AKADEMIA GÓRNICZO-HUTNICZA

im. Stanisława Staszica w Krakowie

WYDZIAŁ PALIW I ENERGI

Energetyka

Fizyka

Ćwiczenie 96: Dozymetria promieniowania gamma

Wykonali:

Findysz Anna

Witowski Marcin

Data wykonania: 26,10,2009r.

Data oddania: 09,11,2009r

I. Wstęp teoretyczny

Prawo rozpadu promieniotwórczego opisane jest wzorem:

N = N₀⋅e^-λt

N₀ - liczba jąder w danej objętości materii w chwili początkowej t₀ = 0;

N - liczba jąder w tej samej objętości w chwili t;

λ - stała rozpadu - prawdopodobieństwo rozpadu jądra w ciągu 1 s.

Prawo rozpadu promieniotwórczego oparte jest na dwóch założeniach:

• Stała rozpadu nie zależy od warunków wewnętrznych.

• Liczba jąder jakie ulegają rozpadowi w czasie dt jest proporcjonalna do całkowitej liczby jąder w danej chwili.

Założenia te oznaczają, że rozpad promieniotwórczy jest procesem statycznym i rozpad danego jądra stanowi zdarzenie przypadkowe, mające określone prawdopodobieństwo.

Rozpad β oznacza trzy rodzaje przemian jądrowych: rozpad elektronowy β^-, rozpad pozytonowy β⁺ pozytonowi wychwyt elektronu (wychwyt K). Pierwsze dwa rodzaje przemian polegają na tym, że jądro emituje elektron (pozyton) i antyneutrino elektronowe (neutrino elektronowe). Procesy te zachodzą drogą przemiany jednego rodzaju nukleonu w drugi: neutronu w proton lub odwrotnie. W przypadku wychwytu elektronu, przemiana protonu
w neutron zachodzi w ten sposób, że znika jeden z elektronów z najbliższej jądra powłoki
K atomu. Proton przekształca się w neutron chwytając elektron.

Aby ilościowo rozważyć biologiczne skutki oddziaływania promieniowania jonizującego na organizm ludzki wprowadzono wielkości takie jak dawka i równoważnik dawki mocy.

Dawka jest to energia zaabsorbowana przez jednostkę masy napromieniowanej substancji. Jednostką jest 1 grey [Gy], odpowiada on energii 1 [J] zaabsorbowanej przez masę 1 [kg]:

1 [Gy] = 1 [J/kg]

Równoważnik dawki określa rodzaj promieniowania absorbowanego w organizmie. Mierzy się go w sivertach 1 [Sv] - jest to dawka absorbowana dowolnego rodzaju promieniowania jonizującego, która wywołuje identyczny skutek biologiczny jak dawka absorbowana 1 [Gy] promieniowania X lub γ.

Aktywnością nazywamy ilość jąder promieniotwórczych, które uległy rozpadowi w czasie dt.

A = dN/dt

A = λN = λ⋅ N₀⋅e^-λt

Aktywność przypadającą na jednostkę masy danej substancji nazywamy aktywnością właściwą.

Miarę aktywności stanowi liczba rozpadów jąder substancji promieniotwórczej w ciągu jednostki czasu [1/s]. Jednostkę aktywności nazywamy bekerelem 1 [Bq].

1 [Bq] = 1 [rozpad/s]

Prawo absorpcji promieniowania γ dane jest równaniem:

I = I₀⋅e^-μx

μ - współczynnik absorpcji;

x - grubość absorbentu;

I₀ - wartość równoważnika mocy dawki bez absorbentu;

I - wartość równoważnika mocy dawki dla absorbentu o grubości x.

Tło promieniowania promieniowanie jonizujące pochodzące z innych źródeł niż mierzone promieniowanie. Np. z nuklidów promieniotwórczych naturalnych (w środowisku możemy obserwować około 60 izotopów promieniotwórczych) lub promieniowania kosmicznego.

Specyfika oddziaływania promieniowania jądrowego i rentgenowskiego polega na tym, że nawet duże dawki nie są odczuwalne przez receptory ludzkie w trakcie oddziaływania. Więc aby kontrolować dawki na które narażony jest człowiek, należy stosować odpowiednie detektory, które nazywamy dozymetrami.

Dozymetr powinien:

- rejestrować sumaryczny strumień badanego promieniowania;

- mierzyć dawkę (wydzieloną w dozymetrze energię albo prąd jonizujący);

- symulować żywą tkankę pod względem pochłaniania promieniowania.

Stosowane dozymetry to przyrządy: do pomiaru dawki promieniowania zewnętrznego, do pomiaru strumienia cząstek α i β emitowanych prze zbadana powierzchnię, do pomiaru dawki indywidualnej. Najczęściej przy pomocy dozymetru można mierzyć moc dawki (dawka promieniowania w jednostce czasu). Stosowane radiometry do pomiaru równoważnika mocy dawki są najczęściej wyskalowane w następujących jednostkach: mR/h lub μSv/h.

Najczęściej stosowanymi detektorami promieniowania w radiometrach są komory jonizacyjne, chlorowcowe liczniki Geigera - Müllera, detektory półprzewodnikowe i liczniki scyntylacyjne.

Promieniowanie jonizujące takie, które może oddziaływać na organizm ludzki może pochodzić z dwóch źródeł:

- źródeł neutralnych - promieniowanie kosmiczne, promieniowanie emitowane przez izotopy występujące w skorupie ziemskiej,;

- źródeł sztucznych - czyli uzyskanych w procesach technologicznych i wykorzystywanych przez człowieka.

W celu zmniejszenia skutków oddziaływania promieniowania na organizm ludzki należy stosować osłony przed promieniowaniem oraz minimalizować czas pracy ze źródłami promieniowania. Dla ochrony przed promieniowaniem gamma, które jest bardziej przenikliwe niż promieniowanie α czy β o tej samej energii, jako osłony stosuje się cegły ołowiane bądź uranowe. Jako osłony przed promieniowaniem β wystarczy stosować płyty aluminiowe lub pleksiglasowe. Osłonę przed neutronami zapewniają materiały spowalniające neutrony - takie jak: woda czy parafina - i pochłaniające je, jak np. żelazo i kadm.

II. Cel ćwiczenia

Zapoznanie się z podstawami promieniowania jonizującego. Porównanie własności absorpcyjnych promieniowania γ różnych materiałów.

III. Przebieg ćwiczenia:

1. Wykonaliśmy 10 pomiarów tła promieniowania, poprzez odczyt maksymalnej wartości odnotowanej w ciągu 40 sekund.

2. Pomiary wykonaliśmy dla źródła promieniowania ¹³⁷Cs. Najpierw. Umieściliśmy źródło promieniowania w komorze pomiarowej i wykonałyśmy pomiary zależności równoważnika mocy dawki od odległości źródło - dozymetr, zmieniając odległość źródło-dozymetr.

3. W celu porównania własności absorpcyjnych różnych materiałów wyznaczamy równoważnik mocy dawki dla zmienianej grubości absorbenta. Zmierzyliśmy grubości płytek (dla każdej w trzech miejscach) a następnie umieszczaliśmy kolejno płytki pomiędzy dozymetrem a źródłem i mierzyliśmy równoważnik mocy dawki.

IV. Wyniki pomiarów

1.Pomiar tła:

Nr	1	2	3	4	5	6	7	8	9	10	Średnio
Tło[μSv/h]	0,16	0,15	0,18	0,18	0,21	0,15	0,13	0,17	0,11	0,15	0,16

2. Moc równoważnika dawki dla źródła

Odległość [cm]	Numer pomiaru			Średni równoważnik mocy dawki	Średni równoważnik mocy dawki D/t po odjęciu tła	Niepewność standardowa u(D/t)
		1	2				3
0	15,48	15,38	15,72	15,53	15,37	0,14
0,5	12,48	12,52	12,76	12,59	12,43	0,22
1,0	8,96	9,60	8,93	9,16	9,00	0,28
1,5	7,75	7,42	6,95	7,37	7,21	0,32
2	5,71	5,97	5,81	5,83	5,67	0,23
2,5	4,75	5,03	4,87	4,88	4,72	0,11
3	4,34	4,44	4,31	4,36	4,20	0,05
4	2,94	3,03	2,67	2,88	2,72	0,15
5	2,59	2,54	2,43	2,52	2,36	0,07
6	1,83	1,87	1,90	1,87	1,71	0,03
7	1,79	1,61	1,70	1,70	1,54	0,07
8	1,22	1,18	1,20	1,20	1,04	0,02
9	1,02	1,00	1,04	1,02	0,86	0,02
10	0,89	0,88	0,93	0,90	0,74	0,02
11	0,74	0,87	0,80	0,80	0,64	0,05
12	0,67	0,68	0,69	0,68	0,52	0,01
14	0,56	0,56	0,58	0,57	0,41	0,01

Grubość:	Równoważnik mocy dawki [uSv/h]			Średnia(uS/h)
7,2	1,94	1,85	1,97	1,92
17,5	1,23	1,40	1,33	1,32
36	0,60	0,67	0,63	0,63

Obliczamy współczynnik absorbcji dla badanego materiału używając wzoru:

I₀ - wartość równoważnika mocy dawki bez absorbenta

I - wartość równoważnika mocy dawki z absorbentem o grubości x

µ₁ = 0,0378 µ₂ = 0,0369 µ₃ = 0,0385

V. Wnioski

Przeprowadzone doświadczenie pozwoliło nam na sprawdzenie promieniowania Cezu 137. Jest to materiał średnio promieniujący. Sprawdziliśmy, że dawka promieniowania ściśle zależy od odległości. i jest odwrotnie proporcjonalna do jej wzrostu. W drugiej części sprawdzaliśmy zdolność absorpcyjną płytek miedzianych. Okazało się, że ich zdolność absorpcyjna jest dość duża.

---