При радиометрических измерениях

РАДИАЦИОННАЯ

БЕЗОПАСНОСТЬ

 

 

ЛАБОРАТОРНЫЙ ПРАКТИКУМ ДЛЯ СТУДЕНТОВ ВСЕХ СПЕЦИАЛЬНОСТЕЙ

Минск 2015

УДК 539.16(076.5)

ББК 31.42я7

Ч-49

Рецензенты:

доктор технических наук, профессор, заведующий кафедрой

безопасности жизнедеятельности Белорусского государственного аграрного технического университета Л. В. Мисун;

 

кандидат технических наук, доцент кафедры технологии

неорганических веществ и общей химической

технологии БГТУ А. Ф. Минаковский

 

Чернушевич, Г.А.

Ч-49 Радиационная безопасность. Лабораторный практикум для студентов всех специальностей / Г. А. Чернушевич, В. В. Перетрухин. – Минск: БГТУ, 2015. – 158 с.

ISBN 978-985-434-752-3

Лабораторный практикум разработан в соответствии с программой дисциплины «Защита населения и объектов от чрезвычайных ситуаций. Радиационная безопасность». В практикуме рассмотрены основные теоретические положения радиационной безопасности, приведены описания приборов и экспериментальных установок для выполнения лабораторных работ, а также методики проведения измерений, обработки результатов, контрольные вопросы.

 

УДК 539.16(076.5)

ББК 31.42я7

	Ó УО «Белорусский государственный технологический университет», 2015
ISBN 978-985-434-752-3	Ó Г. А. Чернушевич, В. В. Перетрухин

 

ПРЕДИСЛОВИЕ

 

Предлагаемый практикум является результатом обобщения более чем 20-летнего опыта преподавания рассматриваемого курса в Белорусском государственном технологическом университете.

Лабораторный практикум является 3-м дополненным и переработанным изданием и предназначена для студентов высших технических учебных заведений, изучающих курс «Защита населения и объектов от чрезвычайных ситуаций. Радиационная безопасность».

В процессе выполнения лабораторных работ студенты должны:

– изучить основные закономерности радиоактивного распада, методы регистрации ядерных излучений, механизм взаимодействия альфа-, бета- и гамма-излучений с веществом;

– приобрести практические навыки работы с радиометрической и дозиметрической аппаратурой;

– освоить методики радиометрического контроля сырья, строительных материалов, готовой продукции, продуктов питания и т. д.

В практикум включено 15 лабораторных работ, в которых рассмотрены вопросы статистики ионизирующих излучений и изучения методов их регистрации; физической природы ионизирующих излучений (взаимодействие альфа-, бета- и гамма-излучений с веществом); дозиметрии ионизирующих излучений. А также определения объемной (удельной) активности содержания радионуклидов цезия-137, цезия-134, стронция-90, йода-131, калия-40 в различных пробах, определение средней длины пробега альфа-частиц в воздухе, определение энергии бета-частиц методом поглощения и оценки радиационной обстановки на объекте экономики.

Каждая лабораторная работа включает три подраздела и контрольные вопросы.

В первом подразделе «Основные теоретические положения» излагается теоретический материал по теме лабораторной работы.

Во втором подразделе «Оборудование и принадлежности» дается описание радиометрического или дозиметрического прибора, с использованием которого проводятся лабораторные измерения. Это гамма-радиометры РУГ-91, РУГ-91М, РКГ-02А/1, РКГ-АТ1320А, бета-радиометр РУБ-91 «АДАНИ», радиометр-дозиметр МКС-АТ1117М, МКС АТ 6130, бытовые дозиметры РКСБ-104, АНРИ-01-02 «Сосна» и др.

В третьем подразделе «Порядок выполнения работы и обработка результатов» приводится методика выполнения лабораторной работы, порядок ее оформления.

Выполненная лабораторная работа должна быть представлена в виде отчета. Отчет о работе включает в себя: название; цель работы; краткое описание теории вопроса; используемые приборы и оборудование; результаты исследования в виде таблиц, графиков и расчетов; выводы и предложения.

Для допуска к проведению исследования и для защиты отчета студент должен ответить на контрольные вопросы, перечень которых дается в конце каждой лабораторной работы.

В практикуме использованы некоторые фрагменты лабораторных работ и справочных материалов учебного пособия В. А. Савастенко «Практикум по ядерной физике и радиационной безопасности».

 

Л а б о р а т о р н а я р а б о т а № 1

ВЫБОР ВРЕМЕНИ СЧЕТА

Таблица Белла

	= 1%	= 2%	= 3%	= 4%	= 5%
N ф	N å	N ф	N å	N ф	N å	N ф	N å	N ф	N å
1,3
1,5
1,7
2,0
3,0
5,0
10,0
20,0									1,5
50,5							1,3		0,34
100,0					–		0,4		–
¥	–		–		–		–		–

В столбцах этой таблицы указаны N _ф – число фоновых импульсов и N _å – число импульсов от источника излучения вместе с фоном с относительной ошибкой измерения, скорости счета импульсов от источника. Время, необходимое для измерения указанного в таблице Белла числа импульсов N _ф и N _å, и представляет собой оптимальное время измерения. Горизонтальные линии в графах таблицы ограничивают значения N _ф и N _å, при которых скоростью счета импульсов от фона можно пренебречь и считать, что » .

Коэффициент K в таблице Белла представляет собой отношение приближенных значений и , измеренных за равные короткие промежутки времени t = 100–200 с.

Приборы и принадлежности

В данной работе для измерений применяется дозиметр-радиометр бытовой АНРИ-01-02 «Сосна» (см. рисунок), который предназначен для индивидуального использования для контроля радиационной обстановки на местности, в жилых и рабочих помещениях, в том числе:

– измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения (МЭД);

– измерения плотности потока бета-излучения с загрязненных поверхностей;

– оценки объемной активности радионуклидов в веществах.

Рисунок. Внешний вид дозиметра-радиометра АНРИ-01-02 «Сосна»:

1 – цифровой индикатор; 2 – переключатель режимов работы; 3 – кнопка проверки прибора; 4 – кнопка включения и выключения прибора; 5 – кнопка остановки измерений; 6 – кнопка запуска измерений; 7 – отсек питания с легкосъемной крышкой

Блок детектирования и измерительный блок смонтированы в едином пластмассовом корпусе размером 45´88´133 мм. Детектирование излучения осуществляется двумя газоразрядными цилиндрическими счетчиками Гейгера – Мюллера типа СБМ-20. Для индикации результатов измерений в приборе используется жидкокристаллический цифровой индикатор 1.

Управление прибором осуществляется переключателем режимов работы 2, кнопками 3 – «контр.», 6 – «пуск», 5 – «стоп», выключателем 4. Источником питания служит батарея постоянного тока напряжением 9 В типа «Корунд», размещенная в отсеке для питания, закрытом легкосъемной крышкой 7.

Технические данные и характеристики прибора

1. Диапазон измерения мощности экспозиционной дозы гам-ма-излучения – 0,010–9,999 мР/ч.

2. Диапазон измерения плотности потока бета-излучения с загрязненных поверхностей – 10–5000 частиц/(см²×мин).

3. Диапазон оценки объемной активности растворов (по изотопу цезий-137): 5×10^-8–10^-6 Ки/л (1,85×10³–3,7×10⁴ Бк/л).

4. Основная относительная погрешность измерения:

– мощности экспозиционной дозы гамма-излучения по цезию-137 не более ±30%;

– плотности потока бета-частиц от твердого плоского источника стронция-90 и иттрий-90 ±45%.

Результаты измерений

, имп	, имп	, имп/с	, имп/с	, с	, с	N ф, имп	N å, имп	, имп/с

 

3.5. Рассчитайте стандартные относительные ошибки измерения скорости счета импульсов от фона и от исследуемой пробы вместе с фоном по формуле (1.11), используя экспериментальные значения N _ф и N _å. По формуле (1.14) определите также относительную стандартную ошибку скорости счета импульсов от исследуемой пробы и сравните полученное значение с величиной заданной ошибки измерения = 3%.

3.6. На основании измеренных значений и рассчитайте коэффициент K = / и определите с помощью таблицы Белла – время измерения фоновых импульсов и – время измерения импульсов от пробы вместе с фоном, при которых относительная ошибка = 3%.

3.7. Сравните значения и , рассчитанные по формулам (1.16) и (1.17), с соответствующими значениями и , полученными с помощью таблицы Белла. Проанализируйте результаты проведенного сравнения.

3.8. Результаты вычислений занесите в табл. 1.4.

Таблица 1.4

Результаты вычислений

, %	, %		K	, с	, с

 

Контрольные вопросы

 

1. Запишите выражения для средней квадратичной ошибки и полуширины доверительного интервала при прямом измерении некоторой величины Х.

2. Запишите формулу для вычисления полуширины доверительного интервала и относительной ошибки при измерении скорости счета импульсов с вероятностью: 1) Р = 0,68; 2) Р = 0,90; 3) Р = 0,95.

3. Как можно определить оптимальное время измерений при радиометрии источников излучения?

4. Допустимо ли выбирать одинаковое время для измерения скорости счета фоновых импульсов и скорости счета импульсов от источника излучения с фоном?

5. В каких случаях при измерении скорости счета импульсов от источника излучения можно не учитывать скорость счета фоновых импульсов?

 

Л а б о р а т о р н а я р а б о т а № 2

ИЗУЧЕНИЕ РАБОТЫ СЦИНТИЛЛЯЦИОННОГО ДЕТЕКТОРА ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ

Цель работы: ознакомление с основами сцинтилляционного метода регистрации ионизирующих излучений; измерение счетной характеристики сцинтилляционного детектора и выбор рабочего напряжения фотоумножителя.

Приборы и принадлежности

В работе используется экспериментальная установка для изучения работы сцинтилляционного счетчика (рис. 2.2).

Рис. 2.2. Структурная схема экспериментальной установки:

1 – источник g-излучения; 2 – сцинтиллятор (люминофор);

3 – фотоэлектронный умножитель; 4 – сцинтилляционный счетчик

 

Излучение радиоактивного гамма-источника (на базе изотопа Cs-137) воздействует на люминофор NaI(Tl), теряя свою энергию на возбуждение атомов и молекул, и создает в нем вспышки (фотоны) света, которые регистрирует ФЭУ.

Импульсы напряжения поступают с выхода ФЭУ через дискриминатор на вход пересчетного устройства (ПСО). Питание ФЭУ осуществляется за счет высоковольтного блока, который запитан от блока низковольтного питания (±12 В). Для питания дискриминатора используются блоки низковольтного питания на 12 В, вмонтированные в ПСО.

Таблица

Приборы и принадлежности

Для определения длины пробега альфа-частиц в воздухе в работе используется дозиметр-радиометр МКС-АТ1117М с блоком детектирования БДПА-01.

Дозиметр-радиометр МКС-АТ1117М (рис. 3.1) состоит из блока обработки информации (БОИ) 1, подключенного гибким кабелем к блоку детектирования (БДПА-01) 2. Прибор позволяет регистрировать альфа-, бета-, гамма-, рентгеновское и нейтронное излучения.

Плотность потока альфа-частиц регистрируется в диапазоне от 0,1 до 10⁵ част./(мин×см²) и флюенс альфа-частиц от 1 до 3×10⁶ част./см².

Блок детектирования БДПА-01 состоит из сцинтилляционного детектора ZnS(Ag) диаметром 60 мм и фотоэлектронного умножителя (ФЭУ), смонтированных в едином корпусе.

Под действием альфа-частиц в сцинтилляторе возникают световые вспышки – сцинтилляции. ФЭУ преобразует световые вспышки в электрические импульсы.

Алгоритм работы обеспечивает непрерывность процесса измерения, вычисление «скользящих» средних значений и оперативное представление получаемой информации на табло, статистическую обработку результатов измерений и оценку статистических флуктуаций в темпе поступления сигналов от детектора, быструю адаптацию к изменению уровней радиации.

Рис. 3.1. Дозиметр-радиометр МКС-АТ1117М:

1 – блок обработки информации; 2 – блок детектирования БДПА-01;

3 – кассета для установки источника альфа-излучения

 

Для повышения стабильности измерений в БДПА-01 применена система светодиодной стабилизации измерительного тракта, которая одновременно обеспечивает проверку работоспособности всего тракта в процессе работы.

Электропитание прибора осуществляется от перезаряжаемого встроенного блока аккумуляторов с номинальным напряжением 6 В и номинальной емкостью 0,8 А×ч.

При работе в автономном режиме питание прибора осуществляется от встроенного блока аккумуляторов, для заряда которого в приборе имеется автоматическое зарядное устройство.

Заряд блока аккумуляторов осуществляется от следующих источников питания:

– сети переменного тока напряжением 220 (+22; –33) В, частотой 50 ± 1 Гц;

– внешнего источника постоянного тока напряжением 12 (+2,0; –1,5) В и выходным током не менее 1 А.

Прибор при включении автоматически устанавливает фиксированное значение пороговых уровней по плотности потока альфа-частиц j = 20 мин^–1·см^–2.

Время установления рабочего режима прибора – 1 мин.

Корпус блока обработки информации (БОИ) (рис. 3.2) выполнен из сплава алюминия и состоит из кожуха, передней и задней панелей. Сверху кожуха нанесена метка центра встроенного детектора. На передней стенке БОИ находится табло жидкокристаллического индикатора (ЖКИ) (1), поле индикации (2) (поле БОИ с индикацией работы БОИ, поле БД с индикацией работы внешнего БД), панель управления (3) с мембранными кнопками, а также индикация о заряде блока аккумуляторов.

 

Рис. 3.2. Общий вид передней панели блока обработки информации:

1 – жидкокристаллический индикатор; 2 – индикаторы работы блока

обработки информации; 3 – кнопки управления

 

Для переноски прибора в комплекте имеется съемный плечевой ремень, который крепится к корпусу винтами.

 

Приборы и принадлежности

Для исследования степени поглощения падающего потока гамма-квантов в данной лабораторной работе используется гамма-радиометр РУГ-91 «Адани» Функциональная схема прибора для измерений представлена на рис. 4.6.

Принцип действия гамма-радиометра основан на анализе амплитудного распределения световых импульсов, возникающих в сцинтилляционном детекторе при попадании в него гамма-квантов.

Рис. 4.6. Функциональная схема гамма-радиометра РУГ-91:

1 – источник ионизирующего излучения; 2 – поглотитель (исследуемая проба); 3 – защитный свинцовый экран; 4 – защитная крышка; 5 – сцинтиллятор – CsI(Tl); 6 – световод; 7 – фотоэлектронный умножитель (ФЭУ)

 

Исследуемый образец (проба) 2 устанавливается на детектор (сцинтиллятор) 5 внутрь свинцового защитного экрана 3. Сверху на пробу устанавливается источник излучения. Защитный экран закрывается свинцовой защитной крышкой 4.

Световые вспышки, возникающие в сцинтилляторе 5, через световод 6 попадают на фотокатод ФЭУ 7 и преобразуются в электрические импульсы, которые после усиления поступают в устройство селекции.

Устройство селекции производит сортировку импульсов по их амплитудам (пропорционально энергии регистрируемых гамма-квантов). Это позволяет определить парциальные вклады изотопов цезия и калия в суммарную активность пробы.

Устройство обработки управляет работой устройства селекции и вычисляет количественные характеристики ионизирующего излучения. Устройство индикации и управления задает режим работы гамма-радиометра и индицирует на табло результат измерения.

Таблица

Связь между единицами доз

Доза	Единицы	Перевод
в системе СИ	внесистемные
Экспозиционная	Кулон на килограмм воздуха (Кл/кг)	Рентген (Р)	1 Кл/кг = 3876 Р
Поглощенная	Грей (Гр)	Рад	1 Гр = 100 рад
Эквивалентная	Зиверт (Зв)	Бэр	1 Зв = 100 бэр

Эффективная доза. Когда облучение разных тканей организма неоднородно, то для оценки его воздействия на весь организм вводится понятие эффективной дозы. Это величина воздействия ионизирующего излучения, используемую как меру риска возникновения отдаленных последствий облучения организмачеловека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности.

Эффективная доза Е – это сумма произведений эквивалентной дозы Н_Т в органах и тканях Т на соответствующие взвешивающие коэффициенты:

Е = , (6.11)

где W_T – взвешивающий коэффициент (коэффициент радиационного риска), равный отношению риска облучения данного органа или ткани Т к суммарному риску при равномерном облучении всего тела.

Эффективная доза Е, как и эквивалентная доза Н, измеряется в зивертах (бэрах).

Коэффициенты W_T позволяют учесть эффект облучения вне зависимости от того, облучается все тело равномерно или неравномерно. Значения взвешивающих коэффициентов для тканей и органов приведены в табл. 6.3. Сумма взвешивающих коэффициентов для всего организма равняется единице .

Взаимосвязь между дозиметрическими и радиометрическими величинами. Радиометрические величины характеризуют распределение источников радиации. Основной радиометрической величиной является активность источника, измеряемая в СИ в беккерелях (Бк) либо в кюри. (Ки – внесистемная единица). Величины, связанные с активностью, характеризующие распределение радионуклидов: поверхностная активность (активность источника, приходящаяся на единицу площади, измеряемая в Бк/м², Ки/км² или уровеньзагрязненности поверхности); объемная активность (Бк/л, Ки/л): удельная или массовая (Бк/кг, Ки/кг) активность продуктов питания.

Таблица 6.3

Значения взвешивающего коэффициента W_T (коэффициента

радиационного риска) при равномерном облучении всего тела

Орган или ткань	WT
1. Красный костный мозг	0,12
2. Толстый кишечник	0,12
3. Легкие	0,12
4. Желудок	0,12
5, Молочная железа	0,12
6. Остальные ткани*	0,12
7. Половые железы (гонады)	0,08
8. Мочевой пузырь	0,04
9. Пищевод	0,04
10. Печень
11. Щитовидная железа	0,04
12. Костная поверхность	0,01
13. Кожа	0,01
14. Головной мозг	0,01
15. Слюнные железы	0,05
Всего:	1,00

* Остальные ткани: надпочечники, ткани экстраторакального отдела, жёлчный пузырь, сердце, почки, лимфоузлы, мышечная ткань, слизистая полости рта, поджелудочная железа, тонкий кишечник, селезёнка, тимус, предстательная железа (мужчины), матка/шейка матки (женщины).

 

В настоящее время имеется три основных радиоактивных элемента, обуславливающих фон и загрязнение среды: ¹³⁷Cs – источник гамма-излучения (энергия фотонов 662 кэВ) и бета-излучения (граничная анергия 520 кэВ), ⁹⁰Sr – источник бета-излучения (граничные энергии двух бета-переходов 546 кэВ и 2274 кэВ), ²³⁹Pu – источник альфа-излучения (энергия альфа-частиц 5,1 МэВ). Поскольку различные виды излучения обладают различной поражающей способностью, при исследовании загрязнения важно различать содержание g-, b- и a-активных радионуклидов. Универсальных приборов, позволяющих в полной мере решать эту задачу, нет. Радиометрический контроль чаше всего реализуется по гамма-излучению цезия-137; радиометрия бета- и альфа-излучения требует, как правило, радиохимического выделения элементов.

Более детальные данные, характеризующие эту связь, представлены в табл. 6.4.

Таблица 6.4

Приборы и принадлежности

В данной работе для измерений применяется радиометр комбинированный смешанного применения бытовой РКСБ-104.

Прибор РКСБ-104 выполняет функции дозиметра и радиометра и предназначен для измерения:

1) мощности полевой эквивалентной дозы гамма-излучения в диапазоне 0,1–99,99 мкЗв/ч, что соответствует мощности экспозиционной дозы гамма-излучения - 10–9999 мкР/ч;

2) плотности потока бета-излучения j с поверхности (по радионуклидам стронций-90 + иттрий-90) в диапазоне 0,1–99,99 частиц/(с × см²) или от 6 до 6000 частиц/(мин × см²);

3) удельной активности А_m радионуклида цезий-137 в веществе в диапазоне 2 × 10³–2 × 10⁶ Бк/кг, что соответствует удельной активности 5,4 × 10^-8–5,4 × 10^-5 Ки/кг.

Прибор РКСБ-104 (рис. 6.2) состоит из корпуса 1 и нижней крышки 2, где крепится крышка отсека питания 3 и крышка-фильтр 4. На лицевой панели находится окно для индикатора 6 и три тумблера - включения прибора (S1) и выбора режима работы (S2 и S3).

В режиме радиометра крышка-фильтр 4 снимается и движками кодового переключателя S4 выбирается вид измерения (МЭД гамма-излучения, плотность потока бета-излучения или удельная активность радионуклида цезий-137 в веществе).

В РКСБ устройство детектирования состоит их 2-х галогенных газоразрядных счетчиков Гейгера – Мюллера типа СБМ-20. Прибор РКСБ регистрирует мощность эквивалентной дозы гамма-излучения с энергией 0,06–1,25 МэВ, а бета-излучения - 0,5–3 МэВ.

Рис. 6.2. Общий вид радиометра РКСБ-104:

1 – корпус; 2 – нижняя крышка; 3 – крышка отсека питания;

4 – крышка-фильтр; 5 – запирающая защелка; 6 – окно для индикатора;

S1 –тумблер включения прибора; S2 и S3 – тумблеры выбора режима работы;

S4 – движки кодового переключателя

Бета-радиометрия

Цель работы: ознакомление с процессами бета-распада, свойствами бета-активных радионуклидов; определение удельной активности образцов и анализ образца из смеси радионуклидов.

 

1. Основные теоретические положения

 

Самопроизвольное превращение ядер с испусканием элементарных частиц или их групп называется радиоактивным распадом. Если радиоактивный распад сопровождается испусканием альфа-частиц, то он называется альфа-распадом, бета-частиц – бета-распадом. Альфа- и бета-распад обычно сопровождается излучением фотонов (гамма-квантов).

Бета-распадом называется самопроизвольное превращение нестабильных ядер, которое сопровождается излучением (или поглощением) электрона и антинейтрино, или позитрона и нейтрино.

Нейтрино – легкая (возможно, не имеющая массы) стабильная элементарная электрически нейтральная частица. Антинейтрино – античастица для нейтрино.

Известны три вида бета-распада: b^– (электронный), b⁺ (позитронный) и электронный (или K -) захват (табл. 7.1).

Таблица 7.1

Виды бета-распада

Вид распада	Схема распада	Энергетическое условие распада
b–		>
b+		>
K -захват		>

Примечание. A – массовое число; z – зарядовое число (порядковый номер в периодической таблице элементов); Х и Y – символы химических элементов; М – масса ядра; m_e – масса электрона; v и – символы нейтрино и антинейтрино.

 

Бета-частицы рождаются при радиоактивном распаде, причем бета-распад – процесс внутринуклонный, при котором в ядре распадается один нуклон.

В результате электронного бета-распада активным является свободный нейтрон, распадающийся на протон, электрон и антинейтрино. При этом исходное ядро превращается в новое ядро, масса которого остается прежней, а заряд увеличивается на единицу:

.

Позитронный бета-распад приводит к образованию ядра с прежней массой и зарядом, уменьшенным на единицу. При позитронном распаде в ядре распадается одиночный протон с образованием нейтрона, позитрона и нейтрино:

.

Позитрон стабилен, но в веществе существует лишь короткое время (доли секунды) из-за аннигиляции с электронами.

При электронном захвате ядро поглощает один из электронов, расположенных на внутренних орбитах атома (чаще K -слоя).

.

Место захваченного электрона сразу же занимается электроном с более высокого уровня, при этом испускается рентгеновское излучение. Таким образом, при всех видах бета-распада массовое число A остается без изменения, а зарядовое число Z отличается от исходного на DZ = ±1.

Типичные представители бета-активных ядер: калий-40, стронций-90, цезий-137 (первый из них – естественного происхождения, два других – результаты аварии на Чернобыльской АЭС).

Схема распада приведена на рис. 7.1.

Рис. 7.1. Схема распада изотопа калия-40

Его период полураспада (Т_1/2 = 1,4 × 10⁹ лет) сравним со временем жизни солнечной системы (~4,6 × 10⁹ лет). Главный канал распада (его доля 88,8%) – электронный бета-распад в основное состояние с граничной максимальной энергией Е ₀ = 1321 кэВ.

На долю K -захвата приходится 11% распадов и на долю позитронного распада – 0,16%. Содержание изотопа в природном калии составляет 0,012%, а удельная бета-активность природного калия около 3×10⁴ Бк/кг.

Ядра цезия-137, наряду с бета-частицами, испускают гамма-кванты с энергией 661 кэВ (рис. 7.2).

Стронций-иттриевый источник является чистым бета-излучателем; он содержит два компонента с граничными максимальными энергиями 546 кэВ и 2274 кэВ соответственно (рис. 7.3).

Рис. 7.2. Схема распада ядра Рис. 7.3. Схема распада ядра

цезия-137 стронция-90

Бета-радиометрия имеет свои особенности. Они обусловлены непрерывным энергетическим спектром бета-частиц и небольшой длиной пробега в жидких и твердых веществах.

Из-за непрерывного спектра для идентификации бета-излучателя необходимо измерить энергетическое распределение бета-частиц и построить график Ферми – Кюри для определения граничной энергии Е ₀. С этой целью применяются бета-спектрометры – приборы сложные и дорогие. Поэтому для радиометрии типична ситуация, когда заранее известны возможные распадающиеся элементы и нужно измерить удельную активность (Ки/кг и Ки/л) или поверхностную активность (частиц/(см² × с); Ки/км²) для конкретного изотопа. Измерение активности может быть выполнено абсолютным или относительным методом (см. лаб. раб. № 5). Абсолютный метод требует знания довольно большого числа поправочных коэффициентов и специально изготовленного источника (проводятся в условиях сферической геометрии). В относительном методе применяются эталонные источники с известной удельной активностью выбранного изотопа, по составу, весу и форме близкие к изучаемой пробе.

Пробег бета-частиц с непрерывным энергетическим спектром может характеризоваться величиной максимального пробега R _max (минимальная толщина поглотителя, при которой полностью задерживаются все бета-частицы). Потери энергии бета-частиц пропорциональны числу n электронов в единице объема вещества, а величина n = N _A Z r / A (где N _A – число Авогадро; Z – атомный номер; А – массовое число; ρ – плотность) и примерно одинакова для слоев вещества разной толщины, но одинаковой массы.

Поэтому толщину поглотителя (и пробеги) принято выражать значением массы на единицу площади (г/см²). Обычно измеряют максимальный пробег бета-частиц для алюминия (R _A1); для другого вещества R = R _A1(Z / A)_A1 / (Z/A). Между граничной энергией (R _max, г/см²) бета-спектра и максимальным пробегом (Е _max, МэВ) имеются эмпирические соотношения, например:

, (7.1)

где 0,05 < Е _max < 3 МэВ.

Представление о толщинах алюминиевых поглотителей, задерживающих бета -частицы с различными Е _max, дает табл. 7.2.

Таблица 7.2

Результаты измерений

№ образца	Исследуемый препарат	N ф	N сф	N с
без фильтра	с фильтром	без фильтра	с фильтром
	KС1 (K-40)
	Грибной порошок (Cs-137)
	Смесь KС1 и грибного порошка

 

3.1.4. Определите коэффициент подавления k бета-излучения калия-40, находящегося в KС1 (образец № 1), двумя алюминиевыми фильтрами:

, (7.3)

где – число импульсов от первого образца с фильтром; – число импульсов от первого образца без фильтра.

3.1.5. Определите число импульсов от смеси препаратов без фильтра (обозначим его по номеру образца) по формуле

, (7.4)

где N ₁ и N ₂ – число импульсов от каждого из компонентов смеси.

Число импульсов от смеси препаратов с фильтром (обозначим его ) будет равно

, (7.5)

так как излучение от второго компонента смеси (грибного порошка) практически полностью подавляется фильтром. Используя определенные значения , и значение коэффициента подавления k, решите совместно уравнения (7.4) и (7.5) и найдите N ₁ и N ₂. Результаты расчетов занесите в табл. 7.4.

Таблица 7.4

Результаты расчетов

№ образца	Анализируемый препарат	N 1	N 2	k	А 1, Ки/л	А 2, Ки/л
	Смесь KС1 и грибного порошка

3.1.6. Определите объемные активности А ₁ и А ₂ каждой из компонент смеси:

; , (7.6)

где k _п – постоянная прибора (k _п = 8×10^–9 Ки×мин/л); t – время измерения, мин.

Таблица 8.1

Поправочные коэффициенты

Объем пробы, мл	Поправочный коэффициент
	2,6
	1,6
	1,2
	1,0

 

В случае если удельный вес образца отличается от единицы, взвесьте исследуемый обра