Нейтронное излучение

Нейтроны в настоящее время получают путем осуществления ядерных реакций, в процессе протекания которых излучаются названные частицы. Можно выделить три способа получения нейтронов.

Первый способ связан с применением α – либо γ – активных изотопов. В этом случае при облучении некоторых легких ядер протекают реакции с излучением нейтронов.

При использовании α – частиц осуществляют реакции типа Ве⁹(α,n)С¹²; B¹⁰(α,n)N¹³. При использовании γ – лучей  осуществляют реакции типа Х(γ,n)Х; Ве⁹(γ,n)Ве⁸.

Второй способ получения нейтронов заключается в осуществлении ядерных реакций под действием ускоренных протонов или дейтронов: Li⁷(p,n)Be⁷; H³(d,n)He⁴; H²(d,n)He³

Третий способ получения нейтронов связан с использованием ядерного реактора. Заметим, что в этом случае получают очень высокие значения потока частиц ~ 10¹⁸ нейтрон/см² сек.

Наиболее широкое применение в настоящее время находят нейтронные источники, в которых используется механическая смесь Be и одного из следующих α – активных изотопов: Ро, Pu, Ra. В таких источниках α – частицы поглощаются ядрами Be, в результате протекает ядерная реакция с образованием нейтронов:

Основные дозиметрические единицы

Поглощенная доза излучения D определяется отношением энергии dW излучения, поглощенной веществом, к массе поглощающего вещества [2]:

(9)

Единицей поглощенной дозы является грэй (Гр); 1 Гр=1 Дж/кг. Специальная единица поглощенной дозы – рад; 1 рад=0,01 Гр. При расчете поглощенной дозы принимают следующий массовый состав мягкой биологической ткани: 76,2 % кислорода, 11,1% углерода, 10,1% водорода, 2,6% азота.

Для сравнения биологических эффектов различных видов излучения служит единица бэр: 1 бэр — единица дозы любого вида ионизирующего излучения в биологической ткани, которая создает тот же биологический эффект, что и доза 1 рад рентгеновского или гамма-излучения. Доза в бэрах связана с дозой в радах коэффициентом качества К, который учитывает неблагоприятность биологических последствий облучения человека в малых дозах следующим равенством:

D_eq=DK

(10)

Экспозиционная доза X - отношение полного заряда dQ ионов одного знака, возникающих в воздухе при полном торможении всех вторичных электронов, к массе dm ионизированного воздуха:

(11)

Единица экспозиционной дозы 1Кл*кг^-1. Специальной единицей
экспозиционной дозы является рентген (Р): 1Р=2,58*10^-4 Кл/кг. Рентген – единица экспозиционной дозы рентгеновского или гамма-излучения, при прохождении которого через 0,001293г воздуха (масса 1 см³ атмосферного воздуха при нормальных условиях) в результате завершения всех ионизационных процессов в воздухе создаются ионы, обусловливающие одну электростатическую единицу количества электричества каждого знака (1Кл=3*10⁹ электростатических единиц электричества).

Мощность экспозиционной дозы определяется скоростью возрастания экспозиционной дозы:

(12)

Для оценки радиационной опасности используют эквивалентную дозу D_eq. Эта величина введена для оценки радиационной опасности хронического облучения излучением произвольного состава и равна

(13)

где индексы i = 1,2,... относятся к компонентам излучения разного качества.

Предельно допустимая доза (ПДД) - наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которое при равномерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала (категории А) неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

Мощность экспозиционной дозы  и экспозиционная доза X гамма – излучения точечного источника без защиты определяются выражениями

(14)

(15)

(16)

(17)

 где А - активность источника, выражаемая в микрокюри (кюри –специальная единица активности, 1 Ки – 3,7*10¹⁰ ядерных превращений в секунду);  k_γ – ионизационная гамма – постоянная изотопа, Р*см²/(ч*мкКи); R – расстояние от источника до детектора, см; m_Ra – гамма – эквивалент источника – условная масса точечного источника ²²⁶Ra, создающего на данном расстоянии такую же мощность экспозиционной дозы, как и данный источник. Специальной единицей гамма – эквивалента является килограмм – эквивалент радия; 1 кг-экв радия на расстоянии 1 см в воздухе создает мощность экспозиционной дозы 2,33 кР/с или 8,4*10⁶ Р/ч; соответственно 1 мг-экв радия – 2,33-10^-3 Р/с или 8,4 Р/ч.

Допустимые условия работы с источниками излучения требуют, чтобы экспозиционная доза была меньше или равна предельно допустимой:

(18)

Нормами радиационной безопасности для персонала установлена предельно допустимая мощность экспозиционной дозы 100 мР в неделю или для 36 – часовой недели 2,8 мР/ч. Допустимые условия работы персонала с источником определяются соотношением:

(19)

m_Ra выражен в мг-экв радия [2].

 

Ход работы

Задание 1. Определение мощности дозы с помощью дозиметра

1. По техническому описанию ознакомиться с устройством и правилами работы с дозиметром ДРГЗ-01(03).

2. Подготовить дозиметр к работе.

3. Провести 5 раз измерение фона . Интервал между измерениями 1 минута. Найти среднее значение фона .

4. На расстоянии.3 - 5 см от дозиметра расположить радиоактивный
источник. Провести 5 раз измерение мощности дозы . Интервал
между измерениями 1 минута. Найти среднее значение мощности
дозы .

5. Найти мощность дозы, создаваемую радиоактивным источником  

6. Сравнить полученные результаты с требованиями радиационной
безопасности, воспользовавшись формулами (14) — (19).

7. Оценить погрешности измерений.

Задание 2. Определение мощности дозы с помощью счетчика Гейгера-Мюллера.

1. Подготовить к работе счетчик Гейгера-Мюллера.

2. Провести 5 раз измерение фона N_ф. Время измерения 3 минуты.
Найти среднее значение фона  .

3. На расстоянии 3 - 5 см от счетчика расположить радиоактивный
источник. Провести 5 раз измерение числа импульсов. Время
измерения t = 3 минуты. Найти среднее значение числа импульсов .

4. Найти .

5. Вычислить активность А источника по формуле: , где S = 0,5 см – эффективная площадь регистрации специального счетчика Гейгера-Мюллера.

6. Воспользовавшись формулами (14) - (19), рассчитать мощность экспозиционной дозы и сравнить полученные результаты с требованиями радиационной безопасности.

7. Оценить погрешности полученных результатов.