реже со следующих, L- и M-оболочек (L- и М-захват). Электронный в-распад характерен для нейтронноизбыточных изотопов, в которых число нейтронов больше чем в устойчивых, а для элементов с Z > 83 -- больше, чем в в-стабильных (испытывающих только б-распад). Обе частицы, испускаемые или поглощаемые при в-распаде,-- электрон (позитрон) и антинейтрино (нейтрино) - обладают собственным моментом количества движения -- спином, равным 1/2. Поэтому разность полных моментов количества движения (спинов) исходного и конечного ядер при в-распаде всегда целочисленна.

31. Характеристика К,Л распада

При таком виде распада ядерный протон захватывает электрон, с ближайшего К или Л слоя и превращается в нейтрон. Порядковый номер элемента уменьшается на единицу. На свободную оболочку переходит другой электрон с испусканием характеристического рентгеновского излучения. В периодической таблице новый элемент стоит на одну клетку влево от материнского. Н-р:

32. Взаимодействие альфа излучений с веществом .

По сравнению с другими частицами альфа-частицы являются физически и электрически достаточно большими, состоящими из четырех нуклонов и двух положительных зарядов. Во время движения альфа-частиц через поглотитель, они воздействуют электрическими силами на орбитальные электроны атома поглотителя. Орбитальные электроны переводятся на более высокие энергетические оболочки или покидают атом, образуя ионные пары.

Альфа-частицы могут передавать большое количество энергии поглотителю при малой длине пробега и производить большое количество ионных пар. Например, альфа-частица с энергией 3.5 МэВ имеет пробег приблизительно 20 мм и производит около сто тысяч пар ионов в воздухе. Альфа-частица с такой же энергией пройдет в биологической ткани приблизительно 0.03 мм (или 30 мкм).Путь прямолинеен.

Альфа-частицы являются наименее проникающим излучением.

33.Взаимодействие бета частиц с веществом.

Заряженные частицы, проходя через вещество, постепенно теряют энергию в результате взаимодействия с электронами атомов, а также с электрическим полем ядра. Кинетическая энергия бета частиц растрачивается на ионизацию, т. е. на отрыв электронов от атома, и на возбуждение атомов и молекул. Взаимодействую с электрическим полем ядра, заряжённая частица тормозиться и меняет направление своего движения, при этом происходит испускание излучения, которое по своей характеристике близко к рентгеновскому и называется тормозным рентгеновским излучением.Путь извилистый.

34. взаимодействие гамма излучений с веществом. При радиоактивном распаде ядра испускаются g-кванты с различной энергией. При прохождении через вещество они теряют энергию практически за счёт трёх эффектов: фотоэлектрического поглощения, комптоновского рассеяния и образования электронно-позитронных пар.При фотоэлектрическом эффекте энергия падающего кванта полностью поглощается веществом, в результате появляются свободные электроны, обладающие определенной кинетической энергией. Свободный электрон, ассоциируясь с одним из нейтральных атомов, порождает отрицательный ион. Фотоэффект характерен только для длинноволнового рентгеновского излучения. При комптоновском эффекте g-кванты, сталкиваясь с электронами, передают им не всю свою энергию, а только часть её и после соударения изменяют своё направление движения. Образовавшиеся вследствие соударения с g-квантами электроны приобретают значительную кинетическую энергию и растрачивают её на ионизацию вещества. Интенсивность гамма-излучения ослабляется за счёт того, что g-кванты, взаимодействуя с электронами среды, рассеиваются в различных направлениях и уходят за пределы первичного пучка. Образование пар. Некоторые g-кванты с энергией не ниже 1,02 МэВ, проходя через вещество, превращаются под действием сильного электрического поля вблизи ядра в пару "электрон-позитрон". В данном случае происходит переход одной формы материи - гамма-излучения в другую - в частицы вещества. Образование такой пары частиц возможно только при энергиях квантов, не меньших, чем энергия, эквивалентная массе обоих частиц - электрона и позитрона. Образовавшаяся электронно-позитронная пара в дальнейшем исчезает, превращаясь в два вторичных g-кванта с энергией, равной энергетическому эквиваленту массы покою частиц - 0,511 МэВ.

35. Взаимодействие нейтронов с веществом.

Нейтроны не несут электрического заряда и поэтому могут беспрепятственно проникать внутрь атомов. При столкновении с ядрами атомов нейтроны либо отталкиваются от них (упругое и неупругое рассеяние), либо поглощаются ими. Приведем основные характеристики этих процессов.

Упругое рассеяние - нейтрон и ядро сталкиваются и разлетаются подобно ударившимся шарикам. Нейтрон теряет часть своей энергии и замедляется, а их энергия передаётся протонам или другим ядрам отдачи, отличающимся высокой способностью к ионизации.

Неупругое рассеяние - после столкновения с ядром часть энергии нейтрона расходуется на возбуждение ядра атома отдачи. Возвращаясь практически мгновенно в основное состояние, ядро испускает гамма-квант. Нейтрон теряет часть своей энергии и замедляется как при упругом рассеивании.

36. Что такое наведенная радиоактивность?

НР - радиоактивность, возникшая в веществе после облучения нейтронами (или другими частицами).

37. Что такое период полураспада?

ПП (Тфиз) - время, за которое исходная активность изотопа уменьшается вдвое в результате радиоактивного распада.

38. Закон радиоактивного распада. Как его можно выразить.

ЗРР устанавливает, что за единицу времени распадается всего одна и та же доля имеющихся в наличии ядер.

,

где: N - число нераспавшихся ядер t,

Nо - начальное число нераспавшихся ядер (в момент времени t=0),

л - постоянная радиоактивного распада,

e - основание натурального логарифма.

39. Активность радиоактивных изотопов и единицы её измерения.

Радиоактивность - свойство атомных ядер определённых химических элементов самопроизвольно (без действия извне) превращаться в атомы других элементов с испусканием особого рода излучения, называемого радиоактивным.

Единица СИ активности радиоактивных изотопов, назван по имени А. А. Беккереля, обозначается Бк.

40. Ионизационный метод обнаружения ядерных излучений.

Ионизационный метод основан на том, что под воздействием радиоактивных излучений в изолированном объеме происходит ионизация газов. При этом нейтральные молекулы и атомы газа разделяются на пары: положительные ионы и электроны. Если в облучаемом объеме создать электрическое поле, то под воздействием сил электрического поля электроны, имеющие отрицательный заряд, будут перемещаться к аноду, а положительно заряженные ионы - к катоду, т.е. между электродами будет проходить электрический ток, называемый ионизационным током. Чем больше интенсивность, а следовательно, и ионизирующая способность радиоактивных излучений, тем выше сила ионизационного тока. Это дает возможность, измеряя силу ионизационного тока, определять интенсивность радиоактивных излучений. Данный метод является основным, и его используют почти во всех дозиметрических приборах.

41. Принцип работы ионизационной камеры.

В ионизационном методе мощность дозы измеряют с помощью ионизационной камеры. Регистрирует все виды излучений.

Чаще исп-ся цилиндрической формы, бывает также плоская. Стенки из мат-ла, который имеет плотность = плотности воздуха, например полистерол. 2-4 мм толщиной, а внутренний слой покрывается графитом (высокопроводимый мат-л).

Этот слой служит катодом, а центр - анодом.

Чтобы не допустить утечку низкого напряжения, между корпусом и стержнем вводится окрашенное кольцо (из янтаря, кварца, керамики, фторопласта).

Камера работает с электроном внутри от 100-300 В.

Регистрируются чрезвычайно малые дозы.

При работе камера должна быть заземлена, чем больше объем камеры, тем ионизирующие излучения - основной недостаток камеры.

42. Принцип работы пропорционального счётчика.

Пропорциональный счётчик - газоразрядный детектор частиц, создающий сигнал, амплитуда которого пропорциональна энергии, выделенной в его объёме регистрируемой частицей. При полном торможении частицы в объёме пропорционального счётчика амплитуда сигнала пропорциональна энергии о частицы, т. е. пропорциональный счётчик является одновременно и спектрометром. Пропорциональный счётчик как и другие разрядные детекторы, представляет собой газовый объём, (от нескольких см3 до нескольких л) с 2 электродами. От конструкции ионизационной камеры счетчик отличает форма анода в виде тонкой нити или острия для обеспечения вблизи анода значительно большей напряжённости электрического поля, чем в остальном пространстве между анодом и катодом. Наиболее распространены цилиндрические счетчики, где катодом является металлический цилиндр (корпус счётчика), внутри которого аксиально протянута тонкая проволока.

43. Принцип работы газоразрядного счетчика (учебник стр 51)

Работа счетчика основана на ударной ионизации. ^7;-кванты, испускаемые радиоактивным изотопом, попадая на стенки счетчика, выбивают из него электроны. Электроны, двигаясь в газе и сталкиваясь с атомами газа, выбивают из атомов электроны и создают положительные ионы и свободные электроны. Электрическое поле между катодом и анодом ускоряет электроны до энергий, при которых начинается ударная ионизация. Возникает лавина ионов, и ток через счетчик резко возрастает. При этом на сопротивлении R образуется импульс напряжения, который подается в регистрирующее устройство. Чтобы счётчик смог регистрировать следующую попавшую в него частицу, лавинный разряд нужно погасить. Это происходит автоматически. В момент появления импульса тока на сопротивлении R возникает большое падение напряжения, поэтому напряжение между анодом и катодом резко уменьшается -- настолько, что разряд прекращается, и счетчик снова готов к работе.

Важной характеристикой счётчика является его эффективность. Не все ^7;-фотоны, попавшие на счетчик, дадут вторичные электроны и будут зарегистрированы, так как акты взаимодействия ^7;-лучей с веществом сравнительно редки, и часть вторичных электронов поглощается в стенках прибора, не достигнув газового объема.

44. Сцинтилляционный метод обнаружения ядерных излучений (учебник стр 53)

В основе этого метода обнаружения излучений лежит явление люминесценции(свечение вещества), вызванное ионизацией и возбуждением атомов и молекул. Вещества, в которых под воздействием ионизирующих излучений возникают световые вспышки (сцинтилляции),называются сцинтилляторами (люминофорами).

Избыток энергии высвобождается в виде сцинтилляций (кратковременных световых вспышек продолжительностью 10 в -10 с). По количеству вспышек в единицу времени можно судить о качественной характеристике ионизирующего излучения (активности).

Сцинтилляционные методы регистрации радиоактивных излучений основаны на измерении интенсивности излучения люминесцентных веществ с использованием фотоэлектронных умножителей (ФЭУ).

Достоинство метода - малое время высвечивания сцинтилляторов обеспечивает высокое временное разрешение (10 в -7--10 в -8 с).

45. Фотохимические,колориметрические,и химические методы обноружения ядерных излучений

Фотохимический метод получения основан на действии ультрафиолетового излучения с длиной волны 303--313 нм на смесь фтора и криптона. При этом можно получать продукт со скоростью 1,22 грамма в час.[3] Более жёсткое излучение (с длиной волны менее 300 нм) активирует обратный процесс распада дифторида. Наиболее оптимальной температурой является 77 К, при этой температуре криптон находится в твёрдом состоянии, а фтор -- в жидком.

Химический метод основан на свойствах некоторых химических веществ под воздействием радиоактивных излучений вследствие окислительных или восстановительных реакций изменять свою структуру или цвет. Так, хлороформ в воде во время облучения разлагается с образованием соляной кислоты, которая вступает в цветную реакцию с красителем, добавленным к хлороформа. В кислой среде двухвалентное железо окисляется в трехвалентное под воздействием свободных радикалов Н0 2 и ОН, образующихся в воде при ее облучении. Трехвалентное железо с красителем дает цветную реакцию. Интенсивность изменения цвета индикатора зависит от количества соляной кислоты, образовавшейся под воздействием радиоактивного излучения, а ее количество пропорциональна дозе радиоактивного излучения. По интенсивности образованного окраски, является эталоном, определяют дозу радиоактивных излучений. По этому методу работают химические дозиметры ДП-20 и ДП-70 М.

Калориметрический метод базируется на изменении количества теплоты, выделяющейся в детекторе поглощения энергии ионизирующих излучений. радиоактивный ионизация дозиметр газоразрядный

Нейтронно-активационный метод удобен при оценке доз в аварийных ситуациях, когда возможно кратковременное облучение большими потоками нейтронов. По этому методу измеряют наведенную активность, и в некоторых случаях он является единственно возможным в регистрации "особенно слабых нейтронных потоков, потому, что приведенная ими активность имела для надежных измерений обычными методами.

46. Принцип устройства и работы дозиметров

Дозиметры-предназначены для измерения экопозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучений поглощенной дозы излучений,мощности экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучений, мощности поглощённой дозы и интенсивности ионизирующих излучений

Дозиметр (или рентгенометр) -- это прибор, который измеряет дозы излучения и мощность доз. Он состоит из трех основных частей: детектора, радиотехнической схемы, регистрирующего (измерительного) устройства.

Дозиметры делятся на стационарные, переносные и индивидуального дозиметрического контроля.

Необходимо учитывать, что при любых измерениях радиации присутствует естественный радиационный фон. Поэтому сначала выполняют измерение дозиметром уровня фона, характерного для данного участка местности (на достаточном удалении от предполагаемого источника радиации), после чего выполняют измерения уже в присутствии предполагаемого источника радиации.

Основная задача дозиметрии в гражданской обороне -- выявление и оценка степени опасности ионизирующих излучений для населения, войск и невоенизированных формирований ГО в целях обеспечения целесообразных действий в различных условиях радиационной обстановки

С ее помощью осуществляются обнаружение и измерение радиоактивного излучения (уровня радиации) для решения задач по обеспечению жизнеспособности населения и успешному проведению спасательных и неотложных аварийно-восстановительных работ в очагах поражения; измерение степени зараженности различных объектов для определения необходимости и полноты проведения дезактивации и санитарной обработки, а также определения пригодности зараженных продуктов, воды и кормов к потреблению; измерение доз облучения в целях ограничения переоблучения и определения работо- и жизнеспособности населения и отдельных людей в радиационном отношении; лабораторное измерение степени зараженности РВ продуктов питания, воды кормов

47. Дозиметры для индивидуального дозиметрического контроля,КИД-1 ДП-24,ДК-0,2.

Такие дозиметры предназначены для контроля при работе с рентгеновскими и гамма-излучениями .Это комплект малогоборитных ионизированных камер внешне напоминащие авторучку,

Кид-1. Величина ёмкости и воздушные объёмы камер подобраны таким образом,чтооеспечивают измерения в диапазонах - 0,02…..0,2 Р и 0,2….2 Р.Остаточное напряжение на конденсаторе каперы измеряют ламповым вольтметром

ДК-2 Принцип действия прибора основан на измерении изменения потенциала (напряжения) в ионизационной камере под воздействием ионизирующего излучения, что позволяет применять комплект индивидуальных дозиметров типа ДК-0,2 для индивидуального дозиметрического контроля персонала, работающего как с источниками непрерывного действия, так и с импульсными источниками. Считывание значения накопленной дозы производится на шкале дозиметра через окуляр встроенного в дозиметр микроскопа.

ДП-24 предназначен для измерения экспозиционной дозы гамма-излучения в диапазоне 2-50 рентген. Дозиметр относится к прямопоказывающим.

48. Дозиметры для общего дозиметрического контроля дп-5а,дкс-04

ДП-5 (дозиметр полевой) - измеритель мощности дозы (рентгенометр), предназначенный для измерения уровня гамма-излучения и радиоактивной зараженности объектов. Так же есть возможность обнаружения бета-излучения. ДП-5 имеет шесть диапазонов измерений, а так же звуковую индикацию на всех диапазонах кроме первого. Снятие показаний происходит по данным шкалы с последующим умножением на соответствующий коэффицент диапазона ДКС-04

Дозиметр ДКС-04 предназначен для обнаружения и оценки с помощью звуковой и световой сигнализации плотности потока тепловых нейтронов, рентгеновского, гамма и жесткого бета-излучений, а также для измерения мощности экспозиционной дозы и экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучений.

1.2. Дозиметр ДКС-04 применяется для индивидуального радиационного контроля в лабораториях научно-исследовательских институтов и на различных предприятиях при работах связанных с ионизирующим излучением.

Размещено на Allbest.ru

...