Крамер агеев. Е. А. КрамерАгеев, ик. Леденев, ни. Морозова, А. А. Званцев, Н. Н. Могиленец, си. Хайретдинов под общей ред. Е. А. КрамерАгеева. М нияу мифи, 2011. 172 с. Подготовлено в полном соответствии с фгос по направлению 1
 Скачать 1.38 Mb.
|
|
1. На одной из водопроводных станций г. Москвы при перекачке АХОВ из цистерны в емкость для хранения произошла авария с разливом АХОВ на землю без поддона. Агрегатное состояние АХОВ – сжиженный газ, хранящийся при давлении. С учебной целью предполагается, что ветер дует от ХОО, на котором произошла авария, в сторону НИЯУ МИФИ. ХОО на карте г. Москвы соединяются с НИЯУ МИФИ линией, которая будет осью следа облака, ориентированной по направлению ветра. Необходимо определить а) масштаб зоны загрязнения хлором и нанести ее размеры на карту г. Москвы (условия аварии берутся из табл. 1.8.2, согласно полученному варианту б) время подхода облака с АХОВ к территории НИЯУ МИФИ. Примечание Для определения времени Т подхода облака, загрязненного АХОВ к НИЯУ МИФИ, необходимо найти расстояние от объекта S км, где произошла авария с выбросом АХОВ до НИЯУ МИФИ (расстояние определяется по 105 карте г. Москвы) и вычислить U – скорость перемещения переднего фронта облака с АХОВ по табл. 1.8.6, км/ч. Время определяется как Т = S/U. Варианты условий аварии с выбросом АХОВ для прогноза зоны загрязнения даны в табл. 1.8.8, где ЗВС – Западная водопроводная станция ВВС – Восточная водопроводная станция РВС – Рублев- ская водопроводная станция. Таблица 1.8.8 Вариант 1 2 3 4 5 6 7 8 9 ХОО ЗВС ВВС РВС ЗВС ВВС РВС ЗВС ВВС РВС Количество АХОВ, т 50 50 50 25 25 25 30 30 30 Процент разлива, % 30 30 30 20 20 20 50 50 50 Вид АХОВ Хлор Аммиак Хлор Аммиак Хлор Аммиак Хлор Аммиак Хлор Скорость ветрам с 1 3 4 1 3 4 1 3 4 Время суток 9.00 18.0 21.0 9.00 18.0 21.0 9.00 18.0 21.0 Температура воздуха, С 20 –20 0 20 –20 20 0 –20 20 Облачность, балл 2 3 5 2 3 5 2 3 5 2. Условия выброса АХОВ аналогичны условиям задачи 1. Время поражающего действия АХОВ в очаге химического поражения определяется временем испарения АХОВ с поверхности разлива. Время испарения жидкости находится формулой (1.8.2). Для хлора можно воспользоваться табл. 1.8.9, где дано время испарения (в часах) сжиженного хлора в зависимости от скорости ветра для свободного разлива и разлива в поддон. Продолжительность существования облака хлора принимается равной продолжительности испарения сжиженного хлора (в часах) с площади разлива при температуре выше –33 С. Она зависит от скорости ветра и определяется по табл. 1.8.9. 106 Таблица 1.8.9 Скорость ветра по прогнозу, мс Характер разлива свободный разлив, h = 0,05 м разлив в поддон (обваловку), h = 0,6 м 1 1,5 18,0 2 1,13 13,5 3 0,9 10,8 4 0,75 9,0 5 0,65 7,7 8 0,45 5,4 10 0,375 4,5 12 0,33 4,0 15 0,27 3,25 3. Определить глубину зоны загрязнения АХОВ в случае аварии на ХОО в ночное время. На объекте находится в емкости поддав- лением 2000 м аммиака. Температура воздуха 20 С. Облачность на начало аварии – 3 балла. Скорость ветра на момент аварии 2 мс. 4. В результате аварии на объекте, расположенном на расстоянии км от населенного пункта, произошло разрушение емкости с хлором. Метеоусловия изотермия, скорость ветра 4 мс. Определить время подхода загрязненного АХОВ воздуха к границе населенного пункта. 5. В результате аварии произошло разрушение обвалованной емкости с хлором. Требуется определить время поражающего действия АХОВ в пункте аварии Метеусловия на момент аварии скорость ветра 4 мс, температура воздуха 0 С, конвекция. Высота обваловки емкости – 1 м. 6. Высота дымовой трубы промышленной котельной, расположенной на окраине г. Москвы, составляет 35 м. Диаметр устья трубы м. Скорость выхода газовоздушной смеси из устья трубы равна 7 мс. Температура газовоздушной смеси равна 125 С. Выброс диоксида серы составляет 12 гс. Температура окружающей среды в среднем 12 С. Оценить максимальную концентрацию диоксида серы на уровне дыхания человека от земли и расстояние, на котором будет наблюдаться эта концентрация. Полученное значение максимальной концентрации сравнить с предельно допустимой концентрацией (табл. 1.8.10). 107 Таблица 1.8.10 Вещество ПДКмр, мг/м 3 ПДКсс, мг/м 3 Класс опасности Диоксид азота NO 2 0,085 0,04 2 Оксид азота NO 0,6 0,06 3 Диоксид серы SO 2 0,5 0,05 3 Пентаксид ванадия V 2 O 5 – 0,002 1 Сажа 0,15 0,05 3 Оксид углерода СО 5 3 4 Аммиак 0,2 0,04 4 Сероводород H 2 S 0,008 0,008 2 Примечание. 1. Максимально-разовая ПДКмр – концентрация вещества, определяемая в пробах в течение 20 мин. 2. Среднесуточная ПДКсс – средневзвешенная зач концентрация вещества, определяемая на уровне дыхания человека. 7. Высота дымовой трубы промышленной котельной, расположенной в Московской области, составляет 35 м. Диаметр устья трубы 1,4 м. Скорость выхода газовоздушной смеси из устья трубы равна 10 мс. Температура газовоздушной смеси равна 125 С. Выброс диоксида азота составляет 0,2 гс. Температура окружающей среды в среднем 12 С. Оценить максимальную концентрацию диоксида азота и расстояние, на котором будет наблюдаться эта концентрация. Полученное значение максимальной концентрации сравнить с предельно допустимой концентрацией. 8. На газодиффузионном заводе из-за халатности произошла утечка UF 6 из вентилей нагреваемого контейнера. При попадании фтористого урана во влажную среду произошла реакция окисления с образованием UO 2 F 2 . В атмосферу цеха из-за аварии поступило 50 мг UF 6 . Оценить время пребывания персонала в помещении без системы вентиляции. Объем помещениям В грунтовых водах обнаружили вещество UO 2 (NO 3 ) 2 в концентрации мг/л. Дать заключение о возможности использовать эту воду как питьевую. Человек в среднем потребляет три литра питьевой воды в сутки. Допустимое годовое поступление урана в организм человека 500 мг. 108 ПРАКТИЧЕСКАЯ ЧАСТЬ РАБОТА 1. ОПРЕДЕЛЕНИЕ ОСНОВНЫХ ВЕЛИЧИН, НЕОБХОДИМЫХ ДЛЯ РАСЧЕТА ЗАЩИТЫ ОТ ФОТОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ Цель освоение экспериментальных методов определения основных параметров, необходимых при расчете защиты от фотонного излучения и простейших методик таких расчетов. ВВЕДЕНИЕ Назначение защиты – ослабление излучения до приемлемых сточки зрения биологической, радиационной и тепловой защиты уровней. Ее расчет часто требует трудоемких вычислений и знания большого числа величин, многие из которых можно определить только экспериментально. В этой работе ознакомимся с некоторыми экспериментальными методами определения основных параметров для расчета защиты от фотонного излучения и простейшими методами такого расчета. ЗАКОН ОСЛАБЛЕНИЯ ФОТОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ В ГЕОМЕТРИИ УЗКОГО ПУЧКА Геометрией узкого пучка называются такие условия, при которых детектором регистрируются только фотоны, прошедшие через исследуемый материал без взаимодействия. В такой геометрии реализуется экспоненциальный закон ослабления φ(d) = φ 0 e -μd , (2.1.1) где φ(d), φ 0 – плотности потока фотонов дои после поглотителя μ – линейный коэффициент ослабления. 109 Для реализации такой геометрии необходимо не допустить попадания рассеянных фотонов в детектор. Схема экспериментальной установки, обеспечивающая такие условия приведена на рис. 2.1.1. Рис. 2.1.1. Измерения в геометрии узкого пучка Наличие свинцовых коллиматоров не позволяет рассеянным в поглотителе фотонам достичь детектора, те. они не регистрируются. Такая геометрия предназначена для измерения μ. ЗАКОН ОСЛАБЛЕНИЯ ФОТОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ В ГЕОМЕТРИИ ШИРОКОГО ПУЧКА В реальных условиях обычно имеют дело с геометрией широкого пучка, в которой детектор регистрирует как рассеянные, таки нерассеянные фотоны. Для учета рассеянного излучения вводят понятие фактора накопления. Пусть G 0 и р – функции, описывающие некоторые характеристики поля излучения (например, плотность потока, интенсивность, мощность дозы и т.п.) за слоем вещества, создаваемого нерассеян- ными и рассеянными фотонами. Фактором накопления называют величину р р 0 1 1 k G G G G B G G + = = + ≥ . Таким образом, фактор накопления показывает, во сколько раз данная характеристика поля для рассеянного и нерассеянного излучения больше, чем только для нерассеянного. В зависимости от измеряемой характеристики поля излучения различают числовой, энергетический, дозовый и другие факторы 110 накопления соответственно (k = ч, э, д. Фактор накопления зависит от всех параметров и условий задачи характеристик источника геометрии, углового распределения и энергетического состава, характеристик защиты (геометрии и толщины защиты, атомного номера материала среды и др, взаимного расположения источника, защиты и детектора и т.д. Геометрия защиты подразделяется на бесконечную риса, полубесконечную (рис. 2.1.2, б, в, барьерную рис. 2.1.2, г) и ограниченную (рис. 2.1.2, д. Рис. 2.1.2. Геометрия защиты и типичные траектории нерассеянных и рассеянных частиц На практике бесконечной считается такая ограниченная среда, внутри которой находятся источники детектор, добавление к которой любого количества вещества в любом месте не изменяет показания детектора. Под ограниченной понимается среда, у которой хотя бы один из поперечных размеров (размер в плоскости перпендикулярной оси источник-детектор) не может быть принят бесконечным. Изменения в геометрии защиты при фиксированных других параметрах влияют лишь на рассеянное излучение, так как вклад в показания детектора нерассеянных частиц зависит только отколи- чества вещества на прямой источник-детектор. Наибольшее значение регистрируемой величины G, обусловленной рассеянными частицами, будет иметь место в бесконечной геометрии, а наименьшее в ограниченной, поэтому 1 бар огр G G G G B B B B ∞ ∞ > > > Вклад рассеянных фотонов в характеристики поля излучения учитывают введением фактора накопления в закон ослабления в геометрии узкого пучка в качестве дополнительного множителя φ(d) = φ 0 e -μd ч, (2.1.2) где φ 0 – плотность потока без защиты ч – числовой фактор накопления. Чтобы рассчитать толщину защиты, определяют кратность ослабления k, те. величину, показывающую во сколько раз необходимо уменьшить значение мощности дозы (интенсивности, плотности потока и т.п.). Так, для плотности потока из формулы (2.1.2) получим k = ϕ 0 / ϕ = e μ d /B( μd). (2.1.3) Однако найти отсюда искомую толщину защиты непросто, так как уравнение (2.1.3) – трансцендентное и не может быть решено в аналитическом виде. Поэтому чаще используют универсальные таблицы или номограммы. Входными параметрами этих таблиц являются энергия фотонов источника, заданная кратность ослабления и материал защиты. Величина k выбирается исходя из необходимости уменьшения значения дозы до допустимого уровня. Оценить толщину защиты можно, если известен слой половинного ослабления для широкого пучка Δ 1/2 . Связь между кратностью ослабления и числом слоев половинного ослабления можно представить в виде ( ) 1 2 2 2 d n k d Δ = = , где n = d/ Δ 1/2 – число слоев половинного ослабления, обеспечивающее кратность ослабления k. Тогда толщина защиты d = Полученное таким образом значение d является приближенным, так как величина слоя Δ 1/2 в геометрии широкого пучка изменяется с толщиной защиты. 112 Для реализации условий, при которых детектор может регистрировать как рассеянное, таки нерассеянное излучение, используется та же установка, нос некоторыми переделками, которые отражены на рис. 2.1.3. Детектор Рис. 2.1.3. Измерения в геометрии широкого пучка Отличие от рис. 2.1.1 в том, что детектор размещается непосредственно за защитой, и удалена пробка-коллиматор контейнера источника. В этих условиях фотоны падают на значительно большую поверхность поглотителя, а детектор регистрирует как рассеянное, таки нерассеянное излучение. РАБОЧЕЕ ЗАДАНИЕ И ПОРЯДОК ВЫПОЛНЕНИЯ РАБОТЫ Для узкого пучка фотонов необходимо выполнить ряд действий. 1. Записать тип источника и энергию фотонов, которые он испускает МэВ или 137 Cs, E γ = 0,662 МэВ, а также вид исследуемого материала железо или алюминий. 2. Провести измерение числа импульсов уза св геометрии узкого пучка в отсутствии поглотителя (d = 0). 3. Поместить между источником и детектором поглотитель- пластину из железа (d = 0,6 см) или две пластины из алюминия (d = 2·0,8 = 1,6 см) и измерить число импульсов уза с табл. 2.1.1). Добавляя по одной железной или по две алюминиевых пластины, продолжить измерения до тех пор, пока не будут использованы все пластины. Результаты измерений и последующих расчетов занести в табл. 2.1.2. Для широкого пучка фотонов необходимо выполнить ряд действий. Переместить счетчик из защитного кожуха на кронштейны перед первым коллиматором. 2. Извлечь свинцовую пробку-коллиматор из контейнера с источником. Провести измерения аналогично п. 2 для узкого пучка. 4. Вернуть на место детектор и свинцовую пробку. Таблица 2.1.1 Элемент Атомный номер Z Атомная масса А Плотность ρ, г/см 3 Алюминий 13 27 2,7 Железо 26 56 7,86 Свинец 82 207 11,34 Таблица 2.1.2 d, см Узкий пучок, R 1 = 133 см Широкий пучок, R 2 = 51 см у k ln(k) у = ш ln(k) В э = шу 0 ОБРАБОТКА РЕЗУЛЬТАТОВ ИЗМЕРЕНИЙ 1. По результатам измерений построить график зависимости кратности ослабления плотности потока энергии фотонов k от толщины поглотителя d в логарифмическом масштабе для узкого и широкого пучков. 2. По графику определить линейный коэффициент ослабления μ. 3. Рассчитать массовый коэффициент ослабления μ m 4. По графику определить слои половинного ослабления в геометриях узкого и широкого пучков. 114 5. Построить график зависимости фактора накопления от толщины защиты. За величину фактора накопления взять отношение скоростей счета в широком и узком пучках при одинаковой толщине поглотителя. Поскольку измерения ослабления в геометриях узкого и широкого пучков проводились на разном расстоянии от источника (R 1 и R 2 соответственно, необходимо пересчитать плотность потока частиц в геометрии узкого пучка для расстояния Интенсивность обратно пропорциональна квадрату расстояния от источника, поэтому скорость счета в узком пучке надо умножить на отношение квадратов расстояний между источником и детектором в узком и широком пучках (см. табл. 2.1.1). 6. Определить толщину защиты, ослабляющую плотность потока квантов враз. Значение k указывает преподаватель. 7. Составить отчет, включив в него схему экспериментальной установки узкого и широкого пучков фотонов, блок-схему установки, результаты расчетов, графики и выводы. КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ 1. Назвать и описать основные процессы взаимодействия фотонов с веществом в энергетическом диапазоне 0,03 – 10 МэВ. 2. Какая величина определяет вероятность того или иного вида взаимодействия 3. Что такое линейный и массовый коэффициенты ослабления 4. Раскрыть смысл понятий узкий пучок и широкий пучок. 5. Что такое фактор накопления, какие разновидности его применяются на практике 6. От каких параметров зависит фактор накопления 7. Чем объяснить то, что числовой фактор накопления больше энергетического 8. В какой из геометрий защиты фактор накопления имеет наибольшую величину и почему 9. Как рассчитать толщину защиты изданного материала, если известен слой половинного ослабления 10. Как определить толщину защиты при заданной кратности ослабления РАБОТА 2. ОПРЕДЕЛЕНИЕ АКТИВНОСТИ ИСТОЧНИКА ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ Цель определение активности источника излучения абсолютным методом, приобретение опыта работы с радиометрической аппаратурой. ВВЕДЕНИЕ Активностью источника (образца) называется число самопроизвольных ядерных превращений за единицу времени dN A dt = − . (2.2.1) Единица измерения активности – беккерель (Бк). 1 Бк – активность такого источника, в котором происходит одно ядерное превращение за секунду. Внесистемная единица активности Кюрии и = 3,700·10 10 Бк. Активность источника, как и число радиоактивных ядер, изменяется по закону радиоактивного распада 1/2 0,693 0 0 ( ) T t A t A e A e − −λ = = , (2.2.2) где А – начальная активность источника. Наиболее часто встречающиеся виды радиоактивных превращений ядер – α-, распад и деление ядра. В данной работе измеряется активность источника, в котором происходит распад. Определение активности радионуклидных источников основано на регистрации испускаемых ими ионизирующих частиц с помощью различных детекторов (газоразрядных, сцинтилляционных, полупроводниковых и др. Измерение осуществляется абсолютным методом. При таком методе измерения непосредственно определяют число самопроизвольных ядерных превращений в исследуемом источнике по числу испускаемых им частиц. В последнем случае необходимо знать схему распада радионуклида, те. вид и число частиц, приходящихся на одно ядерное превращение. Источник может содержать несколько радионуклидов, каждый из которых в результате ядерного распада испускает частицы разных 116 энергий, те. обладает собственным набором парциальных спектров. Подсчитав все частицы, испускаемые источником за секунду, можно определить и его активность. Схема экспериментальной установки для измерения активности показана на рис. 2.2.1. Однако на практике установить взаимно-однозначного соответствие между числом зарегистрированных частиц и активностью источника в силу ряда причин, рассматриваемых ниже, бывает непросто. Так, частицы испускаются источником изотропно и только часть ихних вылетает в направлении счетчика. При этом на пути к счетчику некоторые из них могут рассеяться (изменить направление движения) или вовсе поглотиться в самом источнике, в фольге, закрывающей источник, в воздушном промежутке между источником и счетчиком и, наконец, в окне самого счетчика. Но и из достигших рабочий объем счетчика частиц не все будут зарегистрированы. Дело в том, что после регистрации частицы в течение некоторого времени, называемым мертвым временем счетчика М, он не в состоянии регистрировать другие частицы. Мертвым временем обладает также и счетная установка, но, как правило, значительно меньшими им можно пренебречь. В тоже время некоторые частицы, первоначально вылетевшие в сторону от счетчика, в результате отражения или рассеяния могут все же попасть в него. Определенное количество импульсов, несвязанных с активностью источника, создают фоновое излучение и самопроизвольные разряды в счетчике. Таким образом, чтобы определить активность источника по числу зарегистрированных импульсов, необходимо знать, какая доля испускаемых им частиц регистрируется установкой и какая доля зарегистрированных импульсов является ложной. Для этого необходимо учитывать следующие факторы 1) мертвое время счетчика и счетной установки 2) фон счетчика, включая самопроизвольные (ложные) импульсы) эффективность счетчика 4) воспроизводимость показаний 5) значение телесного угла, под которым счетчик виден из препарата Рис. Схема установки для измерения активности препарата) поглощение и рассеяние излучения по пути в чувствительный объем счетчика 7) обратное рассеяние излучения от подложки препарата 8) самопоглощение и саморассеяние излучения в препарате 9) схему распада изотопа 10) статистические и другие ошибки измерений. С учетом этих факторов формулу для расчета активности можно записать в следующем виде ф ф n p A K − = , (2.2.3) где A – активность препарата Бк; n – скорость счета импульсов в присутствии препарата, с ф – скорость счета импульсов, обусловленная фоном, с p, ф – поправки на разрешающее время измерительной установки при измерении n и ф соответственно K – полная эффективность измерительной установки, имп./расп. Эффективность установки зависит от геометрии измерений и параметров источника 1 ( ) ( ) i m l ij i i j i j K anfqs a nfqs = = ω ε = ω ε ∑ ∑ ∑ ∑ , (2.2.4) где l – число радионуклидов в источнике m i – число парциальных спектров у го нуклида, включая электроны конверсии, если они имеются ω – поправка на телесный угол (геометрию измерений i a – относительная активность го нуклида в источнике n ij – поправка на схему распада, β-част./расп.; s ij – поправка на самопоглощение и саморассеяние частиц в веществе источника q ij – поправка на обратное рассеяние частиц от подложки источника f ij – поправка на поглощение частиц на пути от источника до рабочего объема счетчика ε ij – поправка на эффективность регистрации β- частиц счетчиком, имп./ β-част. Рассмотрим поправки, указанные выше, более подробно. Поправка на разрешающее время измерительной установки p. В первом приближении поправку на разрешающее время измерительной установки можно найти из следующих соображений. Пусть n 0 – число частиц, попадающих в счетчик за единицу времени из которых будут зарегистрированы. Общая длительность мертвого времени от зарегистрированных частиц равна мВ течение этого времени в счетчик в среднем попадает м частиц, которые не будут зарегистрированы. Сумма зарегистрированных и незарегистрированных за единицу времени частиц равна числу частиц, попадающих в счетчик зато же время, тем отсюда поправка на разрешающее время м 1 n p n n = = − τ . (2.2.5) Полная эффективность счета измерительной установки K включает в себя следующие поправки Поправка на геометрию измерения ω. Препарат испускает частицы во всех направлениях (в телесный угол 4π), но попасть в счетчик могут только вылетевшие в пределах телесного угла Δω, зависящего от геометрии измерений. Доля таких частиц 4 Δω ω = π . (2.2.6) Для точечного препарата, расположенного на продолжении оси счетчика, поправка на телесный угол 2 2 0,5(1 cos ) 0,5 1 h h r ⎛ ⎞ ω = − α = − ⎜ ⎟ + ⎝ ⎠ , (2.2.7) где h – расстояние от препарата до счетчика r – радиус входного окна счетчика. Если источник имеет форму диска, то поправки на геометрию ω при измерениях активности на торцовых счетчиках можно взять из табл. 2.2.1. Здесь h – расстояние от центра окна счетчика до центра мишени r – радиус входного окна счетчика R – радиус круглого препарата (мишени. 120 Таблица 2.2.1 h/r R/r 0,0 0,25 0,50 0,75 1,0 1,25 1,5 1,75 2 5 0,0 0,500 0,500 0,500 0,500 0,500 0,320 0,227 0,173 0,125 0,0200 0,1 0,450 0,449 0,445 0,428 0,419 0,286 0,213 0,161 0,118 0,0196 0,2 0,402 0,400 0,392 0,364 0,345 0,253 0,187 0,143 0,111 0,0192 0,4 0,314 0,312 0,300 0,264 0,240 0,197 0,159 0,127 0,0980 0,0184 0,5 0,276 0,273 0,262 0,230 0,206 0,175 0,145 0,117 0,0932 0,0180 0,6 0,246 0,242 0,229 0,190 0,181 0,158 0,133 0,109 0,0852 0,0186 0,8 0,188 0,185 0,176 0,155 0,143 0,127 0,112 0,0940 0,0751 0,0168 1,0 0,146 0,145 0,138 0,122 0,115 0,102 0,0870 0,0760 0,0661 0,0160 1,25 0,144 0,143 0,0985 0,0960 0,0874 0,0800 0,0635 0,0718 0,0511 0,0151 1,5 0,0810 0,0809 0,0778 0,0750 0,0700 0,0647 0,0584 0,0512 0,0434 0,0142 1,75 0,0645 0,0644 0,0627 0,0610 0,0568 0,0536 0,0492 0,0440 0,0375 0,0134 2,0 0,0527 0,0525 0,0511 0,0501 0,0466 0,0448 0,0424 0,0387 0,0330 0,0125 2,5 0,0354 0,0353 0,0348 0,0332 0,0326 0,0320 0,0302 0,0279 0,0256 0,0108 3,0 0,0256 0,0255 0,0250 0,0242 0,0240 0,0238 0,0230 0,0219 0,0200 0,0096 3,5 0,0197 0,0196 0,0190 0,0188 0.0186 0,0180 0,0174 0,0167 0,0160 0,0084 4,0 0,0150 0,0149 0,0146 0,0145 0,0143 0,0142 0,0140 0,0135 0,0128 0,0074 4,5 0,0120 0,0110 0,0118 0,0117 0,0115 0,0114 0,0112 0,0109 0,0106 0,0066 5,0 0,0097 0,0097 0,0097 0,0095 0,0095 0,0094 0,0092 0.0090 0,0087 0,0058 10 0,0025 0,0025 0,0025 0,0025 0,0025 0,0023 0,0023 0,0022 0,0022 0,0020 Поправка на поглощение частиц f. Чтобы достигнуть рабочего объема счетчика частицы должны пройти сквозь фольгу, закрывающую источник, слой воздуха между источником и счетчиком и слюдяную фольгу окна счетчика, в которых часть из них поглощается. Поправка на поглощение f и учитывает этот факт. Она может быть определена либо расчетом, либо, как в данной работе, экспериментально. Для этого между счетчиком и препаратом помещают поглотитель все большей и большей толщины, фиксируя изменение скорости счета n. Затем строят график зависимости логарифма скорости счета за вычетом фона от толщины поглотителя x, выраженной в миллиграммах на квадратный сантиметр (рис. 2.2.2). Далее влево от начала координат откладывают суммарную толщину слюдяного окна, слоя воздуха и фольги, закрывающей препарат, также выраженные в миллиграммах на квадратный сантиметр. Продолжив график до пересечения с новой осью ординат находят lnn 0 . Используя величины скорости счета без поглотителя N 0 и с поглотителем N, находим 0 n f n = . (2.2.8) Данная методика нахождения поправки f предполагает, что ее значение для разных спектров ( 90 Sr, 90 Y) примерно одинаковые. Рис. 2.2.2. Определение поправки f Поправка на самопоглощение и саморассеяние s. Часть частиц, испускаемых источником, поглощается или рассеивается в самом препарате (рис. 2.2.3). При этом за счет поглощения скорость счета при измерении активности падает, аза счет рассеяния растет, так как в счетчик попадают частицы, первоначально двигавшиеся в 122 сторону от счетчика. Поправка на самопоглощение и саморассея- ние зависит от толщины препарата и телесного угла, в котором регистрируются частицы. Для препаратов, толщина которых не больше Δ 1/2 /80, для легких веществ и Δ 1/2 /200 для тяжелых, эта поправка может быть принята за единицу. Рис. 2.2.3. Влияние саморассеяния, самопоглощения и обратного рассеяния на скорость счета Поправка на обратное рассеяние q. Радиоактивное вещество при измерении его активности наносят на подложку. Часть β- частиц, вылетающих из препарата по направлению к подложке, рассеивается ею в обратном направлении и попадает в счетчик рис. 2.2.3). Это увеличивает скорость счета. Поправка на обратное рассеяние зависит от энергии частиц, материала и толщины подложки, на которой расположен препарат. Для используемого в работе препарата значение q можно найти из табл. 2.2.2. Таблица 2.2.2 E β , МэВ 0,6 0,7 0,8 1,0 1,02 1,4 1,8 2,5 q 1,18 1,20 1,21 1,23 1,25 1,27 1,28 1,3 Поправка на схему распада n. Поправка n определяется как число частиц, принадлежащих j-му парциальному спектру, который испускается при распаде го нуклида ( β-част./расп.). Для простого распада (риса, б) n = 1. Для сложного спектра рис. 2.2.4, в) n отличается от единицы. Так, для радионуклида 137 Cs 123 поправки на распад будут n 1 = 0,92 и n 2 = 0,08 (парциальные спектры с максимальными энергиями Е = 0,51 МэВ и Е = 1,17 МэВ. Рис. 2.2.4. Схемы радиоактивного распада а – простая б, в – сложные При учете поправки на схему распада надо иметь ввиду конверсионные электроны, возникающие при переходе возбужденного ядра в нормальное состояние (вырывание электронов из оболочек атома. Если число конверсионных электронов велико, то они внесут искажения в результаты измерений. Поэтому их необходимо учитывать. Данные, необходимые для определения поправки n ветви распада, а также конверсионные линии, если они имеются, используют из схем распада исследуемых радионуклидов. Воспроизводство показаний счетчика. При большом числе измерений, те. длительной работе, показания счетчика в различное время отличаются друг от друга из-за изменения эффективности, вызванного сдвигом плато счетчика, изменения напряжения питания счетчика или положения и величины чувствительного объема, что может сказаться на точности измерений. Чтобы этого не случилось, необходимо проверить воспроизводимость показания счетчика. Такую проверку лучше всего сделать с помощью образцового очень медленно распадающегося источника. Соотношение между скоростью счета и числом вылетающих частиц должно быть постоянным в пределах заданной точности измерения активности. В 124 данной работе поправка на воспроизводимость показаний счетчика не учитывается. Статистические ошибки измерения Счетчик за одинаковые промежутки времени сосчитывает различное количество частиц, так как из препарата они вылетают неравномерно (флуктуации распада, углового распределения и другие случайные процессы. Если число зарегистрированных счетчиком частиц за какой-то промежуток времени равно N, то N дает квадратичную ошибку измерения. Относительная квадратичная ошибка N N N 100 100 = = Δ [%]. (2.2.9) Из формулы видно, что чем больше число импульсов, тем меньше относительная флуктуация в счете. ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ ПРИБОРЫ И МАТЕРИАЛЫ Лабораторная установка, на которой выполняется работа, соответствует схеме рис. 2.2.1; в ней используются следующие устройства и материалы. 1. Источник частиц представляет собой стронций-иттриевый препарат ( 90 Sr + 90 Y), нанесенный в виде активного пятна диаметром мм (площадь 1 см 2 ) и толщиной 4·10 -2 мг/см 2 на алюминиевую подложку толщиной 1 мм. Сверху препарат закрыт алюминиевой фольгой толщиной 30 мг/см 2 . Периоды полураспада 90 Sr – 28,4 года 90 Y – 64,8 ч. Граничные энергии спектров 90 Sr – 0,535 МэВ 90 Y – 2,26 МэВ. 2. Свинцовый домик, служащий для снижения фона. 3. Торцовый газоразрядный счетчик СБТ-7. Диаметр входного окна равен 16 мм, толщина слюдяной мембраны в нем – 3 мг/см 2 , м = 100 мкс. 4. Набор алюминиевых пластин толщиной 0,2 мм для экспериментального определения поправки f. 125 РАБОЧЕЕ ЗАДАНИЕ И ПОРЯДОК ВЫПОЛНЕНИЯ РАБОТЫ К практическому выполнению работы можно приступать после изучения вышеизложенного материала и собеседования по нему с руководителем работ. 1. Не помещая источник в домик, закрыть его и измерить скорость счета фоновых импульсов произвести три измерения продолжительностью счета пос. Поместить источник в домик на расстоянии h, указанном руководителем, провести трехкратное измерение скорости счета при длительности измерения 100 с. Данные свести в табл. 2.2.3. Таблица 2.2.3 № измерения ф (фон) N (частиц ) t = 100 c t = 100c 1 2 3 Среднее значение ф = N = 3. Провести измерения зависимости скорости счета от толщины алюминиевой фольги на пути потока частиц. Увеличивая количество алюминиевых пластин, каждый раз измерять количество отсчетов за с. Эксперимент вести до суммарной толщины пластин 2,4 мм. Данные эксперимента свести в табл. 2.2.4. Таблица 2.2.4 Толщина поглотителя, мм 0,2 0,4 0,8 1,2 1,6 2,0 2,4 N (за 100 с) n, c -1 126 ОБРАБОТКА ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ДАННЫХ 1. Поданным табл. 2.2.4 определить поправочный коэффициент f . 2. По формуле (2.2.7) рассчитать поправочный коэффициент ω. Определить поправку ω с помощью табл. 2.2.1. Сравнить полученные значения. Для расчетов использовать табличное значение ω. 3. Определить остальные поправочные коэффициенты для β- частиц стронция и иттрия, исходя из приведенной выше схемы распада (поправка a 1 = a 2 = 0,5). 4. По формуле (2.2.4) рассчитать эффективность счета установки. По формуле (2.2.5) с учетом данных табл. 2.2.4 рассчитать поправку p. 6. По формуле (2.2.3) рассчитать активность источника β- частиц. 7. Рассчитать плотность потока частиц от препарата на R по формуле 2 2 0 , 5 0 , 5 4 4 y sr R R A A e e R R − μ − μ ϕ = + π π см с, (2.2.10) где 2 1 3 1 6, 5 см , 5, 3 см = ⋅ μ = ⋅ – линейные коэффициенты ослабления потока частиц в воздухе (справочные данные. Расстояние R выбрать, учитывая особенности действия β- частиц при внешнем облучении. 8. Рассчитать эквивалентную дозу H, создаваемую источником за годовой период рабочего времени на расстоянии R согласно формуле 13 0,5 ( ) 1, 6 10 3600 1000 sr y H P P t K − = ϕ + ⋅ ⋅ ⋅ ⋅ ⋅ [мЗв]. (2.2.11) Здесь 3 2 3 2 3,7 10 МэВ×см / кг 10 МэВ×см / кг – усредненные по спектру частиц потери энергии в биологической ткани t = 1700 ч – годовой фонд рабочего времени К = 1 – коэффициент качества излучения 1,6·10 -13 – переводной коэффициент (1 МэВ = 1,6·10 -13 Дж 3600 – количество секунд водном часе 1000 – это 1 Зв = 1000 мЗв. 127 9. Сравнить полученное значение H с предельно допустимой дозой. 10. Составить отчет по работе. В отчете привести схему измерительной установки исходные данные, необходимые для учета в процессе работы данные измерений (табл. 2.2.3 и 2.2.4); вычислительные и графические процедуры обработки данных результаты и выводы по работе. КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ. Что такое активность радионуклидного источника ионизирующих излучений ив каких единицах она выражается 2. В чем состоит абсолютный метод измерения активности источника. Дать логическое объяснение формуле (2.2.3), по которой рассчитывается активность согласно абсолютному методу ее измерения. Пояснить смысл поправочных коэффициентов, входящих в формулу (2.2.4). 5. Пояснить формулы (2.2.5) и (2.2.6). 6. Что такое эквивалентная доза ионизирующего излучения РАБОТА 3. ИЗМЕРЕНИЕ МОЩНОСТИ ДОЗЫ ФОТОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ И МОЩНОСТИ ЭКВИВАЛЕНТНОЙ ДОЗЫ СМЕШАННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ Цель ознакомление с устройством ионизационной камеры и с методами градуировки, измерение мощности экспозиционной и эквивалентной дозы фотонного и нейтронного излучений. ВВЕДЕНИЕ Контроль радиационной обстановки на предприятиях ив учреждениях, где ведутся работы с источниками ионизирующих излучений, проводится с помощью комплекса радиометрической и дозиметрической аппаратуры. Для квалифицированной оценки получаемых результатов измерения необходимо знать основы устройства приборов, принцип их работы, методы градуировки, погрешности измерения и др. Наиболее часто радиационная опасность при внешнем облучении определяется фотонными нейтронным излучениями. При измерении фотонного излучения в настоящей работе используется внесистемная единица экспозиционной дозы – рентген (Р. Хотя данная единица устарела, однако она часто используется для характеристики радиационной обстановки. Кроме того, многие приборы, выпущенные ранее и до сих пор эксплуатируемые, градуированы по мощности экспозиционной дозы в рентгенах. Для перевода экспозиционной дозы в рентгенах в эквивалентную дозу в бэрах необходимо полученное значение экспозиционной дозы умножить на коэффициент 0,96: тес погрешностью 5 % экспозиционная доза в рентгенах соответствует дозе в бэрах. Для перехода к системе СИ, тек Зиверту (Зв), необходимо значение дозы в бэрах разделить на 100. Работа делится на две части. ПЕРВАЯ ЧАСТЬ РАБОЧЕЕ ЗАДАНИЕ 1. Отградуировать ионизационную камеру (рентгенметр Кактус. Определить погрешность измерения мощности эквивалентной дозы дозиметра ДКС-96 сдатчиком БДКС-96. ПОРЯДОК ВЫПОЛНЕНИЯ РАБОТЫ 1. Ознакомиться с прибором Кактус. Прибор Кактус представляет собой цилиндрическую ионизационною камеру объемом 5 л с алюминиевыми стенками толщиной 2 мм. Камера подсоединена к блоку измерителя ионизационного тока. На анод камеры подано высокое напряжение. Под воздействием фотонов высокой энергии (60 кэВ – 3 МэВ) в камере происходит ионизация воздуха вторичными электронами, возникает электрический ток, величина 129 которого пропорциональна мощности дозы в точке расположения камеры. Ток усиливается и измеряется с помощью стрелочного прибора. Порядок включения 1) установить тумблер Сигнал в положение «Выкл», переключатель «Поддиапозоны» – в положение Установка нуля 2) включить тумблер Сеть, должна загореться белая индикаторная лампа 3) оставить прибор на прогрев в течение 5 мин 4) после прогрева перевести переключатель «Поддиапазон» в положение « ×1», тумблер Установка нуля – работа перевести в положение Работа 5) установить нуль прибора на этом диапазоне при помощи регулятора Установка нуля (следует убедиться, что в измерительном контейнере нет источника 6) при наличии гамма-излучения стрелка прибора через 10-15 с займет фиксированное положение. Примечание При работе на поддиапазонах «1» и «10» допускается флуктуация стрелки прибора ( ) 1 3 ± ÷ деления. 2. Произвести градуировку рентгенметра Кактус. Источник γ- излучения устанавливается последовательно на нескольких расстояниях от детектора излучения. По известным параметрам источника активности А [мКи], гамма-постоянной источника K γ [Р ⋅см 2 /мКи ⋅ч] и расстоянии R см, проводится расчет мощности дозы P по формуле 6 2 10 A K P R γ ⋅ ⋅ = [мкР/ч]. (2.3.1) В работе используется источник со следующими характеристиками) изотоп 60 Co; период полураспада T 1/2 = 5,25 года 2) A = 0,72 мКи на 27.09.06; 3) гамма-постоянная K γ = 12,85 см ч×мКи 130 Полученные значения мощности дозы принимаются эталонными, а измеренные отклонения стрелки на шкале рентгенометра на этих же расстояниях R дают показание прибора (число делений. Расчетные значения P и показания N заносятся в табл. 2.3.1 для различных расстояний R. Далее получают цену деления шкалы стрелочного прибора рентгенметра, как P/N. В идеальном случае P/N должно быть постоянным, но всегда есть отклонения от средней величины P/N. Таблица 2.3.1 Расстояние от источника до детектора, см Показание прибора N i (число делений) Расчетное значение мощности дозы P i , мкР/ч Цена деления P i /N i , (мкР/ч)/дел. Средняя цена деления, (мкР/ч)/дел. Измерения провести в шести точках шкалы измерительного прибора, разместив эти точки равномерно по шкале. Шкала – «1». Для этого коллиматор, в котором помещен источник излучения, вручную перемещается относительно детектора рентгенметра. Детектор находиться в конце градуировочного стола в нулевой точке шкалы расстояний. По мере приближения источника к детектору показания измерительного прибора увеличиваются. Рекомендуется провести измерения на максимальном удалении от детектора (R = 195 см, затем на минимальном (R = 50 см. Определить диапазон отклонения стрелки прибора, а, затем провести измерения в оставшихся четырех точках, равномерно расположив их в этом диапазоне. Занести показания прибора в таблицу на каждой точке измерения и расстояние между источником и детектором по линейке на градуировочном столе (не рекомендуется приближать источник к детектору на расстояние менее 50 см. 3. Ознакомиться с дозиметром ДКС-96 и подготовить его к работе. Дозиметр ДКС-96 представляет собой микропроцессорный прибор, позволяющий проводить широкий класс радиометрических и дозиметрических измерений с использованием сменных датчиков. Для измерения эквивалентной дозы и мощности эквивалентной дозы используется сцинтилляционный датчик БДКС-96. Для включения дозиметра необходимо выполнить ряд действий. 1. Переключатель на боковой поверхности пульта поставить в положение, отмеченное красной точкой. После внутреннего тестирования прибор высветит на экране надпись о готовности измерения фонового тока (буква F в правом верхнем углу экрана. Данное измерение необходимо для компенсации темнового тока ФЭУ, используемого в датчике. 2. Повернуть диафрагму на датчике так, чтобы надпись «КОМП» оказалась напротив красной точки. Нажать кнопку Пуск на боковой поверхности пульта начнется режим компенсации, о чем свидетельствует работающий таймер в нижней части экрана. После окончания режима компенсации раздается звуковой сигнал и высвечивается значение фоновой мощности дозы. 3. Для перехода в режим измерения на чувствительном диапазоне (до 10000 мкЗв/ч) необходимо повернуть диафрагму на датчике так, чтобы надпить μSV совпала с красной точкой, нажать кнопку Режим на передней поверхности, а затем кнопку Пуск. Дозиметр начнет измерения. Информация о времени измерения, значении мощности эквивалентной дозы и ее погрешности выводятся на экран. Показания следует снимать вовремя подачи звукового сигнала об окончании измерения. Текущее измерение можно прервать, нажав кнопку Пуск. 4. Определение погрешности измерения прибора ДКС-96. Разместить прибор ДКС-96 на измерительной скамье так, чтобы поток гамма-квантов был направлен в торец сцинтилляционного датчика прибора, зафиксировав при этом расстояние к (рекомендуемое 132 значение 100 см, на котором находится сцинтиллятор (эффективный центр детектора расположен на оси датчика на расстоянии 2 см от торца. Перемещая контейнер с источником на рекомендуемые расстояния (табл. 2.3.2), зафиксировать значения мощности эквивалентной дозы для этих расстояний (потри значения для каждого расстояния. Данные эксперимента и расчетов занести в табл. 2.3.2. Таблица 2.3.2 ист, I = R изм , I – к, см 95 80 60 40 30 Показания прибора (H изм, i ), мкЗв/ч изм,i H , мкЗв/ч рас, i ,мкР/ч рас i = 9,6 ⋅10 -3 рас, i , мкЗв/ч Ошибка измерений δ i , % Средняя величина δ , % рас, изм, рас, 100 i i i H H H − δ = ⋅ [100 %]. 133 ВТОРАЯ ЧАСТЬ РАБОЧЕЕ ЗАДАНИЕ 1. Измерить мощность эквивалентной дозы Pu- α-Be источника нейтронов. 2. По результатам измерений определить дозовый состав данного источника по мощности эквивалентной дозы. ПОРЯДОК ВЫПОЛНЕНИЯ РАБОТЫ 1. Подготовка приборов и проведение измерений. Для выполнения работы используется тот же дозиметр – ДКС-96: для измерения мощности эквивалентной дозы фотонов сдатчиком БДКС-96, а для нейтронов – БДМН-96 с замедлителем. В работе используется Pu- α-Be источник нейтронов. Нейтроны образуются при взаимодействии альфа-частиц, испускаемых при распаде ядра Pu, с ядрами Be. В реакции образуется ядро углерода, нейтрон. Нейтроны, образующиеся в реакции, в основном быстрые энергия 0,1 ÷10 МэВ. В реакции также образуются гамма-кванты с энергией около 4,5 МэВ. Так как источник при измерениях располагается в защитном парафиновом контейнере, тов нейтронном спектре появляются нейтроны меньших энергий вплоть до тепловых эВ. 1. После размещения нейтронного источника в измерительном контейнере расположить датчик прибора на расстоянии 15 см от среза контейнера (отсчет вести от эффективного центра детектора. 2. Измерить значение мощности эквивалентной дозы трижды. Результаты занести в табл. 2.3.3. 3. Выключить пульт ДКС-96. Аккуратно отсоединить датчик БДКС-96 и подсоединить датчик БДМН-96 с замедлителем. Включить дозиметр. Через 5 мин прибор готов к работе. 4. Расположить датчик перед источником таким образом, чтобы расстояние от среза контейнера до центра сферы замедлителя равнялось см. 5. Измерить мощность эквивалентной дозы нейтронного излучения. Измерения провести трижды показания снимать, когда результат погрешности, индуцируемый на экране, будет равен 6 %. Провести три измерения. Результаты занести в табл. 2.3.3. 6. Для оценки мощности эквивалентной дозы тепловых нейтронов поместить между срезом контейнера и датчиком кадмиевый экран и повторить измерения согласно п. 5. Таблица 2.3.3 N изм H γ , мкЗв/ч н, мкЗв/ч H н, Cd , мкЗв/ч 1 2 3 i H 2. Обработка результатов. Провести расчет мощности эквивалентной дозы по формуле н H H H Σ γ = + Оценить мощность дозы тепловых нейтронов т.н н н,Cd H H H = − Рассчитать вклад в суммарную мощность дозы каждой компоненты излучения (быстрых, тепловых нейтронов и фотонов ( ) 100 i i H H Σ δ = ⋅ [%]. Провести анализ полученных результатов, сделать выводы и составить отчет. Кадмий имеет большое (2,3 ⋅10 3 б) сечение захвата тепловых нейтронов, поэтому при толщине фильтра 1 мм кратность ослабления достигает 10 4 раз, теза фильтром тепловых нейтронов практически нет. 135 КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ 1. Дать определение понятию эквивалентная доза. 2. Каково соотношение между единицей эквивалентной дозы (Зв) и единицей экспозиционной дозы (Р Для какого вида излучения его можно использовать 3. Зачем нужно знать дозовый состав излучения по эквивалентной дозе 4. Какие защитные материалы применяются для уменьшения мощности дозы нейтронов и гамма-излучения? РАБОТА 4. ПРИБОРЫ И МЕТОДЫ ИНДИВИДУАЛЬНОГО ДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ Цель ознакомление с приборами и методами индивидуального дозиметрического контроля (ИДК), с методами градуировки индивидуальных дозиметров, определение дозы фотонного излучения по измеренной плотности почернения фотопленок. ВВЕДЕНИЕ Мерой воздействия ионизирующего излучения на человека является эффективная эквивалентная доза, а при равномерном облучении эквивалентная доза. Единица эквивалентной дозы в СИ – зиверт (Зв). Зиверт равен эквивалентной дозе, при которой произведение поглощенной дозы в биологической ткани стандартного состава на взвешивающий коэффициент равно 1 Дж/кг. Внесистемная единица измерения эквивалентной дозы – бэр биологический эквивалент рада Бэр равен эквивалентной дозе, при которой произведение поглощенной дозы в биологической ткани стандартного состава на взвешивающий коэффициент равно 100 эрг/г (1 бэр = 0,01 Зв). До введения в практику понятия эквивалентной дозы для оценки степени воздействия гамма-излучения на человека использовали экспозиционную дозу. 136 Единица экспозиционной дозы в СИ – кулон на килограмм (Кл/кг). Кулон на килограмм равен экспозиционной дозе, при которой все электроны и позитроны, освобожденные фотонами в объеме воздуха массой 1 кг, производят ионы, несущие электрический заряд 1 Кл каждого знака. Внесистемная единица экспозиционной дозы – рентген (Р. Рентген – единица экспозиционной дозы фотонного излучения, при прохождении которого через 0,001293 г (1 см) воздуха в результате завершения всех ионизационных процессов в воздухе создаются ионы, несущие одну электростатическую единицу количества электричества каждого знака. Использование экспозиционной дозы после 1 января 1990 г. не рекомендуется, тем не менее до сих пор, особенно в средствах массовой информации, часто приводится именно эта величина и ее же необходимо будет измерять и рассчитывать в этой работе. Индивидуальный дозиметрический контроль необходим в тех случаях, когда невозможно или затруднительно определить индивидуальную дозу облучения с помощью стационарных или переносных приборов контроля за радиационной обстановкой, при аварийном облучении и для контроля соблюдения работающими с источником излучений правили норм, регламентируемых нормативными документами (Основные санитарные правила, Нормы радиационной безопасности. Для этого применяют различные приборы, включенные в арсенал средств индивидуальной дозиметрии, работа которых основана на ионизационном, фотографическом, термолюминесцентном методах дозиметрии КИД-2, ДК-02, ДЭС- 04, ФРАМКАРД, ИФКУ-1, индикатор ионизирующих излучений ДРС-01 и др. Они различаются устройством, принципом работы, диапазонами измеряемых доз. Впервой части лабораторной работы предлагается определить значение дозы от источника известной активности с помощью индивидуальных дозиметров, расположенных на различном расстоянии от источника, и рассчитать цену деления шкалы на пульте дозиметра. Значения дозы рассчитываются по формуле 2 A K t X R γ ⋅ ⋅ = Р, (2.4.1) 137 где А – активность источника 60 Co, 5,0 мКи на 30.09.06; K γ – гамма- постоянная радионуклида, 12,85 2 Р×см ч×мKи ; R – расстояние от источника до дозиметрам время облучения, ч. При расчете учесть распад источника за время от аттестации до настоящего момента. Период полураспада T 1/2 = 5,25 года. Во второй части работы необходимо измерить значения дозы по плотности почернения фотопленок. РАБОЧЕЕ ЗАДАНИЕ 1. Ознакомиться с методикой измерения доз методом ИДК. 2. Ознакомиться с дозиметром КИД-2 и провести его поверку соответствие показаний и расчетного значения дозы. 3. Ознакомиться с дозиметром ДК-0.2 и измерить дозу гамма- излучения. Определить ошибку измерения. 4. Ознакомиться с методикой измерения доз методом ИФК с применением прибора ИФКУ-1. Подготовить прибор к работе, произвести калибровку прибора, определить дозу, полученную рабочим дозиметром. ПЕРВАЯ ЧАСТЬ. МЕТОД ИДК ПОРЯДОК ВЫПОЛНЕНИЯ РАБОТЫ 1. Ознакомиться с конструкцией дозиметров КИД-2 и ДК-0,2 см. приложение к работе. 2. Подготовить прибор КИД-2 (зарядно-измерительное устройство ЗИУ) к работе а) поставить тумблер включения сетевого питания в положения «Сеть/Питание», при этом загорится индикаторная лампа, стрелка гальванометра отклонится в правую сторону и остановится на крайнем делении шкалы б) прогреть прибор в течение 5 мин 138 в) снять заглушку с гнезда Заряди навинтить ее на специальную колодку (развинчивая индивидуальный дозиметр, разделить его на две части цилиндр с серой окраской (дозиметр, рассчитанный на измерение доз от 0,005 до 0,05 Р) вставить в гнездо Заряди нажав на него до упора, но без чрезмерных усилий, удерживать в таком положении несколько секунд, в результате дозиметр получит заряд, на шкале прибора это никак не отображается г) поставить дозиметр в гнездо Измерения и держать его в таком положении (стрелка прибора должна установиться на нулевой отметке шкалы в пределах черного поля если это условие не выполняется, вращая ручкой Уст. шкалы, поставить стрелку на черное поле в процессе измерения дозиметр разряжается и потому необходимо вновь произвести его зарядку дозиметр готов к облучению зарядить остальные дозиметры поставить их на градировочную панель. 3. Рассчитать по формуле (2.4.1) время облучения t дозиметров на градуировочной панели, исходя из условия, что дозиметр, расположенный ближе всего к источнику излучения (на расстояние R = 10 см, должен получить наибольшую дозу, равную 0,05 Р верхний предел измерения. 4. Взяв дозиметр ДК-02, посмотрите в него с торца со стороны держателя, направив дозиметр на источник света. Увидите шкалу в границах 0 ÷200 мР и нить на шкале. Запишите положение нити в единицах дозы. Если доза, полученная дозиметром в предыдущих сеансах облучения, превосходит 150 мР, то его необходимо зарядить на специальном пульте. Поставьте дозиметр на градуировочную панель на расстоянии R = 11 см. 5. Поместите градуировочную панель в сейф, держась за плексигласовую ручку на панели. Обратитесь к преподавателю с просьбой поставить источник излучения для облучения дозиметров. Зафиксируйте время начало облучения. Перед окончанием облучения снова пригласите преподавателя для удаления источника на место его хранения. 139 6. Градуировочную панель перенести на стол. Вставляя поочередно дозиметры в гнездо Измерение, определяйте отклонение стрелки по нижней шкале (0 – 0,05 Р, записывая расстояние, на которых находились дозиметры при облучении. Будьте внимательны Не отпускайте дозиметр, пока не считаете показание Повторное измерение того же дозиметра невозможно 7. Рассчитать дозу X расч для каждого расстояния по формуле (2.4.1). 8. Проверить соответствие показаний X изм дозиметров расчетным значениям. Определить ошибку измерений δ и ее среднее значение δ 9. Дозу, полученную дозиметром ДК-02, находите, как разность между показаниями после и до облучения по шкале дозиметра. Рассчитайте дозу для ДК-02. Сравните ее с измеренной дозой и определите ошибку измерения дозы дозиметром ДК-02 (табл. 2.4.1). 10. Данные расчетов и измерений занести в табл. 2.4.1. Таблица 2.4.1 КИД-2 ДК-02 R, см 10 12 14 16 18 20 X изм = кон X нач X изм , Р X расч (R = 11 см) X расч , Р Ошибка, δ δ δ В таблице изм расч расч X X X δ ВТОРАЯ ЧАСТЬ. МЕТОД ИФКУ 1. Ознакомьтесь с прибором ИФКУ и подготовьте его к работе. Включить тумблер «Вкл.». должна загореться сигнальная лампа. Прогреть прибор в течение 5 мин. 140 2. Произвести калибровку прибора а) вынуть из кассеты № 15 пленку, облученную квантами, получившую дозу 0,1 Р, и ввести ее в щель гнезда на пульте прибора до упора переключатель диапазонов должен быть в положении х б) вращая ручку «0,1», установить стрелку прибора наделении в) вынуть пленку кассеты № 15 и поместить в щель пленку № 6, получившую дозу 1 Р вращая ручкой установить стрелку наделение г) повторить действие аи б) три раза, регулируя ручки «0,1» итак, чтобы добиться четкого фиксирования границ и 1. 3. Определить дозу, полученную пленкой рабочего дозиметра а) вынуть из кассеты № 14 пленку и вставить ее в щель б) записать показания стрелки прибора в) сравнить экспериментальную дозу с расчетной, получив ее по формуле (2.4.1). Здесь А = 664 мКи, K γ = 3,24 Р см ч мКи ⋅ ⋅ , t = 1 ч, R = 75 см. КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ 1. Дать определение понятию эквивалентная доза. 2. Каково соотношение между единицей эквивалентной дозы зиверт (Зв) и единицей экспозиционной дозы рентген (Р Для какого вида излучения его можно использовать 3. Для чего нужен индивидуальный дозиметрический контроль 4. Какие типы индивидуальных дозиметров по принципу работы знаете 141 Приложение ДОЗИМЕТР КИД-2 краткое описание) Прибор КИД-2 предназначен для определения экспозиционной дозы излучения в диапазоне от 0,005 до 1 Р с помощью индивидуальных дозиметров. Энергия квантов должна быть от 150 кэВ до 2 МэВ. Индивидуальный дозиметр состоит из двух конденсаторных ионизационных камер, соединенных в общую конструкцию цилиндрической формы. Одна (большая) камера измеряет дозу от 0,005 до 0,05 Р. Другая (малая) – измеряет дозу от 0,01 до 1 Р. Принцип действия такого дозиметра основан на измерении остаточного заряда на ионизационной камере. Первоначальная камера заряжается до определенного значения на зарядно-измерительном устройстве (ЗИУ). При обучении излучением из стенок камеры выбиваются электроны, которые, ионизируя воздух внутри камеры, уменьшают заряд на камере. Величина остаточного заряда, обратно пропорциональная полученной дозе, измеряется ЗИУ. ДОЗИМЕТР ДК-02 краткое описание) Дозиметр ДК-02 предназначен для индивидуального контроля лиц, работающих с излучением с энергией квантов от 100 кэВ до 2 МэВ. Дозиметр состоит из ионизационной камеры, электрометра, связанного с камерой, и микроскопа, собранных в конструкцию цилиндрической формы. Принцип работы такой же, как в дозиметре КИД-2. Величина остаточного заряда измеряется по отклонению нити электрометра, фиксируемому по шкале, выраженной в единицах дозы, с использованием микроскопа (рис. П. Диапазон измерения от 10 до 200 мР. Зарядка ДК-02 проводится на зарядном блоке ЗД-3. 142 Рис. П. Устройство показывающего дозиметра 1 – оптическая система 2 – шкала 3 – электрометр 4 – внутренний электрод 5 – внешний электрод 6 – мембрана для зарядки 7 – изолятор ДОЗИМЕТР ИФКУ-1 краткое описание) ИФКУ-1 предназначен для измерения экспозиционных доз от γ- излучения и позволяет проводить индивидуальный дозиметрический контроль облучения людей, работающих с источниками γ- излучения. Диапазон регистрируемых доз от 0,05 до 2 Р разбит на две части от 0,05 дои от 0,1 допри энергии квантов от 0,1 до 2 МэВ. Фотографический метод дозиметрии основан на свойстве ионизирующих излучений воздействовать на фотопленку, аналогично видимому свету. В ИФКУ применяется специальная рентгеновская пленка. Методика ИФК основана на сравнении оптической плотности почернения облученных и обработанных (рабочих) пленок с образцовыми фотопленками, которые облучены известной дозой излучения. На измерительном пульте ИФКУ по оптической плотности фотопленки определяется величина экспозиционной дозы излучения, полученная пленкой и, следовательно, человеком, носившим кассету с этой пленкой. Степень почернения облученной пленки после проявления пропорциональна полученной дозе. Фотопленки помещают в светонепроницаемые кассеты и раздаются работающим с γ- излучением. Через некоторое время, определяемое службой радиационной безопасности, кассеты собираются, фотопленки обрабатываются. Работа измерительного пульта сводится к измерению тока, возникающего в фотоэлементе под воздействием света, проходящего через пленку определенной степени почернения. 143 РАБОТА 5. ИЗМЕРЕНИЕ КОНЦЕНТРАЦИИ РАДОНА РАДИОАКТИВНЫХ АЭРОЗОЛЕЙ В ВОЗДУХЕ Цель освоение методики измерения концентрации радиоактивных веществ, содержащихся в воздухе, и приобретение навыков в работе с радиометрической аппаратурой. ВВЕДЕНИЕ Для достижения поставленной цели в работе предусматривается измерение концентрации естественных радиоактивных веществ в нормальном атмосферном воздухе. Присутствие радиоактивных веществ в приземном атмосферном воздухе обусловлено, в основном, выделением из почвы горных породи природных вод эманации радона (главным образом, 222 Rn и 220 Rn). Эти радионуклиды представляют собой инертный газ и, поступив в атмосферный воздух, остаются в свободном состоянии. Они являются началом цепочек радиоактивного распада, изображенных на рис. 2.5.1. Дочерние продукты распада радона обладают способностью присоединяться к аэрозолям, находящимся в атмосферном воздухе во взвешенном состоянии. Таким образом, естественные радиоактивные продукты присутствуют в воздухе в газообразном состоянии ив виде аэрозолей. α α β β 214 Po 84 α 0,00016 с 222 Rn 86 218 Po 84 214 Pb 82 214 Bi 83 α β 210 Pb 82 3,8 сут мин мин мин 1,32 мин 22 года β α 210 Bi 83 210 Po 84 206 Pb 82 22 года 5 сут 138,5 сут 214 Po 84 α 0,0000003 с 220 Rn 86 216 Po 84 212 Pb 82 214 Bi 83 α β 210 Pb 82 54,7 с 0,158 с 10,6 года 60,5 мин 208 Tl 81 3,1 мин Рис. 2.5.1. Цепочки радиоактивного распада эманаций радона, периоды полураспада радионуклидов 144 Концентрация материнских инертных радиоактивных газов в приземном воздухе зависит от состава подстилающих пород Земли, от состояния погоды и других факторов ив большинстве случаев колеблется в пределах от 2 до 20 Бк/м 3 – для 222 Rn и от 0,04 до 0,1 Бк/м 3 – для Прямое измерение концентрации радиоактивных продуктов в воздухе проблематично, поскольку речь идет о регистрации редких актов испускания α- или частиц в процессе распада ядер, те. о регистрации нескольких таких событий в секунду в кубометре воздуха. В данной работе используются оба способа измерений. 1. Измерение концентрации 222 Rn прямым методом с помощью установки АЛЬФАРАД. В этой установке используется электростатический способ осаждения ионов продуктов распада 222 Rn на поверхность полупроводникового детектора, работающего в спектрометрическом режиме. Прибор полностью автоматизирован и расчитан на работу персонала невысокой квалификации. 2. Измерение концентрациии радиоактивных аэрозолей путем предварительного концентрирования радиоактивных аэрозолей из большого объема воздуха на фильтре. Измерив активность А собранных на фильтре радиоактивных аэрозолей и зная объем воздуха V, из которого они собраны, объемную концентрации объемную активность – A V ) их в воздухе определяют по формуле η ⋅ = V A A V , (2.5.1) где η – эффективность фильтрате. доля аэрозолей, осаждаемых на фильтре при прохождении через него воздуха ( η = Измерение активности собранных на фильтре аэрозолей осуществляется относительным методом. Суть его в следующем. Используется радиометрическая установка, детектор которой способен регистрировать частицы. С ее помощью регистрируется число иппульсов N 0 в течение некоторого временного интервала τ от образцового радионуклидного препарата A 0 . Эффективность счета K установки рассчитывается по формуле ф, (2.5.2) 145 где ф – фоновый счет установки за тот же временной интервал А – активность образцового источника. Тогда активность A на фильтре рассчитывается по формуле ф, (2.5.3) где N a – число импульсов от фильтра, зарегистрированных детектором за интервал τ. Эффективность фильтрации η, входящая в формулу (2.5.1), является заданной величиной, зависящей от материала фильтра. МЕТОДИКА ИЗМЕРЕНИЯ Установка АЛЬФАРАД после включения и самотестирования готова к работе. Для измерения концентрации радона в помещении нажать клавишу Пуск включается помпа на 2 мина затем начнется измерение концентрации радона в течение 20 мин. По окончании измерения на жидкокристаллическом табло появится информация о концентрации 222 Rn. Обычно ее значение меньше 20 Бк/м 3 – нижнего предела измерений. Подсоединить емкость, наполненную гранитной крошкой, с помощью гибких шлангов к входному и выходному патрубкам установке. Повторить измерение. Результаты первого и второго измерения занести в рабочий журнал. Для выполнения второй части работы используется оборудование, указанное на рис. 2.5.2. Для приготовления аэрозольной пробы специальный фильтр зажимается в воздухоприемиике, и включается насос на определенное время θ, в работе рекомендуется 10 мин. Зная производительность насоса ( 0 V = 1,5 л/с), легко определить объем воздуха ( 0 V V = θ ), прокачанного через фильтр. Так как радионуклиды, собранные в фильтре, являются сравнительно короткоживущими, то все последующие измерения с пробой должны быть строго регламентированы во времени, а результаты измерений – корректно обработаны. Затем фильтр помещается в детектор. 146 Принцип его работы сводится к следующему в светонепроницаемом корпусе размещен детектор частиц – сцинтиллятор. Совместно с фотоэлектронным умножителем (ФЭУ) он регистрирует частицы, попадающие в него. Откликом на частицу является электрический импульс на выходе ФЭУ. Этот импульс подается на усилитель-формирователь который преобразует каждый импульс к стандартной форме, необходимой для регистрации счетчикам. Прибор счета импульсов имеет клавиши установки времени счета, в работе рекомендуется это время задавать равным 100 с. Рис. 2.5.2. Оборудование, используемое во второй части работы Результаты измерительных операций целесообразно оформить в виде табл. 2.5.1, данные рекомендуется привести в системе СИ. Для измерения фона необходимо, включив и настроив приборы установки, произвести трехкратную регистрацию скорости счета фоновых импульсов. Естественно, камера детектора в актах измерениях должна быть пустой. Для измерения эффективности регистрации (счета) необходимо поместить в камеру детектора образцовый источники повторить три раза измерение скорости счета. Результаты измерения эффективности счета следует признать корректными,если они имеют разброс в пределах ± 10 % от Фильтр Насос 1,5 л/с Сцинтиллятор Фильтр после прокачки или другой источник частиц Усилитель- формирователь импульсов Прибор счета импульсов Ф Э У 147 среднего значения, в противном случае эти измерения следует повторить. Таблица 2.5.1 Продолжительность счета τ = 100 c Измерение фона N ф Измерение счета Измерение счета от аэрозольной пробы N A при времени начала измерения после завершения прокачки t, мин ф = ... ф = ... ф = ... N 01 = ... N 02 = ... N 03 = ... Продолжительность прокачки воздуха θ =... 5 10 15 20 25 30 ф ф 1 3 i i N N = = ∑ 3 0 0 1 1 3 i i N N = = ∑ V = 0 V θ Для приготовления аэрозольной пробы необходимо получить у руководителя фильтр, поместить и закрепитьего в воздухоприем- нике. Для измерения временных интервалов следует использовать часы с секундным индикатором времени. Включить насос и по истечении времени θ = 600 с (10 мин) выключить его. Перенести фильтр в приемник детектора, не переворачивая фильтр и не касаясь его рабочей поверхностии |