Лабораторная работа 9 изучение закона радиоактивного распада и способов защиты от радиоактивного излучения
 Скачать 465.83 Kb.
|
ЛАБОРАТОРНАЯ РАБОТА № 9 ИЗУЧЕНИЕ ЗАКОНА РАДИОАКТИВНОГО РАСПАДА И СПОСОБОВ ЗАЩИТЫ ОТ РАДИОАКТИВНОГО ИЗЛУЧЕНИЯ Цель работы: 1)изучение закона радиоактивного распада; 2)исследование закона поглощения - и - лучей веществом. Задачи работы: 1) определение линейных коэффициентов поглощения радиоактивного излучения различных материалов; 2) определение толщины слоя половинного ослабления этих материалов; 3) определение периода полураспада и постоянной распада химического элемента. Обеспечивающие средства: компьютер с Windows. ТЕОРЕТИЧЕСКАЯ ЧАСТЬ Состав атомного ядра Ядро любого атома состоит из частиц двух типов – протонов и нейтронов. Протон представляет собой ядро простейшего атома – водорода p 1 1 . Он имеет положительный заряд, по величине равный заряду электрона, и массу 1,67 10-27 кг. Нейтрон, существование кото- рого было установлено только в 1932 году англичанином Джеймсом Чедвиком, электрически нейтрален, а масса почти совпадает с массой протона n 1 0 . Нейтроны и протоны, представляющие собой два составных элемента атомного ядра, объединяют общим наименованием нуклонов. Число протонов в ядре (или в нуклиде) называется атомным номером и обозначается буквой Z. Общее число нуклонов, т.е. нейтронов и протонов, обозначается буквой А и называется массовым числом. Обычно химические элементы принято обозначать символом А Z X или X А Z , где Х – символ химического элемента. Радиоактивность Явление радиоактивности состоит в спонтанном (самопроизвольном) превращении ядер одних химических элементов в ядра других элементов с испусканием радиоактивных излучений. Ядра, подверженные такому распаду, называются радиоактивными. Ядра, не испытывающие радиоактивного распада, называются стабильными. В процессе распада у ядра может изменяться как атомный номер Z, так и массовое число А. Различают радиоактивность естественную и искусственную. Естественная радиоактивность встречается у неустойчивых ядер, существующих в природных условиях. Искусственной называют радиоактивность ядер, образованных в результате различных ядерных реакций. Принципиального различия между искусственной и естественной радиоактивностями нет. Им присущи общие закономерности. В атомных ядрах возможны и действительно наблюдаются четыре основных типа радиоактивности: -распад, -распад, -распад и спонтанное деление. Явление -распада состоит в том, что тяжелые ядра самопроизвольно испускают - частицы (ядра гелия 2 Н 4 ). -частица состоит из четырех нуклонов: двух нейтронов и двух протонов. При этом массовое число ядра уменьшается на четыре единицы, а атомный номер – на две: Z Х А Z-2 Y А-4 + 2 Н 4 В процессе радиоактивного распада ядро может испускать не только частицы, входящие в его состав, но и новые частицы, рождающиеся в процессе распада. Процессами такого рода являются - и - распады. Понятие -распада объединяет три вида ядерных превращений: электронный ( - ) распад, позитронный ( + ) распад и электронный захват. Явление - -распада состоит в том, что ядро самопроизвольно испускают электрон е - и легчайшую электрически нейтральную частицу антинейтрино , переходя при этом в ядро с 2 тем же массовым числом А, но с атомным номером Z, но единицу большим: Z Х А Z+1 Y А + е - + Необходимо подчеркнуть, что испускаемый при - -распаде электрон не имеет отношения к орбитальным электронам. Он рождается внутри самого ядра: один из нейтронов превращается в протон и при этом испускает электрон. Другим типом -распада является процесс, в котором ядро испускает позитрон е + и другую легчайшую электрически нейтральную частицу – нейтрино . При этом один из протонов превращается в нейтрон: Z Х А Z-1 Y А + е + + Этот распад называют позитронным или + -распадом. В круг -распадных явлений входит также электронный захват (часто называемый также К-захватом), при котором ядро поглощает один из электронов атомной оболочки (обычно из К-оболочки), испуская нейтрино. При этом, как и в позитронном распаде, один из протонов превращается в нейтрон: е - + Z Х А Z-1 Y А + К - излучению относят электромагнитные волны, длина которых значительно меньше межатомных расстояний: d, где d - имеет порядок 10 -8 см. Так как -излучение не несет заряда, при - распаде не происходит превращения одного химического элемента в другой. Основной закон радиоактивного распада Радиоактивный распад – это статистическое явление: невозможно предсказать, когда распадается данное нестабильное ядро, можно лишь сделать некоторые вероятностные суждения об этом событии. Для большой совокупности радиоактивных ядер можно получить статистический закон, выражающий зависимость не распавшихся ядер от времени. Основной закон радиоактивного распада: число не распавшихся радиоактивных ядер убывает со временем по экспоненциальному закону - t e N N 0 . (1) Здесь 0 N – начальное число радиоактивных ядер; N – число ядер, не распавшихся к моменту времени t; – постоянная распада, пропорциональная вероятности распада радиоактивного ядра. Рис.1 На рис.1 изображены кривые распада 1 и 2, соответствующие веществам с разными постоянными распада (λ 1 > λ 2 ), но с одинаковым начальным числом 0 N радиоактивных ядер. Линия 1 соответствует более активному элементу. t N N 0 2 T 1 0 T 2 1 2 N 0 3 На практике вместо постоянной распада чаще используют другую характеристику радиоактивного изотопа – период полураспада 2 1 T . Это время, в течение которого распадается половина радиоактивных ядер. На рис.1 показано, как с помощью кривых 1 и 2 можно найти периоды полураспада ядер: проводится прямая, параллельная оси абсцисс через точку с ординатой 2 0 N , до пересечения с кривыми. Абсциссы точек пересечения прямой и линий 1 и 2 дают периоды полураспада Т 1 и Т 2. Связь между 2 1 T и выражается формулой: 2 ln 2 1 T . (2) Активность Работая с радиоактивными источниками, важно знать число частиц или γ-фотонов, вылетающих из препарата в секунду. Это число пропорционально скорости распада, поэтому скорость распада, называемая активностью, является существенной характеристикой радиоактивного препарата: dt dN A (3) Используя (1) и (2), можно записать следующие зависимости для активности: 2 ln 2 / 1 0 T N e N N dt dN A t (4) Таким образом, активность препарата тем больше, чем больше радиоактивных ядер и чем меньше их период полураспада. Активность препарата со временем убывает по экспоненциальному закону. Единица активности – беккерель (Бк), что соответствует активности нуклида в радиоактивном источнике, в котором за 1 с происходит один акт распада. Наиболее употребительной единицей активности является кюри (Ки): 1 Ки = 3,7 10 10 с -1 , кроме нее существует еще одна внесистемная единица активности – резерфорд (Рд): 1 Рд = 10 6 Бк = 10 6 с -1 Дозиметрия ионизирующих излучений Действие ионизирующего излучения на вещество оценивают дозой энергии W , поглощенной единицей массы вещества за все время облучения. Эту характеристику называют поглощенной дозой излучения D m W D . (5) Единицами измерения этой величины являются: в системе СИ – грей (Гр), кг Дж Гр , внесистемная единица – рад (Radiation absorbed dose); 1 рад = 10 -2 Гр. Непосредственное измерение поглощенной дозы практически выполнить трудно, т.к. тело неоднородно, энергия рассевается телом по всем направлениям и т.д. Поэтому вводят еще одну характеристику для рентгеновского и γ-излучения – экспозиционную дозу излучения Х,которая является мерой ионизации воздуха рентгеновскими иγ-лучами. Экспозиционная доза излучения Х численно равна заряду ионов, образованных радиоактивным излучением в 1 кг сухого воздуха (вблизи поверхности поглощающего тела) возд m q X . (6) 4 Единицей измерения экспозиционной дозы в системе СИ является кулон на килограмм ( кг Кл ), внесистемной единицей – рентген (Р); кг Кл 10 58 , 2 Р 1 4 . Экспозиционную дозу измеряют дозиметром и по результатам измерений вычисляют поглощенную дозу по формуле fX D , (7) где f – коэффициент, зависящий от типа поглощающей радиоактивное излучение ткани (для мягких тканей он равен примерно единице). Формулу (13) можно использовать лишь тогда, когда обе дозы измеряются во внесистемных единицах: радах и рентгенах. Для определенного вида излучения биологическое действие обычно тем больше, чем больше доза излучения. Однако различные излучения даже при одной и той же поглощенной дозе оказывают разные воздействия. В дозиметрии принято сравнивать биологические эффекты различных излучений с соответствующими эффектами, вызванными рентгеновскими и γ-излучениями. Коэффициент k , показывающий, во сколько раз эффективность биологического действия данного вида излучения больше, чем рентгеновского и -излучения, при одинаковой дозе излучения в тканях, называется коэффициентом качества. В радиобиологии его называют также относительной биологической эффективностью (ОБЭ). Коэффициент качества устанавливают на основе опытных данных, его величина зависит не только от вида, но и от энергии частицы. В таблице 1 приведены значения коэффициента k для некоторых видов излучений (в скобках указана энергия частиц). Таблица 1 Вид излучения Коэффициент качества k Рентгеновское, - и - излучения 1 Тепловые нейтроны ( 0,01 эВ) 3 Нейтроны (5 МэВ) 7 Нейтроны (0,5 МэВ), протоны 10 -излучение 20 Поглощенная доза совместно с коэффициентом качества дает представление о биологическом действии ионизирующего излучения, поэтому произведение kD используют как единую меру этого действия и называют эквивалентной (биологической) дозой Н: Н = k D. (8) В системе СИ единицей измерения эквивалентной дозы является зиверт (Зв), внесистемная единица измерения называется бэр (биологический эквивалент рентгена); 1 бэр = 10 -2 Зв. Эквивалентная доза в бэрах равна дозе излучения в радах, умноженной на коэффициент качества. Естественные радиоактивные источники (космические лучи, радиоактивность недр, воды, радиоактивность ядер, входящих в состав человеческого тела и др.) создают фон, соответствующей эквивалентной дозе 125 мбэр. Предельно допустимой эквивалентной дозой при профессиональном излучении считается 5 бэр в течение года. Минимальная летальная доза от γ- излучения около 600 бэр. Эти данные соответствуют облучению всего организма. Важна не только доза облучения, но и время, в течение которого объект подвергается облучению. Дозу, отнесенную ко времени, называют мощностью дозы. Мощности поглощенной, экспозиционной и эквивалентной доз вычисляются соответственно по формулам: t H P ; t X P ; t D P экв эксп погл . (9) Мощность поглощенной дозы в системе СИ выражается в греях в секунду ( с Гр ). Единицей мощности экспозиционной дозы является кг А , а внесистемной единицей - с Р 5 Безопасная мощность дозы, так называемый радиоактивный фон, составляет 12 – 14 ч мкР (микрорентген в час), при дозе 30 – 50 ч мкР после достаточно длительного облучения организм начинает болезненно реагировать. Связь между активностью А радиоактивного препарата – источника γ-фотонов – и мощностью экспозиционной дозы эксп P : 2 r A k t X P эксп , (10) где k - постоянная, характерная для данного радионуклида, r – расстояние от радиоактивного источника до точки наблюдения. Биологическое действие ионизирующих излучений Природный радиоактивный фон, оказывая влияние на развитие жизни на Земле, является неотъемлемой частью сферы обитания человека. В условиях радиоактивного фона происходят такие процессы, как деление одноклеточных организмов и клеток, развитие высших растений и животных. Кроме того, в головном мозге, мышцах, селезенке и костном мозге человека содержится радиоактивный изотоп К 40 , распад которого не только не представляет никакой опасности, но и, по-видимому, является необходимым для развития организма. Однако нарушения радиоактивного фона в локальных условиях и тем более глобальные опасны для существования биосферы и могут привести к непоправимым последствиям. Основной механизм биологического воздействия радиации обусловлен химическими процессами, происходящими в клетках после их облучения. При взаимодействии ионизирующих излучений с водой, основным компонентом организма млекопитающих, происходит радиолиз воды, в результате которого возможно образование возбужденных молекул ( О Н 2 ), ионов (например, О Н 2 ), радикалов (например, ОН , Н ), перекиси водорода ( 2 2 О Н ). Эти высокоактивные в химическом отношении соединения могут взаимодействовать с остальными молекулами биологической системы, что может привести к нарушению нормального функционирования мембран, клеток и органов. Кроме того, действие радиоактивных излучений может вызвать в организме образование свободных радикалов нуклеиновых кислот, липидов и др. Процессы ионизации и химического взаимодействия продуктов ионизации происходят в клетке за миллионные доли секунды. Биохимические изменения в ней, обусловленные образованием новых, чуждых молекул, начинаются сразу после облучения, но не завершаются за короткое время. Одни следствия таких изменений проявляются уже через несколько секунд после облучения, другие могут привести к гибели клетки или ее раковому перерождению через десятилетия. Одним из первых следствий облучения становится нарушение самой сложной функции клетки – деления. В связи с этим в первую очередь нарушаются функции органов и тканей организма, в которых происходит деление, образование новых клеток. Различают 3 основных вида последствий воздействия ионизирующей радиации на живой организм: острое поражение, отдаленные последствия и генетические последствия. Острое поражение. Таким поражением называют повреждение живого организма, вызванное большими дозами радиации и проявляющееся в течение нескольких часов или дней после облучения (лучевая болезнь). Первые признаки общего острого поражения организма взрослого человека обнаруживаются при дозе примерно 0,5 – 1,0 Зв (50 – 100 бэр). Эту эквивалентную дозу можно считать пороговой для общего острого поражения при однократном облучении. Когда 6 человек получает такую дозу, у него начинаются нарушения в работе кроветворной системы. При эквивалентных дозах облучения всего тела 3 – 5 Зв (300 – 500 бэр) около 50% облученных умирают в течение 1 – 2 месяцев от лучевой болезни, причем главной причиной смерти становится поражение костного мозга, приводящее к резкому снижению количества лейкоцитов в крови. При дозах облучения 10 – 50 Зв (100 – 5000 бэр) смерть наступает через 1 – 2 недели от кровоизлияний в желудочно-кишечном тракте в результате гибели клеток его слизистых оболочек. При дозе 100 Зв (10000 бэр) человек умирает через несколько часов или дней вследствие повреждения центральной нервной системы. При одинаковых дозах облучения биологические последствия их действия на взрослый и растущий организм существенно различаются. Объясняется это тем, что сложная функция живой клетки – функция размножения – раньше других нарушается под действием радиации. Делящиеся клетки гибнут или утрачивают способность к делению при таких малых дозах облучения, при которых основные жизненные функции обычных клеток существенно не нарушаются. Отдаленные последствия облучения. Значительная часть повреждений клеток, вызванных радиацией, необратима, причем эти повреждения увеличивают вероятность возникновения различных заболеваний, в том числе раковых. От момента облучения до смерти от лейкоза проходит в среднем 10 лет. Вероятность возникновения ракового заболевания растет пропорционально дозе облучения; для взрослого человека, получившего эквивалентную дозу облучения 0,01 Зв (1 бэр), она составляет 4 4 10 3 10 2 Генетические последствия облучения. Облучение человека может принести вред и его потомкам. Вся информация о строении организма будущего ребенка и программа его развития записаны в генах двух половых клеток родителей. Гены, представляющие собой молекулы или части молекул дезоксирибонуклеиновой кислоты (ДНК), входят в сложные структуры, называемые хромосомами. В каждой из родительских клеток имеется по 46 хромосом, содержащих около 100000 генов. Разрушение одной молекулы ДНК или утрата какой-то ее части в половой клетке означает потерю части генов, несущих информацию о строении организма будущего человека. Изменение состава генов в клетке организма потомка по сравнению с составом генов в клетках родителей называется мутацией. Мутация приводит к тому, что потомок чем-то отличается от своих родителей. Достоверных количественных данных о генетическом влиянии на человека различных доз облучения пока нет. Риск появления наследственных дефектов у детей при облучении их будущих родителей оценивается по результатам экспериментов на животных. Такие данные нельзя считать полностью верными в применении к человеку, но их можно принять в качестве оценочных. Согласно этим данным, хроническое облучение родителей с эквивалентной дозой 1 Зв (100 бэр) на поколение (за 30 лет) приведет к появлению 2 случаев серьезных генетических заболеваний на 1000 новорожденных. Если такой уровень облучения будет воздействовать постоянно на родителей на протяжении многих поколений, то число генетических жертв увеличится до 15 на 1000 новорожденных. Защита от ионизирующего излучения Работа с любыми источниками ионизирующих излучений требует защиты персонала от их вредного действия. Различают три вида защиты: защита временем, расстоянием и материалом. Проиллюстрируем первые два вида защиты на модели точечного источника γ- излучения. Преобразуем формулу (11): t r A k X 2 . (12) Отсюда видно, что чем больше время и чем меньше расстояние, тем больше экспозиционная доза. Следовательно, необходимо находиться под воздействием 7 ионизирующего излучения минимальное время и на максимально возможном расстоянии от источника этого излучения. Защита материалом основывается на различной способности веществ поглощать разные виды ионизирующего излучения. Для защиты от -частиц достаточно слоя бумаги, одежды или воздуха толщиной несколько сантиметров. Однако, работая с радиоактивными источниками, следует остерегаться попадания -частиц внутрь организма при дыхании или приеме пищи. Защитой от -излучения служат тонкие алюминиевые, плексигласовые и другие экраны. Так, например, слой алюминия толщиной 0,4 мм или воды толщиной 1,1 мм уменьшает вдвое интенсивность -излучения от фосфора Р 32 15 . Алюминиевая пластинка толщиной 2 мм полностью поглощает - лучи. В ткани организма -частицы проникают на глубину 10 – 15 мм. Следует учитывать, что при взаимодействии -частиц с веществом, может появиться тормозное рентгеновское излучение, а от -частиц – -излучение, возникающее при аннигиляции этих частиц с электронами. Наиболее сложна защита от «нейтрального» излучения: рентгеновское и -излучения, нейтроны. Эти излучения с меньшей вероятностью взаимодействуют с частицами вещества и именно поэтому глубже проникают в вещество. Для защиты от -излучения применяются толстые (до метров) слои воды, бетона, кирпичные стены, а также пластины из свинца толщиной до 10 см. Закон, по которому происходит ослабление интенсивности радиоактивного излучения, имеет вид: d e I I o . (13) Здесь I – интенсивностьрадиоактивного излучения, после прохождения поглощающего слоя вещества толщиной d; I 0 – начальная интенсивность (рис.2). Величина называется линейным коэффициентом ослабления (поглощения). Рис.2 Наряду с коэффициентом ослабления вводится также слой половинного ослабления (поглощения) 2 1 / d , при прохождении через который интенсивность излучения уменьшается вдвое. Величина 2 1 / d в общем случае неодинакова для разных глубин поглощающего вещества и зависит от природы вещества. Толщина слоя половинного ослабления 2 1 / d связана с линейным коэффициентом ослабления соотношением 2 2 1 ln d / . (14) dx d I 0 I 8 Применение радиоактивных излучений в медицине Радиоактивные излучения широко используют в диагностике и в терапии заболеваний. Радионуклидная диагностика или, как его называют, метод меченых атомов используется для определения заболеваний щитовидной железы (с использованием изотопа 131 I). Этот метод также позволяет изучать распределения крови и других биологических жидкостей, диагностировать заболевания сердца и ряда других органов. Гамма-терапия – это метод лечения онкологических заболеваний с помощью - излучения. Для этого применяют чаще всего специальные установки, называемые кобальтовыми пушками, в которых в качестве излучающего изотопа используют 66 Со. Применение гамма-излучения высокой энергии позволяет разрушать глубоко расположенные опухоли, при этом поверхностно расположенные органы и ткани подвергаются меньшему губительному действию. Применятся также радоновая терапия: минеральные воды, содержащие Rn 222 86 и его продукты, используются для воздействия на кожу (радоновые ванны), органы пищеварения (питье), органы дыхания (ингаляция). Для лечения онкологических заболеваний применяются -частицы в комбинации с потоками нейтронов. В опухоль вводят элементы, ядра которых под воздействием потока нейтронов вызывают ядерную реакцию с образованием -излучения: 4 2 7 3 1 0 10 5 Li n B или 4 2 3 1 1 0 6 3 H n Li Таким образом, -частицы и ядра отдачи образуются в том месте органа, которое необходимо подвергать воздействию. В современной медицине в диагностических целях используют жесткое тормозное рентгеновское излучение, полученное на ускорителях и имеющее высокую энергию квантов (до нескольких десятков МэВ). Дозиметрические приборы Дозиметрическими приборами, или дозиметрами, называют устройства для измерения доз ионизирующих излучений или величин связанных с дозами. Конструктивно дозиметры из детектора ядерных излучений и измерительного устройства. Обычно они проградуированы в единицах дозы или мощности дозы. В некоторых случаях предусмотрена сигнализация о превышении заданного значения мощности дозы. В зависимости от используемого детектора различают дозиметры ионизационные, люминесцентные, полупроводниковые, фотодозиметры и др. Дозиметры могут быть рассчитаны на измерение доз какого-либо определенного вида излучения или регистрацию смешанного излучения. Дозиметры для измерения экспозиционной дозы рентгеновского и -излучения или ее мощности называют рентгенометрами. В качестве детектора у них обычно применяется ионизационная камера. Заряд, протекающий в цепи камеры, пропорционален экспозиционной дозе, а сила тока - ее мощности. Состав газа в ионизационных камерах, а также вещество стенок, из которых они состоят, подбирают таким, чтобы осуществлялись тождественные условия с поглощением энергии в биологических тканях. Каждый индивидуальный дозиметр представляет собой миниатюрную цилиндрическую камеру, которая предварительно заряжается. В результате ионизации происходит разрядка камеры, что фиксируется вмонтированным в нее электрометром. Показания его зависят от экспозиционной дозы ионизирующего излучения. Существуют дозиметры, детекторами которых являются газовые счетчики. Для измерения активности или концентрации радиоактивных изотопов применяют приборы, называемые радиометрами. 9 Общая структурная схема всех дозиметров аналогична той, что изображена на рис.3. Роль датчика (измерительного преобразователя) выполняет детектор ядерных излучений. В качестве выходных устройств могут использоваться стрелочные приборы, самописцы, электромеханические счетчики, звуковые и световые сигнализаторы. Рис.3 КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ 1. Что называется радиоактивностью? 2. Что называется -распадом? Какие существуют виды -распада? Что называется - излучением? 3. Запишите основной закон радиоактивного распада, поясните его. 4. Что называется постоянной распада? периодом полураспада? Напишите формулу, связывающую эти величины. 5. Приведите формулы для нахождения поглощенной, экспозиционной и эквивалентной (биологической) доз радиоактивного излучения. 6. Что показывает коэффициент качества k ? 7. Как действуют радиоактивные излучения на живой организм? 8. Какие существуют способы защиты от радиоактивных и инизирующих излучений? 9. Как используются радиоактивные излучения в медицине? ПОРЯДОК ВЫПОЛНЕНИЯ РАБОТЫ 1. Открыть папку ABSORB и загрузить файл absorb.exe. 2. Поместить в свинцовый домик -, - активный препарат ( 60 Со) и свинцовую пластинку с выбранной толщиной, нажать кнопку “Установить”. Толщина пластинок задается преподавателем. 3. Включить таймер и счетчик в сеть нажатием кнопки “Сеть”, нажатием кнопки “Пуск” задать рабочий режим счетчика. 4. Зарегистрировать число частиц N 1 , прошедших за 1 мин через свинцовую пластинку известной толщины d 1 , поставленную между препаратом и счетчиком. 5. Выбрать свинцовую пластинку другой толщины d 2 и определить число прошедших частиц N 2 за то же время. 6. Результаты измерений занести в таблицу 2. Таблица 2 материал толщина d, см число импульсов N lnN μ, см -1 d 1/2 , см свинец алюминий медь 7. Обнулить показания счетчика. 8. Выполняют пункты 2 – 6 последовательно для двух других пластинок различной толщины, изготовленных из алюминия и меди. Устройство съема (электрод или датчик) Усилитель Передатчик Приемник Выходной измерительный (регистрирующий прибор) X Канал связи Y 10 9. По формуле 1 d d lnN lnN 2 1 2 определить коэффициент поглощения - и - лучей для всех материалов. 10. По формуле 2 ln 2 1 d определить толщину слоя половинного ослабления d 1/2 для свинца, алюминия и меди. Заполнить таблицу 2. 11. Открыть папку DECAY и загрузить файл decay.exe. 12. По заданию преподавателя выбрать радиоактивный изотоп и массу образца. 13. Поместить радиоактивный образец в свинцовый домик, включить счетчик и таймер. 14. Выбрать режим счета № 2, при котором счетчик должен регистрировать импульсы в течение 1-й минуты (с момента времени 0.00 с до момента 1.00); затем счетчик необходимо выключить (таймер продолжает работать), показания его обнулить и включить с началом 3-й минуты (с момента времени 2.00 с до момента 3.00) и т.д. Таким образом, необходимо чередовать минуту работы счетчика с минутой отдыха. 15. Экспериментальные результаты занести в таблицу 3. 16. Построить график зависимости логарифма активности ln А от времени t (в минутах), провести через точки прямую. На прямой выбрать две произвольные точки с координатами (lnА 1 , t 1 ) и (lnА 2 , t 2 ). По тангенсу угла наклона прямой линии определить постоянную распада 1 2 t t lnА lnА 1 2 А ln х х х х х х t t 17. По формуле 2 ln 2 1 T вычислить период полураспада данного радиоактивного элемента. Сравнить период полураспада с табличными данными (таблица 5). Рассчитать относительную погрешность определения периода полураспада (в %) 100 ,% 2 / 1 2 / 1 2 / 1 2 / 1 2 / 1 табл табл табл Т Т Т Т Т . Заполнить таблицу 4. 18. Сделать выводы и оформить отчет. Таблица 3 t, мин А= N, расп. ln A 1-я минута 3-я минута 5-я минута 7-я минута 9-я минута 11-я минута 13-я минута 15-я минута 11 Таблица 4 Таблица 5 Период полураспада некоторых радиоактивных элементов Атомный номер Химический элемент Символ Массовое число Период полураспада 6 Углерод С 11 20,4 мин 7 Азот N 13 9,96 мин 12 Магний Mg 27 10 мин 14 Кремний Si 31 2,62 ч 82 Свинец Pb 211 36,1 мин 87 Франций Fr 223 21,8 мин 92 Уран U 239 23,5 мин Радиоактивный элемент Масса радиоактивного элемента Постоянная распада Период полураспада Табличный период полураспада ,% 2 / 1 2 / 1 табл Т Т 12 ОТЧЕТ ПО ЛАБОРАТОРНОЙ РАБОТЕ №9. ИЗУЧЕНИЕ ЗАКОНА РАДИОАКТИВНОГО РАСПАДА И СПОСОБОВ ЗАЩИТЫ ОТ РАДИОАКТИВНОГО ИЗЛУЧЕНИЯ Выполнил(а): ФИО, группа 1. Цель работы: 2. Обеспечивающие средства: 3. Расчетные формулы (с пояснениями): Коэффициент поглощения Толщины слоя половинного ослабления Постоянная распада Период полураспада 4. Результаты измерений и вычислений: материал толщина d, см число импульсов N lnN μ, см -1 d 1/2 , см свинец алюминий медь t, мин А= N, расп. ln A 1-я минута 3-я минута 5-я минута 7-я минута 9-я минута 11-я минута 13-я минута 15-я минута 5. График: график зависимости логарифма активности ln А от времени с указанными точками (lnА 1 , t 1 ) и (lnА 2 , t 2 ), выбранными для расчетов. 6. Вывод: Провести сравнение коэффициентов поглощения исследованных материалов и указать, какой из материалов наиболее и наименее эффективно поглощает -, - лучи. Сравнить полученный период полураспада радиоактивного элемента со справочными данными. Радиоактивный элемент Масса радиоактивного элемента Постоянная распада Период полураспада Табличный период полураспада ,% 2 / 1 2 / 1 табл Т Т |