Регистрация ионизирующих излучений. Физическая защита

российский национальный исследовательский медицинский университет

им. н.и. пирогова

медико-биологический факультет

кафедра молекулярной фармакологии и радиобиологии

им. академика п. в.сергеева

ПРАКТИКУМ ПО РАДИОБИОЛОГИИ

ЧАСТЬ 1

регистрация ионизирующих излучений.

физическая защита.

Методическая разработка для студентов

Москва 2016 г.

Введение

Настоящий практикум объединяет в себе 3 лабораторные работы, предназначенные для обучения студентов медико-биологического факультета РГМУ приемам работы с приборами радиометрического и дозиметрического контроля и методам расчета дозиметрических величин.

В общей части практикума содержатся сведения об основных дозиметрических величинах и их взаимосвязи. Каждая практическая работа содержит теоретическую и практическую часть. В теоретической части изложены принципы используемого в работе метода регистрации ИИ, его особенности. Практическая часть содержит описание конкретного прибора, методику проведения работы и получения конечного результата. Оформленная практическая работа должна содержать:

1.  Краткий конспект теоретической части.

2.  Цели и задачи работы.

3.  Протокол получения первичных результатов, содержащий дату, средства и условия проведения эксперимента, собственно результаты измерений. Протокол подписывается у преподавателя.

4.  Графики, формулы и ход расчетов по ним. Графики выполняются на миллиметровой бумаге в масштабе, максимально возможном для формата А4-А5. В случае использования обычной бумаги график должен выполняться с помощью любой доступной программы статистической обработки данных.

5.  Окончательный результат, выводы.

Для контроля усвояемости материала в конце каждой работы содержатся вопросы, на которые студент должен уметь отвечать.

Заключительная часть практикума содержит теоретические задачи. Так как при решении задач, могут понадобиться данные, полученные при выполнении лабораторных работ заданий, то эта часть выполняется в последнюю очередь.

Основные дозиметрические величины

Поглощенная доза (D) ионизирующего излучения - это средняя энергия (dE), переданная ионизирующими частицами единице массы облучаемого вещества (dm):

D = dE / dm (1)

В системе СИ единицей поглощенной дозы является 1 грей (1 Гр). 1Гр равен одному джоулю, поглощенному в 1 кг вещества (1 Гр = 1 Дж/Кг ).

Специальная (исторически сложившаяся) единица поглощенной дозы 1 рад (radiation absorbed dose). 1 рад = 100 эрг/г = 10-2 Дж/кг = 10-2Гр.

Для оценки биологического действия ИИ решающую роль играет количество энергии, поглощенной организмом и его тканями, а именно - поглощенная доза. Однако, существующие дозиметрические приборы позволяют измерить не поглощенную дозу, а лишь величину ионизирующего эффекта излучения в воздушной среде, т. е. экспозиционную дозу.

Экспозиционная доза (X) ионизирующего излучения - это полный заряд (dQ) ионов одного знака, возникающих в единице массы воздуха (dm) при полном торможении всех вторичных электронов, образованных фотонами в объеме воздуха, соответствующим этой массе.

Х = dQ / dm (2)

Единицей экспозиционной дозы в системе СИ является Кл/кг. На практике, несмотря на рекомендации использовать международные единицы, чаще пользуются внесистемной, исторически сложившейся единицей экспозиционной дозы – рентгеном (Р).

Рентген был введен в 1928 г. для определения экспозиционной дозы, создаваемой фотонным излучением в воздухе и определялся как такое количество рентгеновского или гамма-излучения при котором сопряженная с ним корпускулярная эмиссия образует в 1 см3 (0,001293 г) воздуха столько ионов каждого знака, что их общий заряд составляет 1 электростатическую единицу заряда.

1Р = 0,258 мКл/кг (3)

Учитывая, что для образования 1 единицы заряда СГСЭ требуется 2,08•109 пар ионов на 1 см3, а средняя работа ионизации в воздухе составляет 34 эВ, и 1 эВ = 1,6•10-12эрг, то измерение дозы в рентгенах, позволяет рассчитать дозу, поглощенную в объеме:

1Р = 2,08·109·34·1,6·10-12 = 0,114 эрг/см3 (4)

Величина поглощенной дозы излучения зависит от свойств излучения и свойств поглощающей среды. Соотношение между экспозиционной и поглощенной дозой фотонного излучения составляет для воздуха: 1Р = 0,88 рад, для мягких тканей 1Р = 0,95 рад. Как видно из последнего соотношения, экспозиционная и поглощенная дозы, выраженные во внесистемных единицах численно практически равны (разница составляет всего 5%). Данное обстоятельство отчасти оправдывает использование внесистемной единицы рентгена.

Экспозиционная и поглощенная дозы, отнесенные к единице времени называются соответственно мощностью экспозиционной и мощностью поглощенной доз облучения.

Практическое использование радиоактивных нуклидов и меченых препаратов делает необходимым их количественное измерение, при этом пользуются не единицами массы, а единицами активности. Под активностью А понимают число спонтанных ядерных превращений в препарате dN за малый промежуток времени dt,:

A = dN / dt. = lN = lN0 e - lt = А0e - lt, l= 0,693/T½, (5)

где N и Nо число радиоактивных ядер в момент времени t и t0, l - постоянная распада, T½ - период полураспада.

Единицей радиоактивности в системе СИ является беккерель (Бк, Bq). 1Бк = 1 распад в секунду. Кроме того, иногда используют исторически сложившуюся, внесистемную единицу - кюри (Ки, Ci). Активностью в 1 Ки обладает 1 г радия (226Ra) с находящимся в равновесии с ним радоном. 1Ки=3,7•1010 Бк. В связи с тем, что беккерель величина незначительная, а кюри – громоздкая применяют также кратные и дольные единицы активности. (см. Приложения, табл.1.)

Для оценки радиоактивного загрязнения территории (плотности радиоактивного загрязнения применяют величины радиоактивности отнесенные к единице площади – Ки/км2, кБк/м2. Кроме того, на практике пользуются понятием удельной активности, представляющей собой активность препарата, отнесенную к единице массы или пересчитанную на моль вещества.

В дозиметрии ИИ и при расчете защиты часто используются понятия потока частиц, плотности потока, интенсивности излучения (I).

Поток частиц или флюенс (Ф) – это отношение числа частиц dN, проникающих в объем элементарной сферы, к площади её поперечного сечения dS.

Ф = dN / dS [частиц/м2], (6)

Плотностью потока частиц (φ) называют флюенс в единицу времени.

φ = dФ / dt [частиц/м2c] , (7)

Плотность потока частиц и активность точечного источника связаны соотношением:

φ = A / 4pR2, где R – расстояние до источника ИИ, (8)

Так как ионизирующие частицы переносят определенное количество энергии, то наряду с понятиями потока и плотности потока частиц можно пользоваться понятием потока энергии(Y), переносимой излучением и её плотности потока или интенсивности( I ).

Y = dE / dS [Дж/м2] I = dY / dt [Дж/м2c] , (9)

Для расчета экспозиционных доз от любых изотопных источников γ-излучения используют гамма постоянную и гамма-эквивалент

Гамма-постоянная (Кg) - это мощность дозы, создаваемая 1 милликюри данного радионуклида на расстоянии 1 см от него. Размерность р см2/час мКи.

Гамма-эквивалент (Г) - это такое количество радия (в ед. массы), которое создает такую же мощность дозы, как и данный источник излучения. Единица измерения - мг-экв. радия. При расчете экспозиционных доз от внешних источников гамма-излучения пользуются следующими формулами:

X = Кg А t /R2 , (10)

X = 8,4Г t /R2 , (11)

Мерой радиационной опасности для биологических объектов является поглощенная доза. Однако, реакция организма, его систем, органов, тканей определяется не только величиной поглощенной дозы, но и распределением дозы во времени (мощность дозы, фракционирование дозы) и качеством излучения. Каждый вид ионизирующего излучения характеризуется своим качеством, своей относительной биологической эффективностью (ОБЭ),

Для установления радиационной опасности от разных видов излучений используют понятие эквивалентной дозы (H).

H = D WR, (12)

где D поглощенная доза WR – взвешивающий коэффициент (коэффициент качества, коэффициент ОБЭ), показывающий во сколько раз данный вид излучения вызывает более сильное биологическое действие, чем стандартное излучение (стандартным считается рентгеновское излучение с энергией квантов 180-200 кэВ) при одинаковой поглощенной дозе (Табл. 1).

В системе СИ за единицу эквивалентной дозы принят зиверт (Зв). Внесистемной единицей эквивалентной дозы является 1 бэр (биологический эквивалент рада).

Таблица 2. Коэффициенты радиационного риска для разных органов (тканей) человека при равномерном облучении. Орган (ткань)	WT (КРР)
Красный косный мозг	0,12
Костная ткань	0,03
Щитовидная железа	0,03
Молочная железа	0,15
Легкие	0,12
Гонады	0,25
Другие ткани	0,30
Организм в целом	1,00

Следует также учитывать, что одни части тела (органы, ткани) более чувствительны, чем другие. Поэтому для правильного расчета доз облучения пользуются взвешивающими коэффициентами WT (коэффициенты радиационного риска (табл.2).

Умножив эквивалентную дозу на соответствующие коэффициенты и просуммировав по всем органам и тканям, получают эффективную эквивалентную дозу, отражающую суммарный эффект облучения для организма; она также измеряется в зивертах.

E= ΣHт Wт,

Эффективная эквивалентная доза - это величина, используемая как мера радиационного риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела и отдельных его органов и тканей Суммирование индивидуальных эффективных эквивалентных доз, полученных группой людей, приводит к коллективной эффективной эквивалентной дозе, измеряемой в человеко-зивертах.

Все источники ионизирующих излучений делят на естественные и искусственные. Естественные источники ионизирующих излучений (радионуклиды радиоактивных семейств и не входящие в них, космическое излучение) создают на Земле естественный радиационный фон, средняя мощность которого составляет -2400 мкЗв в год. К искусственным источникам ИИ относят искусственно полученные радионуклиды и технические устройства – ядерные реакторы, ускорители, рентгеновские трубки и т. п.

В силу различной профессиональной принадлежности людей к источникам излучений разные группы населения получают неодинаковые дозы облучения. В связи с этим, «Нормами радиационной безопасности» устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

- персонал (лица, непосредственно работающие с источниками ионизирующих излучений - группа А и лица, работающие на опасных в радиационном отношении объектах, но не имеющих непосредственного контакта с источниками ионизирующих излучений - группа Б, например, управляющий персонал АЭС);

- население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности.

Основные пределы доз приведены в таблице 3.

Таблица 3. Основные дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения.

Нормируемые величины*	Дозовые пределы для:
Персонала (группа А)**	Населения
Эффективная доза за год	20 мЗв в среднем за любые 5 лет, но не более 50 мЗв в год	1 мЗв в среднем за любые 5 лет, но не более 5 мЗв в год.
Эвивалентная доза за год:
в хрусталике***	150 мЗв в год	15 мЗв в год
в коже****	500 мЗв в год	50 мЗв в год
в кистях и стопах	500 мЗв в год	50 мЗв в год

Примечания:

* Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам.

** Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б. равны 1/4 значений для персонала группы А.

*** Относится к дозе на глубине 300 мг/см2

**** Относится к среднему по площади в 1 см2 значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/м2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2 . На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см2. Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 см2 площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц.

ионизационный метод

Введение

Ионизационный метод регистрации ИИ основан на обнаружении ионных пар в чувствительной среде. Способ детектирования может быть различным и в зависимости от этого датчики имеют разную конструкцию.

Рис. 1. Принципиальная схема устройства газоразрядного датчика. Цифрами обозначены: 1 - траектория частицы, 2 - чувствительный объем датчика, 3 - электроды, 4 - регистратор.

Газоразрядные датчики получили очень широкое распространение благодаря простоте конструкции. Датчик имеет чувствительный объем, заполненный газом в котором находятся два электрода. К электродам приложена разность потенциалов. Работа такого датчика основана на определении силы ионизационного тока, возникающего в чувствительном объеме под действием ИИ.

Газоразрядные датчики работают в различных областях вольтамперной характеристики (ВАХ) газового разряда, которая имеет несколько ясно различимых участков (рис.2). (Газовым разрядом называют прохождение электрического тока через газ).

Рис. 2. Вольтамперные характеристики газового разряда для частиц с разной удельной ионизацией. Цифрами обозначены области: I - закона Ома, II - ионизационной камеры, III - пропорциональная, IV - ограниченной пропорциональности, V - Гейгера, VI - спонтанного газового разряда.

Область закона Ома. В этой области наряду с первичной ионизацией молекул газа, вызванной ионизирующей частицей имеет место рекомбинация ионов. Вследствие этого не все образовавшиеся ионы достигают электродов, поэтому увеличение напряжения на электродах приводит к пропорциональному росту силы тока.

Область ионизационной камеры. Увеличение силы тока продолжается до некоторого значения напряжения и далее выходит на плато. На этом участке она не зависит от разности потенциалов на электродах, а определяется только количеством ионов, которые образуются под действием ионизирующей частицы в объеме датчика.

Пропорциональная область (область несамостоятельного газового разряда). В этой области напряжение на электродах столь велико, что ионы, образовавшиеся в результате первичной ионизации, приобретают достаточную кинетическую энергию, чтобы на пути своего пробега произвести вторичную (ударную) ионизацию. В свою очередь, вновь образованные ионы ускоряются электрическим полем и ионизируют новые молекулы. Возникает лавинный разряд, который получил название несамостоятельного. Он прекращается, как только все носители зарядов достигнут соответствующих электродов. Нарастание ионизационного тока в результате несамостоятельного газового разряда называется газовым усилением, которое характеризуется коэффициентом газового усиления k. Коэффициент газового усиления численно равен отношению числа ионов N, достигших электродов, к первоначальному числу ионов N0, образовавшихся при первичной ионизации. Коэффициент газового усиления в этой области не зависит от первоначального числа ионов, образованных частицей и изменяется от единицы в начале области и до 1000 в конце ее.

Область ограниченной пропорциональности. В этой области коэффициент газового усиления сильно возрастает по абсолютной величине и зависит от начальной ионизации – чем меньше первичная ионизация, тем быстрее растет коэффициент газового усиления. Это приводит к сближению кривых с разной начальной ионизацией в конце этой области.

Гейгеровская область (область самостоятельного газового разряда). На этом участке ВАХ сила тока не зависит от величины первичной ионизации. Каждый электрон, возникший в объеме датчика под действием ионизирующей частицы, вызывает вспышку самостоятельного разряда, который поддерживается за счет вновь образующихся носителей заряда.

Область самопроизвольного разряда Дальнейшее повышение напряжения приводит к развитию самопроизвольного газового разряда, возникающего без первичной ионизации. В этом случае датчик не пригоден для измерения и может выйти из строя вследствие пробоя.

В зависимости от рабочего напряжения на электродах газоразрядные датчики делят на две большие группы: ионизационные камеры, работающие во 2-ой области ВАХ газового разряда и газовые счетчики, работающие в 3-ей (пропорциональные счетчики) и 5-ой области (счетчики Гейгера-Мюллера).

Ионизационный принцип регистрации ИИ находит применение не только в газоразрядных, но и в полупроводниковых датчиках. Чувствительным объемом в них является кристалл полупроводника, в котором под действием ИИ образуются электроны и дырки. Эти носители заряда разделяются электрическим полем и собираются на границах кристалла, создавая разность потенциалов, которую регистрируют.

Рис. 3. Схема регистрации ионизирующих частиц в камере Вильсона. Цифрами обозначены: 1 – фото-камера, 2 - источник света, 3 - трек частицы, 4 - чувствительный объем камеры, 5 - поршень.

Трековые приборы - камера Вильсона и пузырьковая камера предназначены для визуализации траектории движения частиц с целью определения их физических характеристик и особенностей взаимопревращений.

Камера Вильсона представляет собой замкнутый объем, в котором находятся насыщенные пары какой-либо жидкости. Периодически, путем резкого охлаждения, за счет адиабатического расширения объема камеры, пары переводят в пересыщенное состояние. При попадании в камеру ионизирующей частицы образующиеся ионы становятся центрами конденсации молекул пересыщенного пара. Таким образом, вдоль траектории движения частицы образуется цепочка капель. Фотографирование при вспышке позволяет фиксировать ионные следы ионизирующих частиц - треки. Сходным образом работает и пузырьковая камера, используемая для получения треков частиц высоких энергий. Рабочий объем в ней вместо насыщенного пара содержит прозрачную перегретую жидкость (жидкий водород, пропан, фреоны). Ионизирующая частица, попадая в камеру, вызывает резкое вскипание жидкости в узком канале вдоль своего пути. Возникающая при этом цепочка пузырьков фотографируется, как в камере Вильсона.

лабораторнаяработа №1

радиометрия источников ионизирующих излучений

Теоретическая часть

Газовые счетчики предназначены для регистрации отдельных ионизирующих частиц. Благодаря высокой чувствительности счетчик реагирует на каждую ионизирующую частицу, появившуюся внутри чувствительного объема счетчика.

а б Рис. 1.1. Конструкции счетчиков Гейгера-Мюллера (а - цилиндрического, б - торцевого). Цифрами обозначены: 1 - анод, 2 - катод, 3 - слюдяное окно.

Конструкция газового счетчика представляет собой герметичный тонкостенный цилиндр, внутренняя поверхность которого является катодом. Анодом служит тонкая (около 0,05 мм) металлическая нить, протянутая вдоль оси цилиндра. Счетчик такой конструкции называется цилиндрическим. Он предназначен для регистрации рентгеновского, g-излучения, и жесткого b-излучения. Для регистрации мягкого b-излучения (иногда и альфа-частиц) используют торцевой счетчик (рис.1.1). Его особенностью является наличие окна в торце счетчика, закрытого тонкой (0,01 мм) пластинкой из слюды или пластмассы. Внутренний объем счетчика чаще всего заполняют одноатомным газом – неоном, аргоном, их смесью.

В отличие от ионизационных камер в газовых счетчиках для усиления ионизационного тока используется газовый разряд. В зависимости от характера используемого газового разряда газовые счетчики делят на два типа: пропорциональные счетчики и счетчики Гейгера-Мюллера.

Особенности физических процессов в газоразрядных счетчиках обусловлены резкой асимметрией в геометрии электродов. Их можно разделить на три стадии.

1)   Первичная ионизация. Эта ионизация возникает вдоль траектории заряженной частицы, проходящей через счетчик. Если трек частицы уместился в объеме счетчика, то число ионов пропорционально энергии частицы.

2)   Вторичная ионизация. Ассиметрия электродов приводит к тому, что напряженность электрического поля велика вблизи анода и мала в остальном объеме счетчика. Первичные электроны, у самого анода-нити резко ускоряются, приобретая энергию достаточную для проведения вторичной ионизации. Поле вблизи анода столь велико, что образовавшиеся вторичные электроны успевают разогнаться и произвести новые ионизации так, что процесс носит лавинный характер – развивается вспышка несамостоятельного газового разряда. Вторичная ионизация происходит в очень малом объеме (r»10-2 см). Поэтому можно считать, что первичная ионизация происходит вне этой области, а, значит, любой первичный электрон вызывает лавину одной и той же величины. Так как число первичных электронов пропорционально энергии ионизирующей частицы, то и полное количество электронов достигших анода будет пропорционально энергии этой частицы.

3)   Повторные лавины. После первой лавины электронов, инициированной первичной ионизацией, могут возникать повторные лавины в результате образования новых электронов за счет двух механизмов. Во-первых, двигающиеся к аноду электроны, возбуждают молекулы среды, которые, переходя в основное состояние, испускают фотоны. Эти фотоны путем фотоэффекта выбивают из катода электроны. Во-вторых, положительные ионы, достигая катода в процессе нейтрализации выбивают из него электроны, которые вместе с фотоэлектронами и являются родоначальниками новых лавин. В результате, при достаточно высоком напряжении на электродах (гейгеровская область) развивается самостоятельный газовый разряд.

Важнейшими характеристиками счетчиков являются:

1)   Разрешающее время - минимальный интервал времени следования двух импульсов, при котором каждый импульс регистрируется в отдельности. Максимальное число ионизирующих частиц регистрируемых счетчиком за 1с, называется разрешающей способностью детектора.

2)   Эффективность счета - отношение числа зарегистрированных частиц к числу частиц, попавших в чувствительный объем счетчика. Выражается в процентах.

3)   Счетная характеристика - зависимость скорости счета от напряжения на электродах. Данная зависимость имеет вид кривой с очень широким, почти горизонтальным плато, наклон которого и протяженность определяют качество работы счетчика. Счетчик тем лучше, чем шире плато и чем ближе оно к горизонтальному.

Пропорциональные счетчики (ПС) работают в области несамостоятельного газового разряда, при котором выходной импульс пропорционален энергии регистрируемой частицы. Поэтому ПС не только регистрирует частицу, но и измеряет ее энергию.

Эффективность счета по отношению к заряженным частицам составляет 100%. Однако, счетная характеристика ПС такова, что их использование для регистрации b-частиц возможно лишь при использовании высокочувствительных схем или при наполнении газом под давлением более 1 атм. Разрешающее время ПС составляет 10-4¸10-3 с. Возможно снижение разрешающего времени до 10-6¸10-8 с. У счетчиков предназначенных для регистрации заряженных частиц в корпусе счетчика вырезают входное окно, которое закрывают тонкой фольгой или слюдой. Такие ПС работают при атмосферном давлении.

Счетчики Гейгера-Мюллера (СГ) работают в области самостоятельного газового разряда. Поскольку счетчик, в котором развился самостоятельный газовый разряд, становится не пригоден для регистрации излучения, для его нормальной работы этот разряд необходимо погасить. По способу гашения газового разряда СГ подразделяют на два типа.

В несамогасящихся СГ последовательно аноду включено высокоомное сопротивление (порядка 109 Ом). Благодаря этому восстановление напряжения на электродах происходит медленно и газовый разряд затухает. В самогасящихся счетчиках роль гасителя выполняют молекулы органического соединения - этанола, этилена, изопентана и др. В таком счетчике прекращение разряда достигается за счет поглощения молекулами спирта фотонов, препятствуя этим образованию повторных лавин. Так как молекула, поглотившая фотон, необратимо диссоциирует, то гаситель со временем «выгорает» и счетчик становится неработоспособным. Таким образом, срок службы такого счетчика определяется числом молекул спирта и составляет 108 импульсов.

Более широкое распространение получили галогеновые СГ, в которых в качестве гасителя используется хлор или бром. Применение галогенов делает срок службы СГ практически неограниченным т. к. молекулы галогенов диссоциируют обратимо. Помимо этого преимущества, галогеновые СГ имеют небольшое рабочее напряжение - 300¸400 В (для обычных СГ - 700 ¸ 1600 В), не боятся перегрузок, имеют сравнительно высокую скорость счета (до 2*103 имп./с). К недостаткам следует отнести значительный наклон плато счетной характеристики (более 5% на 100 В) и длительное время развития разряда (примерно на два порядка выше, чем у высоковольтных СГ). Из-за химической активности галогенов для изготовления счетчиков применяются коррозийностойкие материалы - нержавеющая сталь, тантал, вольфрам и др.

Разрешающее время для счетчиков Гейгера составляет 10-3-10-7с. Большее разрешающее время характерно для счетчиков с радиотехнической системой гашения разряда. Эффективность счета СГ для заряженных частиц составляет около 100%, для γ-квантов - 1-2%.

Практическая часть

Цель работы:

Получение навыков измерения и расчета дозиметрических величин с помощью персонального индикатора радиоактивности «РадиаСкан-701»

Задачи работы:

1.  . Оценить плотность потока γ-квантов, рассчитать активность контрольного источника γ-излучения, Определить Рассчитать гамма-постоянную, определить источник γ-излучения.

2.  Определить плотность потока β-частиц и рассчитать активность контрольных источников

Описание персонального индикатора радиоактивности «РадиаСкан-701».

Данный прибор предназначен для индивидуального использования населением с целью контроля радиационной обстановки на местности в жилых и рабочих помещениях Он выполняет функции радиометра и дозиметра и предназначен для измерения:

·  мощности эквивалентной/экспозиционной дозы γ-излучения;

·  эквивалентной/экспозиционной дозы γ-излучения;

·  плотности потока β-излучения;

·  плотности потока a-излучения

Прибор выполнен в виде единого блока, включающего в себя детектор, преобразователь и регистратор.

Детектор - торцевой счетчик Гейгера-Мюллера (тип «Бета 1-1»),

Преобразователь представляет собой электронную схему, состоящую из делителя частоты, устройства управления, счетчика импульсов, порогового устройства, таймера, преобразователя напряжения.

Регистратор данного прибора состоит из цветного OLED-дисплея, светодиодного индикатора и оповещающего звукового устройства.

На лицевой панели прибора (рис. 1.) расположены:

·  OLED-дисплей. Показывает результаты измерения и сигнальные символы:

·  Кнопка включения (1). Включает (выключает) прибор, запускает измерения дозы/мощности дозы.

·  Световой индикатор импульсов (2). Визуализирует регистрацию ионизирующих частиц.

·  Кнопка вызова меню. (3). Позволяет производить смену режима работы прибора и производить его тонкую настройку

·  Навигационные кнопки (4). Служат для перемещения по пунктам меню.

На тыльной стороне расположен датчик и батарейный отсек (закрыты съемными крышками

Более подробно устройство и правила работы с прибором изложены в «Руководстве по эксплуатации». (см. п. п. 1.1-1.7 (кроме 1.7.2,4,5), 3(кроме, 3.8,10,11)

Ход работы.

Отработайте методики измерения мощности эквивалентной/экспозиционной дозы γ-излучения и плотности потока β-излучения

Выполнение задачи №1

1.  Произведите замер величины мощности амбиентной дозы g-излучения (согласно п. 3.7. руководства по эксплуатации) Измерения проводятся в мкР с погрешностью не менее 10% и временем измерения не менее 5 мин. Запишите полученный результат.

2.  Расположите прибор в шаблоне рядом с контейнером, содержащим источник g-излучения (рис.2). Произведите замер мощности дозы g-излучения на расстоянии 17 см. Вычислите истинное значение мощности дозы g-излучения от источника по формуле Pxи = Pxи+ф - Pxф. Запишите полученное значение.

3.  Выньте прибор из шаблона. Призведите измерения фонового значения полотности потока g-квантов в режиме БЕТА согласно п.3.9 Руководства по эксплуатации. Время измерения и погрешность указаны в п1.

4.  Расположите прибор в шаблоне рядом с контейнером согласно указанной схеме (п.2) Произведите замер плотности потока g-квантов (режим БЕТА!) на расстоянии 17 см. Запишите полученное значение. Не выключайте прибор! Этот режим потребуется для выполнения задачи №2

5.  Рассчитайте значение активности радионуклида в [Бк] по формуле 4 и умножив полученный результат на изотопный поправочный коэффициент К (значение коэффициента дает преподаватель). Переведите Бк в мКи. Рассчитайте гамма-постоянную в [Р•см2/час•мКи] по формуле (6) и по её значению определите радионуклид – источник γ-излучения.

Выполнение задачи №2.

1.  Произведите замер фонового значения плотности потока бета-частиц (режим БЕТА) в соответствии с инструкцией к прибору (стр 26,27, 63,64 «Руководства по эксплуатации») Измерения проводятся с погрешностью не менее 10% и временем измерения не менее 3 мин.

2.  Откройте источник β-излучения, поместите его в шаблон и расположите прибор над источником Произведите замер значения плотности потока бета-частиц источника №№1, 2 (режим БЕТА) Запишите полученные значения

3.  Рассчитайте активность контрольного источника №1 и №2, используя формулу 8 (R1=5,0 см R2=5,7 см)

Контрольные вопросы

1.  Основные дозиметрические величины и их взаимосвязь.

2.  Фотонные виды ИИ, их особенности, спектры, механизм образования.

3.  Особенности взаимодействия фотонных ИИ с веществом (закон ослабления потока g-квантов, понятия линейного и массового коэффициента ослабления, слоя половинного ослабления)

4.  Принцип регистрации ИИ ионизационным методом, детекторы, используемые в методе.

5.  Устройство газового счетчика, особенности устройства торцового счетчика.

6.  Физические процессы, происходящие в газовых счетчиках.

7.  Основные эксплуатационные характеристики газовых счетчиков

8.  Виды газовых счетчиков, особенности работы.

9.  Преимущества и недостатки газовых счетчиков перед ионизационными камерами

10.  Особенности конструкции счетчиков Гейгера-Мюллера для регистрации γ-квантов и b-частиц.

лабораторная работа №2

дозиметрия рентгеновского излучения

Теоретическая часть

Ионизационная камера является одним из самых распространенных газоразрядных детекторов, используемых для регистрации ионизирующих излучений.

Ионизационная камера в простейшем виде представляет тонкостенный замкнутый объем, наполненный каким-либо одноатомным газом (аргоном, неоном и др.). В этом объеме помещаются два электрода, к которым прикладывается напряжение (рис. 1.)

Заряженная частица, попадая в камеру, производит первичную ионизацию газа. Образованные ионы под действием разности потенциалов устремляются к электродам, создавая электрический ток, величину которого измеряют микроамперметром. Напряжение в камере подбирается так, чтобы все образовавшиеся ионы, не рекомбинируя, доходили до электродов, но не разгонялись бы настолько сильно, чтобы производить вторичную ионизацию (рис.2.).

Ионизационные камеры бывают двух типов: непрерывного действия (интегрирующие или токовые) и импульсные.

В камере непрерывного действия измеряется суммарный ионизационный ток, т. е. поток энергии проходящих заряженных частиц. В импульсной камере регистрируется прохождение одиночной частицы и измеряется энергия этой частицы. Наибольшее распространение получили токовые камеры, используемые в качестве дозиметров. Импульсные камеры являются датчиками радиометров.

При работе камеры между электродами в единице объема каждую секунду образуется N пар ионов. Если все ионы достигают электродов, то в цепи течет ток насыщения: Iнас = NeV, где e - заряд одного иона, V - ионизационный объем камеры. Пусть PХ - мощность экспозиционной дозы в воздухе. Тогда в единицу времени будет создаваться PХ•W пар ионов единице массы воздуха, где W - средняя работа ионизации, следовательно, Iнас = eVρ / PХ, где ρ- плотность воздуха.

Таким образом, ток насыщения в камере пропорционален мощности дозы. Умножив обе части равенства на t, получим выражение для полного количества электричества, образованного за время t :

Iнас• t = PD eVρ / W, Q = eVρХ / W

т. е. полное количество электричества (Q) пропорционально экспозиционной дозе излучения (Х)

С помощью ионизационной камеры чаще измеряют экспозиционную дозу. Определение экспозиционной дозы в рентгенах требует измерения ионизационного тока в условиях насыщения и электронного равновесия, когда поглощенная энергия излучения в измерительном объеме равна энергии электронов, освобожденных в этом объеме. Такие условия измерения обычно реализуются в так называемой “нормальной” ионизационной камере, которая, однако, непригодна для широкого использования на практике. Но по ней производят градуировку обычных ионизационных камер

Ионизационные камеры, обычно применяемые в дозиметрической практике, представляют собой замкнутый объем воздуха, ограниченный стенкой (последняя является одним из электродов камеры). Другой электрод находится внутри камеры. Ионизация в камере может происходить не только за счет частиц возникающих в чувствительном объеме, но и за счет частиц, выбитых из стенок камеры. Такие камеры получили название стеночных. Форма электродов стеночных ионизационных камер может быть различной и в зависимости от формы они (камеры) подразделяются на цилиндрические, сферические и плоские (рис. 2.1). Электроды камеры отделены друг от друга изоляторами (янтарь, кварц фторопласт, керамика, стекло). Однако даже через самые хорошие изоляторы всегда утекает часть заряда с собирающего электрода. Для предотвращения этого используют изоляционные материалы с сопротивлением 1020 Ом или в середине изоляторов устанавливают охранное кольцо. На охранное кольцо подается потенциал, близкий к потенциалу собирающего электрода.

Практическая часть

Цель работы:

Получение навыков работы на клиническом дозиметре «KLINISCHES DOSIMETR 27012».

Задачи работы

1.  Измерение дозы и мощности экспозиционной дозы на различном удалении от источника ионизирующего излучения.

2.  Расчет расстояния от источника ионизирующего излучения на основании замеров мощности экспозиционной дозы.

3.  Оценка степени защиты свинцового контейнера.

Описание клинического дозиметра

Данный прибор применяется в радиационной медицине, а также и для измерительно-технического контроля в радиобиологических экспериментах. На нем производится измерение дозы и мощности дозы рентгеновского и гамма-излучений. Прибор состоит из трех узлов, соединенных кабелем: детектора излучения, зонда и измерительного блока.

В качестве детектора излучения применяются ионизационные камеры разных конструкций: шланговая (70107), сферическая (70110), камера мягкого излучения (70111).

В зонде находится входной модуль и динамический конденсатор с предусилителем.

В измерительном блоке располагаются усилитель и показывающее устройство

Принцип работы прибора

Благодаря ионизации в объеме ионизационной камеры возникают носители зарядов. Под действием напряжения на электродах они создают ионизационный ток, то есть входной сигнал для электронной части дозиметра. Оценка входного сигнала осуществляется измерением зарядов или тока во входном модуле, который имеет измерительный конденсатор и измерительное сопротивление (измерение мощности дозы) на входе дозиметра, работающего в качестве усилителя (см. рис. 2.2).

Из-за чрезвычайно низкого тока ионизационной камеры во входе усилителя осуществляется электронное преобразование и усиление по мощности входного сигнала с помощью динамического конденсатора. Динамический конденсатор преобразует возникающее на измерительном конденсаторе или измерительном сопротивлении постоянное напряжение в пропорциональное переменное напряжение.

В селективном усилителе оно усиливается и затем демодулируется в чувствительном фазовыпрямителе. С помощью схем-поправок осуществляется калибровка видов измерения “доза”, “мощность дозы”.

Для контроля величины набранной дозы в отсутствие визуального контакта с показывающим устройством (стрелочным индикатором), дозиметр снабжен оптическим и акустическим сигналами. Сигналы срабатывают при достижении пороговой дозы, составляющей 20-100% от конечного значения шкалы прибора.

Данный клинический дозиметр имеет 30 диапазонов мощности дозы: от 30 мР/час до 333000 Р/мин и 17 диапазонов измерения дозы от 5 мР до 10000 Р.

Источник ионизирующего излучения, используемый в работе (источник №4), представляет собой герметичную ампулу из нержавеющей стали. Ампула заполнена гомогенной смесью изотопов 90Sr/90Y (рис.2.3) и материала мишени (порошок меди). При взаимодействии бета-частиц иттрия с материалом мишени возникает тормозное рентгеновское излучение, проникающее сквозь материал ампулы. Защитой от возникающего излучения служит свинцовый контейнер, в который заключена ампула с источником радиации.

Ход работы

Подготовка дозиметра к работе

1. Подключить сферическую камеру (70110) к зонду, который соединен с измерительным прибором.

2. Перевести тумблер «1» из положения «Netz» (сеть) в положение «0», при этом загорается лампочка «сеть».

Прибор готов к работе через 15 мин!!!

Выполнение задачи №1

1.  Установить тумблер «2» в положение 100 P/мин для камеры 70110

2.  Ввести сферическую камеру в колодец контейнера с источником (вплотную к ампуле источника).

3.  Перевести тумблер «1» в положение «Dosisleistung» (мощность дозы). Измерить мощность дозы, повышая чувствительность прибора – меняя конечное значение измеряемой мощности дозы, тумблером «2» до тех пор, пока стрелка не будет находиться в средней трети шкалы. Записать измеренное значение мощности дозы.

4.  Рассчитать дозу, создаваемую источником за 3 мин, записать полученное значение.

5.  Тумблером «2» установить предельное значение шкалы, позволяющее измерить рассчитанную дозу.

6.  Установить звуковой сигнал ручкой «3», рассчитав какой процент измеряемая доза, составляет от конечного значения шкалы прибора, установленного тумблером «2»

7.  Установить (одновременно) часы на 3 мин и перевести тумблер «1» в положение «Dosis». Чрез 3 мин должен прозвучать сигнал, одновременно стрелка шкалы укажет измеренную дозу (она должна соответствовать рассчитанной дозе).

8.  Измерить мощность дозы на расстоянии 5 см от источника (на выходе из колодца контейнера). При невозможности точно измерить мощность экспозиционной дозы её рассчитывают, измеряя экспозиционную дозу за время t. Записать рассчитанное значение мощности дозы.

Выполнение задачи №2

На основании данных, полученных в п. п. № 3 и 8 рассчитать расстояние от камеры до источника внутри колодца, воспользовавшись соотношением (10) (см. раздел «Основные дозиметрические величины»)

Выполнение задачи №3

Закрыть колодец пробкой.

Измерить экспозиционную дозу за время t (20-40 мин), расположив камеру за стенками защитного контейнера вплотную к ним. Рассчитать значение мощности дозы за стенками контейнера. Оценить степень эффективности защиты от ионизирующего излучения стенками свинцового контейнера.

Контрольные вопросы

1.  Основные дозиметрические величины и их взаимосвязь.

2.  Фотонные виды ИИ, их особенности, спектры, механизм образования.

3.  Особенности взаимодействия фотонных ИИ с веществом (закон ослабления потока g-квантов, понятия линейного и массового коэффициента ослабления, слоя половинного ослабления)

4.  Принцип регистрации ИИ ионизационным методом, детекторы, используемые в методе.

5.  Устройство ионизационной камеры.

6.  Физические процессы, происходящие в ионизационной камере.

7.  Типы ионизационных камер.

8.  Преимущества и недостатки ионизационных детекторов.

9.  Типы детекторов, применяемые для радиометрии и дозиметрии g-излучения.

сцинтилляционный метод

Введение

Сцинтилляционный метод регистрации ионизирующих излучений основан на определении числа возбужденных молекул возникающих в чувствительном объеме детектора под воздействием ионизирующих излучений. Возбужденные молекулы, переходя в основное состояние испускают фотоны (сцинтилляции), которые регистрируют с помощью фотоэлектронного умножителя (ФЭУ) и радиометрического устройства. Чувствительный объем сцинтилляционного датчика (рис. 1 ) заполняют специальным веществом – сцинтиллятором.

Рис. 1. Схема сцинтилляционного датчика. Цифрами обозначены: 1 - сцинтиллятор, 2 - световод, 3 - фотокатод, 4 - фокусирующая диафрагма, 5 - диноды, 6 - анод (коллектор), 7 - делитель напряжения.

Сцинтилляторами служат вещества, отвечающие следующим требованиям:

1.  Прозрачность для возникающего в нем излучения света.

2.  Радиационная стойкость.

3.  Высокий световой выход (высокое значение отношения световой энергии, выходящей из сцинтиллятора, к энергии, потерянной в сцинтилляторе ионизирующей частицей);

4.  Малое время высвечивания кванта света;

5.  Соответствие длины волны кванта света максимуму чувствительности ФЭУ.

Веществ, в полной мере отвечающих данным требованиям очень мало, поэтому к основному веществу - первичному сцинтиллятору - добавляют примеси, улучшающие его эксплуатационные характеристиками. Такими добавками являются: активатор (вторичный сцинтиллятор), служащий для увеличения светового выхода и сместитель спектра, предназначенный для смещения спектра в длинноволновую область (область максимальной чувствительности ФЭУ). Миграцию энергии, переданную ИИ такой многокомпонентной сцинтилляционной системе можно представить следующим образом:

Типы сцинтилляторов

1.  Неорганические сцинтилляторы (кристаллические и газовые)

Сульфиды.( ZnS (Ag) - сернистый цинк, активированный серебром, CdS (Ag) - сернистый кадмий, активированный серебром).

Вольфраматы.(CaWO4, - вольфрамат кальция, CdWO4 - вольфрамат кадмия).

Сульфиды и вольфраматы применяются в виде мелкокристаллического порошка с толщиной слоя 25-50 мг/см2. Они имеют низкую прозрачность, поэтому на ФЭУ попадают лишь те вспышки света, которые возникают в слое сцинтиллятора, прилегающем непосредственно к фотокатоду ФЭУ. Эти типы сцинтилляторов используют для регистрации тяжелых заряженных частиц.

Галогениды щелочных металлов. ( NaI (Tl), CsI (Tl) )

Наибольшее распространение получил йодистый натрий, активированный таллием, служащий для регистрации электромагнитных излучений. Поскольку кристаллы йодистого натрия гигроскопичны, сцинтиллятор помещают в алюминиевый контейнер. Кристаллы NaI (Tl) являются детектором излучения в сканерах и гамма-камерах, используемых в медицинской радиодиагностике.

Вспышечные сцинтилляторы ( SrS(Eu, Sm), NaCl(Ag), KCl(Ag) ).

Термолюминофоры ( CaF2(Mn), LiF )

Эти виды сцинтилляторов широко используются в индивидуальной дозиметрии. Они позволяют проводить дозиметрию жесткого g-излучения в очень широком диапазоне доз с достаточно большой точностью. Термолюминофорные и вспышечные дозиметры по своим эксплуатационным характеристикам значительно превосходят ионизационные и фотопленочные приборы индивидуального контроля.

Газовые сцинтилляторы (Криптон, неон, ксенон, их смеси).

Газовые сцинтилляторы используют для регистрации тяжелых заряженных частиц, нейтронов. Эти сцинтилляторы незаменимы там, где требуется дискриминация g-фона. При использовании газовых сцинтилляторов нужен сместитель спектра. Для этих целей используют органические соединения (n, n'-кватерфенил, дифенил, стильбен и др.), обладающие высокой конверсионной эффективностью, оптической прозрачностью, химической устойчивостью.

Стеклянные сцинтилляторы.

В стеклянных сцинтилляторах центрами люминесценции являются ионы-примеси, входящие в состав стекла. Наиболее эффективным активатором является церий. Световой выход стеклянных сцинтилляторов составляет 10-15% от светового выхода NaI(Tl). Стеклянные сцинтилляторы дешевы и просты в изготовлении.

2.  Органические сцинтилляторы обладают малым временем высвечивания (на два порядка ниже, чем у неорганических), но у них недостаточный световой выход, поэтому они используются с обязательным добавлением вторичного сцинтиллятора (активатора).

Пластмассовые сцинтилляторы (полистирол, поливинилтолуол и др.)

Эти сцинтилляторы обязательно содержат активатор и сместитель спектра (политерфенил, ПОПОП и др.). Высокая прозрачность материалов позволяет изготавливать детекторы неограниченных размеров методом полимеризации или горячей прессовкой. Они хорошо обрабатываются механическим способом и дешевы в производстве.

Жидкие органические сцинтилляторы

Это чаще многокомпонентные системы, состоящие из растворителя, активатора, смесителя спектра, солюбизатора и других веществ, улучшающих свойства сцинтиллятора. В качестве растворителя (первичного сцинтиллятора) используют толуол, диоксан, ксилол. Активатором служит n-терфенил, ППO, ПOПОП. Последние два вещества могут выступать и в качестве сместителя спектра. Жидкие органические сцинтилляторы находят широкое применение для регистрации бета-излучений радионуклидов 3H, 14C, 32P и др. Эффективность счета системы с жидким сцинтиллятором для бета-излучения может достигать 90%.

Преимуществами сцинтилляционных детекторов перед газонаполненными являются:

1.  Высокая эффективность счета для фотонных видов излучений (для гамма-квантов – десятки процентов).

2.  Малое разрешающее время.

3.  Пропорциональность между амплитудой светового импульса и энергией частицы (для ряда сцинтилляторов и определенных излучений), что позволяет использовать сцинтилляционные счетчики для спектрометрии ИИ.

Сцинтилляционные приборы применяются для подсчета числа заряженных частиц, гамма-квантов, нейтронов; для измерения дозы и мощности дозы, для исследования энергетических спектров ИИ.

лабораторная работа №3

оценка верхней границы бета-спектра

Теоретическая часть

Рис.3.1. Энергетический спектр b-излучения при распаде нейтрона. По оси абсцисс - энергия электронов, по оси ординат - число частиц (интенсивность).

Спектр b-излучения при бета-распаде является плавным и непрерывным, простираясь от 0 до Еmax - верхней границы бета-спектра (рис.3.1). Верхняя граница бета-спектра служит одной из важнейших характеристик радионуклида, по которой можно проводить его идентификацию. (Например, Emax 3H = 0,02 MэВ, Emax 12B = 13,4 MэВ). Еmax, как правило, не превышает 10 МэВ.

Сплошной спектр энергии бета-частиц объясняется не предсказуемым распределением выделяющейся энергии между электроном (позитроном) и электронным антинейтрино (нейтрино), причем сумма энергий обеих частиц равна Еmax. Электрон (позитрон) и электронное антинейтрино (нейтрино) имеют при бета-распаде равные по величине и противоположно направленные спины, так что изменение спина ядра при этом равно нулю.

Средняя энергия электронов Еср, испускаемых тяжелыми ядрами, составляет приблизительно 1/3 от Еmax; для легких ядер энергетический спектр электронов более симметричен: Еср » 1/2 Еmax. У естественных b-радиоактивных нуклидов Еср = (0,25 ¸ 0,45) МэВ.

Линейный пробег (длина пробега) ионизирующей частицы (R) - это расстояние, которое данная частица проходит в веществе до полной остановки. Чем больше энергия частицы, тем больше ее пробег.

Линейный пробег альфа-частиц с энергией Е0 = 4-8 МэВ в воздухе (Rвз), можно рассчитать по формуле:

Rвз [cм] = 0,309 Е0 3/2. (3.1)

Если известен пробег в воздухе, то пробег частицы в других веществах позволяет оценить формула Брегга-Климена:

Rx = Rвз • (rвз/rx) • (√Ax/Aвз), (3.2)

где Rx - линейный пробег в любом материале[cм]; Rвз - линейный пробег в воздухе; rвз и rx - соответственно плотности воздуха и исследуемого материала [г/см3]; Aвз и Ax - средние массовые числа воздуха и исследуемого материала.

Пробег α-частиц с энергией до 10 МэВ в плотных средах рассчитывают по формуле:

Rх [cм] = (0,56 • Rвз • Аx⅓) / 103rx (3.3)

Наряду с линейным пробегом используют понятие массового пробега - Rm:

Rm = rR (3.4)

Размерность массового пробега - [г/см2]. Его отличительной особенностью является слабая зависимость от состава вещества. Это позволяет рассчитывать линейный пробег в одних веществах (RmХ) по массовым пробегам в других, например в воздухе (RmВЗ), алюминии (RmАl) и др..

RmХ = RmАl = RmВЗ = … (3.5)

Данное соотношение справедливо и для α-частиц и для электронов, при условии, что радиационные потери энергии последних незначительны.

Поскольку траектория движения электронов в веществе не прямолинейна, в отношении электронов чаще используется понятие массового пробега. Массовый пробег электронов в любом веществе (RmX) определяется по массовому пробегу в алюминии (RmAl) из соотношения:

RmX [г/см2] = RmAl• {(Z/A)Al / (Z/A)X}. (3.6)

Массовый пробег электронов в алюминии рассчитывается по формулам:

RmAl [г/см2] = 0,407 • Е01,33 , для 0,15 < Е0 < 0,8 МэВ (3.7)

Rm[г/см2] = 0,542•E0 – 0,133, для 0,8 < Е0 < 3,0 МэВ (3.8)

а б Рис.3.2. Кривые поглощения α- и b-излучения в веществе (а – α-частицы; б - b-частицы). По оси абсцисс - глубина проникновения частиц в вещество. По оси ординат - число частиц.

Кривые поглощения альфа - и бета-частиц имеют различный вид. Непрерывное энергетическое распределение бета-частиц, испускаемых радионуклидами, рассеяние электронов при прохождении через вещество приводит к тому, что ослабление пучка бета-частиц по мере прохождения его через вещество носит характер, близкий к экспоненциальному закону:

F = F0e-md, (3.9)

где d - глубина проникновения частиц (координата), F0 и F - начальная величина потока частиц и на глубине d, m - линейный коэффициент ослабления, зависящий от физических характеристик вещества. Коэффициент линейного ослабления может быть заменен массовым коэффициентом ослабления (mm) равным m/r и имеющим размерность см2/г. Если формулу (9) записать с использованием массового коэффициента ослабления, то она примет вид:

F = F0e-mm D (3.10)

В этом случае вместо обычной толщины d в формулу ослабления входит D=rd и имеющая размерность г/см2 (см. формулу 3.9)

Для β-частиц с максимальной энергией Еmax [МэВ], попадающих в диапазон: 0,5<Еmax<6,0, массовый коэффициент ослабления рассчитывается по формуле:

μm = 12/Emax1,33 (3.11)

Слой вещества, ослабляющий поток частиц в два раза получил название слоя половинного поглощения:

d½= ln 2 / m (3.12)

Данной величиной часто пользуются для расчета радиационной защиты, выражая ее толщину числом слоев половинного поглощения : d1/4, d1/8, d1/16 и т. д.

Пробеги альфа-частицы в воздухе достигают максимум 8-9 см, а в мягких биологических тканях - несколько десятков микрон. Для защиты от α-излучения, вследствие слабой проникающей способности, не требуется специальных мер Пробеги бета-частиц в воздухе достигают 10-11 м, а в мягких биотканях - до 1 см.

Практическая часть

Цель работы:

Получение навыков работы на сцинтилляционном дозиметре ДРГ 3-02.

Задачи работы:

1.  Оценка максимальной энергии бета-излучения (источник №1 и №2) несколькими методами.

2.  Идентификация радионуклида по верхней границе β-спектра.

Описание дозиметра ДРГ 3-02 (дозиметр рентгеновского и жесткого бета-излучения).

Прибор состоит из двух отдельных узлов, соединенных кабелем: детектора излучения и измерительного блока.

Детектор излучения сконструирован на основе комбинированного воздухоэквивалентного сцинтиллятора. Данный сцинтиллятор представляет собой полистироловый цилиндр, на одно из оснований которого нанесен сернистый цинк. Сцинтиллятор покрыт светоотражающей эмалью. Световод изготовлен из органического стекла и приклеен к фотокатоду ФЭУ. Рабочий торец детектора закрыт пластмассовой насадкой, являющейся кольцом управления диафрагмой.

Измерительный блок состоит из следующих основных частей: стабилизатор напряжения, преобразователь напряжения, схема умножения, усилитель постоянного тока, интегрирующий контур и пульт управления с показывающим устройством (рис.3.2).

Ход работы

Подготовка дозиметра к работе

1.  Включить прибор в сеть. Переключатель режимов работы (1, рис.3.3) установить в положение “НАКАЛ”. Выждать 3 мин. Стрелка должна установиться в черном секторе.

2.  Переключатель режимов работы установить в положение “ТОК СТАБИЛИЗАЦИИ”. Выждать 3 мин. Стрелка должна установиться на значении 5,6 - 6,0.

3.  Переключатель режимов работы установить в положение “АНОД”. Выждать 3 мин. Стрелка должна установиться на значении 2,4.

4.  Переключатель режимов работы установить в положение “ИЗМЕРЕНИЕ”. Переключатель диапазона измерений установить в положение “УСТ. НУЛЯ”. Далее при открытой диафрагме сцинтилляционного датчика верньером “УСТ. НУЛЯ” (2, рис.3.3) выставить “0” по шкале прибора. Закрыть диафрагму.

5.  Переключателем диапазона измерений (3, рис.3.3) выбрать необходимую чувствительность (например, “10”), и установить темновой ток. Для этого при закрытой диафрагме верньером “УСТ. НУЛЯ” добиться совмещения стрелки прибора с отметкой “0”.

Прибор готов к работе.

Оценка максимальной энергии бета-частиц (верхней границы β-спектра)

Определение максимальной энергии β-частиц проводят по слою поглощения – d1\2n и массовому пробегу - Rm. Для определения этих величин строят зависимость мощности экспозиционной дозы β-излучения от толщины алюминиевого поглотителя (см. Приложения, рис.1, 2). Для получения данной зависимости:

1.  Поместите источник бета-излучения на торец датчика. Открыть световой зазор, снять показания прибора.

2.  Установите алюминиевый фильтр (r=2,7 г/см3) 0,1 мм между источником и детектором, снять показания прибора. Для снижения погрешности измерений источник и фильтр необходимо полотно прижимать к рабочей поверхности датчика. С этой же целью, после накопления 10 (15) тонких фильтров их необходимо заменить 1 толстым (1 или 1,5 мм).

3.  Повторяйте пункт 2, переключая диапазоны чувствительности прибора. Переход на большую чувствительность необходимо произвести сразу, как только это окажется возможно. При этом замеры производят дважды: при одинаковом количестве фильтров, но разной чувствительности. Каждое изменение чувствительности должно сопровождаться установкой темнового тока (см. «Подготовка дозиметра к работе» п.6). Рекомендуется проводить проверку величины темнового тока каждые 5 замеров.

Количество фильтров увеличивают до тех пор, пока фиксируется хоть малейшее отклонение стрелки. В случае невозможности точно считать значение мощности дозы, его округляют до ближайшей цифры шкалы прибора.

4.  На основании полученных результатов постройте аппроксимированный до плавной кривой график зависимости мощности дозы бета-излучения от толщины слоя алюминия По полученному графику определите величины Rmax, d1/4, d1/8, d1/16, рассчитайте Rm.

5.  Оцените верхнюю границу β -спектра тремя способами:

·  по слою поглощения d1\2n, (Приложения, диаграмма 1). Рекомендуется использовать все кривые (n =2, 3, 4).

·  по кривой, связывающей массовый пробег (Rm) с максимальной энергией бета-частиц (Приложения, диаграмма 2).

·  по эмпирической формуле (3.8), отражающей зависимость между максимальной энергией β-частиц и массовым пробегом β-частиц в алюминии.

6.  По справочной таблице определите радионуклид – источник β-излучения.

Контрольные вопросы

1.  Основные дозиметрические величины и их взаимосвязь.

2.  Особенности спектра бета-излучения при радиоактивном распаде.

3.  Закон ослабления потока β-частиц. Понятия линейного и массового коэффициента ослабления, слоя половинного ослабления

4.  Особенности взаимодействия β-излучения с веществом. Величина пробега электронов в разных средах.

5.  Принцип регистрации ИИ сцинтилляционным методом, устройство сцинтилляционного детектора.

6.  Требования, предъявляемые к сцинтилляторам.

7.  Типы сцинтилляторов.

8.  Особенности применения разны типов сцинтилляторов.

9.  Преимущества сцинтилляционных детекторов.

ЗАДАЧИ К ПРАКТИКУМУ

1.  Альфа-излучение точечного источника 230Pu имеет в своем составе альфа частицы следующих энергетических групп: Е1 = 5,15 МэВ с выходом 0,69 частиц/распад, Е2 = 5,137 МэВ с выходом 0,2 частиц/распад и Е3 = 5,099 МэВ с выходом 0,11 частиц/распад. Определить на какое расстояние от источника следует удалиться, чтобы альфа-частицы были полностью поглощены в воздухе при нормальных условиях (T = 15° C, p = 760 мм. рт. ст.).

2.  Определить толщину биологической ткани, которой поглощаются альфа-частицы с энергией 4,8 МэВ.

3.  Определить толщину свинцовой фольги, которой необходимо окружить источник 210Ро, чтобы "срезать" альфа-излучение источника, если на 1 распад испускается примерно 1 альфа-частица с энергией 5,3 МэВ и 10-5 альфа-частиц с энергией 4,5 Мэв.

4.  В медицине для радиационной терапии используют гамма-излучение изотопа 137Cs. Определить необходимую величину фильтра из алюминия для полного отсекания бета-излучения 137Cs с максимальной энергией 1,2 МэВ.

5.  Определить максимальную энергию бета-частиц изотопа, если для поглощения бета-излучения достаточно использовать медную пластин­ку толщиной 1,1 мм.

6.  Рассчитать необходимую толщину стекла (ρ = 2,5 г/см3) для защитных очков, используемых для поглощения бета-излучения при работе с чистым бета-излучателем 32Р. Какие экраны (стеклянные или просвинцованные) следует применять при защите глаз от бета-излучения 32P? (E max = 1,7 Мэв).

7.  Какой толщины фильтр из алюминия следует выбрать, чтобы снизить бета-излучение 89Sr в 8 раз, если Emax 89Sr = 1,5 Мэв.

8.  Рассчитать активность контрольных источников №№ 1, 2, на момент их тарирования в 1980 г. и через 5 лет

9.  Определить активность препарата 60Co дающего мощность дозы 1 мР/час на расстоянии 5 см от источника.

10.  Человек в течение 6-и часового рабочего дня хранил контрольный источник излучения 137Cs активностью 1 мКи в нагрудном кармане (на расстоянии 5 см от грудины). Какую дозу он получит на красный костный мозг? Соотнесите ее с предельно-допустимой дозой для лиц категории А и Б.

11.  При градуировке дозиметрического прибора используется контрольный источник 60Со, имеющий активность 44 мКи. Сколько часов в день при 6-дневной рабочей неделе можно работать без защиты, если расстояние от источника до рабочего места постоянно и равно 3 м. (количество рабочих дней в году принять равным 300)

12.  В лаборатории персонал измеряет энергетический спектр смеси продуктов деления. При этом используется незащищенный точечный источник, гамма-эквивалент которого равен 23,5 мг-экв. радия. Определить, на каком расстоянии должен находиться оператор, если он измерения проводит по 3 часа в день при 6-дневной рабочей неделе.

13.  Какой длины следует выбирать манипулятор, чтобы при перемещении незащищенного источника радия в равновесии с основными дочерними продуктами распада активностью 0,52 Ки из защитного контейнера в аппарат доза не превышала 1/12 предельно-допустимой дозы недельной дозы для персонала. Перемещение источника длится 0,5 мин.

ПРИЛОЖЕНИЯ

Таблица 1. Множители и приставки для образования десятичных кратных и дольных единиц и их наименования.

	Приставка		Приставка
Множитель		Обозначение	Множитель		Обозначение
	Наименование	русское	между-народное		Наименование	русское	между-народное
1012	тера	Т	T	10-2	санти	с	c
109	гига	Г	G	10-3	милли	м	m
106	мега	М	M	10-6	микро	мк	m
103	кило	к	k	10-9	нано	н	n
102	гекто	г	h	10-12	пико	п	p
101	дека	да	da	10-15	фемто	ф	f

Таблица 2. Физические характеристики некоторых γ-излучающих радионуклидов.

Нуклид	Период полураспада	Энергия γ-излучения, МэВ	Гамма-постоянная (Р*см2\ч*мКи)
60Co	5,3 года	1,7; 1,.33	12,8
137Cs	26,6 лет	0,661	3,2
134Cs	2 года	0,60; 0,79	8,7
154Eu	8,5 года	0,399-1,4	6,5
182Ta	115 суток	0,462 – 1,23	6,7
182Ir	74 дня	0,137-0,651	4,6

Таблица 3. Значение верхней границы β-спектра некоторых радионуклидов.

Радионуклид	Т½	Е β max (МэВ)	Радионуклид	Т½	Е β max (МэВ)
137Cs	26,6 г.	1,2	90Y	64 ч.	2,27
131I	8 д.	0,8	32P	14,3 д.	1,7
198Au	2,7 д.	0,96	14C	5568 г.	0,16
90Sr	28 г.	0,55	3H	12,2 г.	0,02

Таблица 4. Физические характеристики некоторых сред.

Материал	r (г/см3)	Z	A
Al	2,7	13	27
Cu	8,9	29	64
Pb	11,34	82	207
Воздух	1,29•10-3	-	29
Мягкие биоткани	1,00	-	15,7

Диаграмма 1. Зависимость толщины слоя поглотителя (алюминий) от энергии b-частиц (для разной кратности ослабления потока b-частиц )

Диаграмма 2. Зависимость массового пробега (алюминий) от энергии b-частиц .)

Отпечатано 29.10.2017