Исследование способов защиты от радиоактивных излучений Для студентов всех специальностей icon

Исследование способов защиты от радиоактивных излучений Для студентов всех специальностей


Скачать 79.71 Kb.
НазваниеИсследование способов защиты от радиоактивных излучений Для студентов всех специальностей
Размер79.71 Kb.
ТипИсследование


Министерство образования и науки Украины

Приазовский государственный технический университет


В.Л. Монин

И.И. Бухаров

Б.В.Задорожный


МЕТОДИЧЕСКОЕ УКАЗАНИЕ

К ВЫПОЛНЕНИЮ ЛАБОРАТОРНОЙ РАБОТЫ № 42

Исследование способов защиты от

радиоактивных излучений”


Для студентов всех специальностей

(Издание второе, переработано)


Мариуполь, ПГТУ, 2010г.


Приазовский государственный технический университет

Кафедра «Охрана труда и окружающей среды им. Немцова Н.С.»


В.Л. Монин

И.И. Бухаров

Б.В.Задорожный


^ МЕТОДИЧЕСКОЕ УКАЗАНИЕ

К ВЫПОЛНЕНИЮ ЛАБОРАТОРНОЙ РАБОТЫ № 42

Исследование способов защиты от

радиоактивных излучений”


Для студентов всех специальностей

(Издание второе, переработано)


Мариуполь, ПГТУ, 2010г.


УДК 628 : 858 (076)

В методическом указании приведены основные теоретические положения, методика исследований, требования, предъявляемые к содержанию отчета и вопросы для самопроверки. Методическое указание предназначено для исследования на лабораторном практикуме способов защиты от радиоактивных излучений.


Методические указания

разработали: доцент, к.б.н.

Монин В.Л.

доцент, к.т.н.

И.И. Бухаров

доцент, к.м.н.

Б.В. Задорожный


Рецензент доцент, к.т.н.

Нестеров О.Ю.


Ответственный за выпуск,

Зам. зав. кафедрой ОТ и ОС доцент, к.т.н. И.И. Бухаров


Утверждено на заседании кафедры «ОТ и ОС»


Протокол № 7 от « 11 » 02.2010г.


Рекомендовано методической комиссией

энергетического факультета


Протокол № 2 от « 15 » 02.2010 г.


^ 1. ЦЕЛЬ РАБОТЫ


Исследовать эффективность способов защиты и материалов по снижению доз радиоактивных излучений.

Предложить мероприятия по снижению доз радиоактивных излучений до безопасных величин.


^ 2. УКАЗАНИЯ ПО ПОДГОТОВКЕ К ЛАБОРАТОРНОЙ РАБОТЕ.

Для получения допуска к работе и успешного её выполнения следует изучить основные теоретические положения, изложенные в данном методическом руководстве.

При подготовке к работе, рекомендуется изучить схему лабораторного стенда, назначение измерительных приборов, переклю­чающих и регулирующих устройств.

Подготовить форму отчета с необходимыми таблицами для занесения результатов эксперимента.

Необходимо ответить на вопросы для самопроверки чтобы убедиться в готовности к выполнению лабораторной работы.


^ 3. ОСНОВНЫЕ ТЕОРЕТИЧЕСКИЕ ПОЛОЖЕНИЯ.


3.1. Характеристика радиоактивных излучений.


Излучение, способное при взаимодействии с веществом прямо или косвенно создавать в нем заряженные частицы - ионы, относят к ионизирующим.

Ионизирующие излучения представляют собой α, β, γ и n, испускаемые радиоактивными веществами.

Альфа-излучение (α) представляет собой поток ядер гелия с низкой проникающей и высокой ионизирующей способностью. Пробег α - частиц в воздухе составляет 3 - I2cм, в ткани человеческого тела они проникают на десятые доли миллиметра. Энергия α - частиц находился в пределах 4,5 - 8 МэВ. Ионизирующая способность на 1cм пути в воздухе составляет насколько десятков тысяч пар ионов.

Бета - излучение )поток β - частиц, электронов и позитронов. Ионизирующая способность около 100 пар ионов на 1cм пути. Проникающая - до 14,5 метров в воздухе. Энергия β - частиц достигает до 10 мега электроновольт.

Гамма - излучение - это поток γ - квантов, представляющий собой электромагнитное излучение с донной волны в пределах 0,001 - 0,1 А.

Ионизирующая способность небольшая - несколько пар ионов на I см пути, проникающая очень высокая, достигая в воздухе несколь­ко сотен метров; γ -излучения могут проникать через бетонные стены большой толщины, пластины свинца и сквозь тело человека.

Нейтронное излучение (n) - поток нейтральных частиц. В зависимости от энергии подразделяется на тепловое (до 0,5 МэВ), быстрое (0,5 - 10 МэВ) и сверхбыстрое (свыше 10 МэВ). При соуда­рении быстрых нейтронов с ядрами атомов образуются ядра отдачи. Быстрые нейтроны при взаимодействии с ядрами атомов теряют свою энергию и превращаются в медленные. Медленные и тепловые нейтроны при соударении с ядрами атомов вступают с ними в реакцию с образованием радиоактивных изотопов (наведенная радиации). При взаимо­действии нейтронов с ядрами элементов могут возникнуть α- и β-излучения. Нейтронные излучения обладают огромной проникающей способ­ностью.


3.2. Количественная оценка радиоактивных излучений.


Радиоактивность вещества характеризуется числом спонтанных распадов в единицу времени. Единицей измерения активности является одно ядерное превращение в секунду, называемая беккерель (Бк).

На практике используется внесистемная единица, называемая кюри (Ки) и равная 3,7*1010 ядерных превращений в секунду. Производные единицы : милликюри (1мКи=1*10-3 Ки), микрокюри (1 мкКи=1*10-6 Ки), нанонюри (1нКи=1*10-9 Ки) и др.

γ - активность радиоактивных веществ выражается в миллиграмм-эквивалентах радия (мг-экв Ra). Это γ - эквивалент радиоактивного препарата, γ - излучение которого при тождественных условиях создаёт такую же мощность дозы, что и γ-излучение 1мг радия государст­венного эталона.

Количественная оценка радиоактивных излучений основана на их ионизирующей способности и выражается дозами.

Экспозиционная доза характеризует ионизирующую способность γ - и рентгеновского излучения в сухом атмосферном воздухе. Внесистемной единицей экспозиционной дозы является рентген (Р); 1 рентген-доза, которая в 1см3 воздуха при 0° и при 760 мм рт.ст. образует ионы с суммарным зарядом в одну электростатическую единицу количества электричества каждого знака, т.е. 2,08*109 пар ионов. Производные единицы: микрорентген (1мкР = 10-6 Р), миллирентген (1мР = 10-3Р) и др.

Дозу излучении источника с активностью С(мКи) па время t (час) на расстоянии от источника излучения R(см) рассчитывают по формуле:




(3.1)


Где Iγ- ионизационная, постоянная изотопа, Р/мКи*ч*см2 .

Если активность источника выражается в мг*экв*Ra, то дозу определяют по формуле:




(3.2)


Где Г- γ - эквивалент изотопа в мг*экв*Ra

Мощность дозы определяется энергией, поглощенной в массе вещества за единицу времени (сек., час., неделя, год и т.д.)





(3.3)


Поглощенная Доза (Д) - средняя энергия dE, переданная излучением веществу в некотором объеме, деленная на массу вещества в этом объеме.




(3.4)


Так как при экспозиционной дозе гамма-излучения в 1 Р (Дэкз= 1 Р) в 1 грамме воздуха поглощается энергия на ионизацию равная 84 эрг, а в 1 грамме биологической ткани - 93 эрг, то международной комиссией (1953г.) в качестве единицы поглощен­ной дозы- (тканевой) принят 1 рад (внесистемная - единица), который равен 100 эрг энергии γ-излучения, поглощенной 1 граммом ткани, т.е.


1 рад = 100 эрг/г = 1*10-2 Дж/кг

Производные единицы : миллирад (1 мрад = 1*10-3 рад)

микрорад (1 мкрад = 1*120-6 рад)


Мощность поглощенной дозы, выраженная в радах (Д, рад) и рентгенах (Д, р) равна


Рпог = Драд = 1,075Др рад/с (рад/ч. , рад/сут. , и т.д.) (3.5)

t t


т.к. 1 рад = 1 Р * 100/93 = 1,075 *Р


Эффект воздействия ионизирующих излучений на организм зависит не только от поглощенной дозы, но также вида радиоактивного излучения и его энергии.

Поэтому для оценки радиационной опасности хронического(длительного) облучения вида радиоактивных излучений введена эквивалентная доза (Д, экв), которая определяется по формуле:


Дэкв = Драд *  бэр, (3.6)


где Драд - поглощенная доза , рад

 - средний коэффициент качества радиоактивного излучения (см. таблицу)

Специальной единицей эквивалентной дозы является бэр (биологический эквивалент рада). В системе СИ единицей эквивалентной дозы принят Зиверт (Зв). 1Зв = Дж/кг, 1бэр = 0,01 Зв.


Значения коэффициента качества 


Вид излучения

Коэффициент качества 

Рентгеновское и гамма-излучения

1

Электроны, позитроны, бета-излучения

1

Протоны с энергией меньше 10МэВ

10

Нейтроны с энергией меньше 20МэВ

3

Нейтроны с энергией 0,1-10МэВ

10

Альфа-излучения с энергией меньше 10МэВ

20

Тяжелые ядра отдачи

20



Соотношение между дозами излучения в бэрах и рентгенах

Дбэр= 1,075 Др *  (3.7)


3.3. Воздействие радиоактивных излучений на организм человека.


Биологическое действие радиоактивных излучений основано на их способности ионизировать атомы и молекулы. Особое значение при облучении живого организма имеет ионизация молекул воды, которая составляет 75 % всех органов и тканей человека. В результате ионизации молекул воды образуются радикалы (Н, ОН, HO2, H2O2) обладающие значительной химической активностью и способные нарушать течение биохимических реакций в организме, в том числе и синтез нуклеопротеиндов и нуклеиновых кислот.

Реакция организма на ионизирующее излучение зависит от дозы, вида излучения, длительности воздействие, размеров облучаемой поверхности, индивидуальной чувствительности организма.

Под действием ионизирующих излучений в организме может развиваться лучевая болезнь в острой или хронической форме.

Острую лучевую болезнь вызывает кратковременное (от нескольких минут до 1-3 дней) внешнее облучение либо поступле­ние внутрь радиоизотопов, создающих дозу облучения, превышающую100 рад. При дозе 1000 рад и более развивается крайне тяжелые поражения, нередко приводящие к смерти, наступавшей, чаще всего, в результате поражение кроветворной системы и снижение сопро­тивляемости организма. Хроническая лучевая болезнь развивается при длительном воздействии относительно малых доз, но превышающих допустимые. При этом возможны отдаленные последствия в виде различных патологических (болезненных) изменений в зависимости от того, в каком органе или системе более выражен процесс. Наиболее характерными при внешнем облучении являются поражения кроветворных органов, кожи, злокачественные опухоли, катаракта (помутнение хрусталика глаза).

При действии ионизирующих излучений возможны изменения в генетическом аппарате организма, что может приводить к заболеваниям потомства.


3.4 Нормирование радиоактивных излучений.


Допустимые уровни ионизирующего излучения регламентируются «Нормами радиационной безопасности Украины НРБУ-97» и законом Украины «Про захист людини від впливу іонізуючих випромінювань» от 14.01.1998г. № 15\98 ВР.

НРБУ-97 распространяется на ситуации облучения людей в условиях:

- нормальной эксплуатации промышленных источников ионизирующих излучений;

- медицинской практике;

- радиоактивных авариях;

- облучениях техногенно - усиленными источниками природного происхождения.

Согласно этим нормативным документам облучаемые лица подразделяются на следующие категории:

- категория А-персонал (лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений);

- категория Б-ограниченная часть населения (лица, которые не работают непосредственно с источниками излучений, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию радиоактивных веществ, применяемых в учреждениях или удаляемых во внешнюю среду с отходами);

- категория В-всё население;

НРБУ-97 включает такие регламентированные величины: лимит дозы, допускаемые уровни, контрольные уровни, рекомендованные уровни и т.п.

Наиболее важной величиной при нормировании является лимит эффективной дозы облучения за год (мЗв\год). Также установлен лимит годовой эквивалентной дозы внешнего внешнего облучения органов и тканей (табл.2).


Таблица 2.

Лимит дозы облучения (мЗв\год)

Органы и ткани человека

Категория людей, которые получают облучения

А

Б

В

ЛДЕ (лимит эффективной дозы)

20*

2

1

Лимит эквивалентной дозы внешнего облучения:

ЛД lens (для хрусталика глаза)

ЛД skin (для кожного покрова)

ЛД extreme (для кистей и стоп)



150

500

500



15

50

50



15

50

-

*в среднем за любые 5 лет, но не более 50 мЗв за отдельный год.


При проведении профилактических обследований годовая доза не должна превышать 1 мЗв.

Для строительных материалов активность радиоактивных излучений не должна превышать 370 Бк\кг. В помещениях, в которых постоянно находятся люди, мощность экспозиционной дозы не должна превышать 30 мкР\год.


3.5. Методы защиты от радиоактивных излучений.


Основная задача безопасности сводится к недопущении облучения организма выше предельно допустимой дозы.

Защита от внешнего облучения обеспечивается доведением дозы облучении до предельно допустимой путем уменьшения вре­мени облучения, увеличение расстояния от источника излучении и установки защитных экранов.

Доза излучения и, следовательно, доза поглощения, как видно из уравнения (3.1)




(3.8)



будет тем меньше, чем меньше время облучении ( t) и чем больше расстояние (R) до источника излучения.

Уменьшение времени облучение ("защита временем") дости­гается соответствующей подготовкой и организацией работы.

Для увеличение расстояния до источника излучения ("защита расстоянием") применяют автоматизацию производственного процесса или дистанционное управление, а также используют инструмент с длинными рукоятками или манипуляторы.

Защита от ионизирующих излучений путем экранирования основана на принципе поглощении, т.е. ослабления излучения веществом экрана.

Поэтому при защите методом экранирования определяют толщину экрана, необходимую для ослабления излучения до допустимой величины.

Защита от α-излучений производится на основе полного поглощения α-частиц веществом экрана. Поэтому при защите от α-частиц толщина экрана (d) должна быть больше длины свободного пробега (lα) их в данном веществе, т.е.


d > lα.


Ввиду малой длины пробега α-частиц защита от внешнего облучения обеспечивается слоем воздуха 10-12 см., плотной одеждой, резиновыми перчатками или другим веществом (стекло, фольга и т.п.) толщиной в несколько миллиметров.

Защита от β-, γ- и n-излучений производится на принципе ослабления их интенсивности излучения веществом экрана.

Ослабление интенсивности β-, γ- и n-излучений в защитных экранах описывается уравнением


Iп.э.= I0 * е-μd (3.9)

Где Iп.э, I0 – интенсивность излучения соответственно до и после экрана

μ - линейный коэффициент ослабления излучения в материале экрана, см-1

d - толщина экрана, см


Линейный коэффициент ослабления излучения (μ) в материале экрана зависит от вида (Иb) и энергии (ε) излучения, плотности материала (ρ) , а также от строения атомов и молекул материала экрана (θм), т.е.


μ = f (Иb, ε, ρ, θм) (3.10)


Для защиты от β-излучений небольшой энергии применяют экраны из материала с относительно небольшой плотностью (алюминий, плексиглас, стекло). При высоких энергиях β-излучений экраны делают двойными: со стороны излучения ставят экран с небольшой плотностью материала, а за ним – с большой плотностью. Первый слой поглощает β-излучения, а второй – ослабляет интенсивность тормозного γ – излучения , образовавшегося в результате торможения β-излучения в материале первого слоя.

Для защиты от γ-излучений применяют вещества с большой плотностью и с большим числом электронов на один атом, так как γ-лучи в основном взаимодействуют с электронами. Эффективную защиту создают экраны из свинца , вольфрама и пр. Пригодны для экранирования также нержавеющая сталь, чугун, бетон и т.п.

Нейтроны , особенно быстрые (ε >1 МэВ) , обладают огромной проникающей способностью, слабо поглощаются веществом. Поэтому защита осуществляется сначала методом снижения энергии нейтронов, а затем их поглощения. Установлено, что нейтрон теряет значительную часть своей энергии (около 2/3) при столкновении и с атомом водорода. Поэтому для защиты от нейтронного излучения применяют воду и водородосодержащие материалы, парафин, а также графит, бериллий. Нейтроны малой энергии (ε < 1 МэВ) хорошо поглощаются бором. Бор применяют либо в чистом виде, либо в виде соединений или смесей водится в бетон, свинец, резину и др. материалы.

Толщину экрана, необходимую для ослабления потока излучения до допустимой величины, определяют из уравнения (3.9) , решив его относительно (d)


d =  см, (3.11)

где Iд- допустимая интенсивность излучения в рабочей зоне (после экрана).

В формуле (3.11) вместо интенсивностей излучений (I) при определении толщины экранов можно подставлять мощности доз излучений, тогда:




(3.12)

где Р0 и Рд – соответственно мощности доз излучения до и после (допустимые) экрана


^ 4. ОПИСАНИЕ ЛАБОРАТОРНОГО СТЕНДА

На лабораторном стенде (рис. 4.1) нанесена принципиальная схема установки для исследования способов защиты от радиоактивных излучений.

Установка состоит из свинцово вольфрамового сейфа 1, в котором размещены капсулы 2, 3, 4 соответственно с радиоактивными изотопами калий - 42 (К42 ), кобальт - 60 (Со60 ), полоний - 210 (Ро210), спрессованный с порошком металлического бора. Стенки капсулы 4 выполнены двойными из графита, между которыми залита вода.

Каждая капсула с радиоактивными изотопами при помощи переключателя П2 через канал 8 соединяется с атмосферой. В канал 8 устанавливаются переключателем П3 защитные экраны 5.

Перед каналом 8 установлен приемник 6 радиоактивных излучений, расстояние от которого до канала сейфа изменяются переключателем П4.

Сигнал от приемника радиоактивных излучений 6 усиливается в специальном устройстве и подается на прибор 7, шкала которого отградуирована в мощности доз (мкР/с). по верхней шкале прибора измеряют мощности доз нейтронного излучения (Рп), по нижней мощности доз ββ) и γ- излучений (Рγ) .

Массы изотопов в капсулах регулируются переключателем П1 , а энергию γ-излучений переключателем П5.





^ 5. МЕТОДИКА И РЕЗУЛЬТАТЫ ИССЛЕДОВАНИЙ.


5.1 Задание для эксперимента

Исследовать способы защиты от β, γ и нейтронного излучений. Установить эффективность экранов из различных материалов для защиты от радиоактивных излучений.


5.2 Методика исследования

5.2.1. При исследовании мощности дозы , проходящей через экран, линейного коэффициента ослабления и длины свободного пробега от энергии γ-квантов подготовить таблицу 1 и внести в нее заданные параметром Б значения.

Позицию переключателя П1 при исследовании всех зависимостей принять в соответствии с параметром А.

Переключателем П5 (табл. 5.1) регулируется энергия гамма квантов излучения.


Таблица 5.1

Мощности доз, линейный коэффициент ослабления и длина свободного пробега гамма- излучения в зависимости от энергии γ-квантов при П1=….= const, П2=….= const, П4=….= const, P=….




№№ п/п

Задано

Измерить

Вычислить


Позиция переключателя П3


Позиция переключателя П5


Энергия γ-квантов, εγ, МэВ


Мощность дозы Рγ , мкР/с


Линейный коэффициент ослабления , µ , см

Длина свободного пробега γ-квантов в материале, Zс.п., см

1




П5-1

2,0










2




П5-2

1,5










3




П5-3

1,25










4




П5-4

1,0










5




П5-5

0,6










6




П5-6

0,4










7




П5-7

0,3










8




П5-8

0,2










9




П5-9

0,15










10




П5-10

0,1











Привести стенд в исходное положение: переключатели П1, П2, П4 поставить в заданное положение. Переключатель П5- в начальное положение в соответствии с параметром Б (позиция 1).

Поставить переключатель П3 в позицию «0» (отсутствие экрана в канале), одновременно нажать кнопки К1 и К3, снять показания прибора 7 , результат записать над таблицей 5.1 (P =… этим самым произведено измерение мощности дозы излучения без экрана при энергии γ-квантов εγ = 2 МэВ).

После этого поставить переключатель П3 в заданную параметром Б позицию , одновременно нажать кнопки К1 и К3, снять показания прибора 7 , результат записать в таблицу 5.1 под порядковым номером 1 (произведено измерение мощности дозы после экрана при энергии γ-квантов εγ = 2 МэВ).

Затем поставить переключатель П5 в позицию 2 и произвести измерения мощности дозы после экрана при энергии γ-квантов εγ = 1,5 МэВ. Для остальных позиций переключателя П5измерения производятся по методике указанной выше.


5.2.2. Для исследования зависимости ослабления мощности доз β-излучения экранами подготовить табл. 5.2 и внести в нее заданные параметром Г значения.

Переключателем П3 (табл.5.2) изменяется материал и его толщина в защитном экране.


Таблица 5.2

Ослабление мощности доз β-излучений экраном при П1 =….= const, П2 =….= const, П4 =….= const.




№№ п/п

Задано

Измерить

Вычислить

Позиция переключателя П3

Наименование материала экрана

Плотность материала экрана ρ, г/см3

Линейный коэффициент ослабления Iµ см

Мощность дозы Рβ, мкР/с

Толщина экрана d, см

0

П3-0

Без экрана

-

-

P=….

-

1

П3-1

Вода

1,0

4,8







2

П3-2

Плексиглас

1,2

5,8







3

П3-3

Бетон

2,3

12,8







4

П3-4

Алюминий

2,7

13,2







5

П3-5

Сталь

7,9

36,6







6

П3-6

Свинец

11,3

52,8







7

П3-7

Алюминий

2,7

13,2







8

П3-8

Алюминий

2,7

13,2







9

П3-9

Алюминий

2,7

13,2







10

П3-10

Алюминий

2,7

13,2









Привести стенд в исходное положение: переключатели П1, П2, П4 поставить в заданное положение

Поставить переключатель П3 в позицию «0» (отсутствие экрана в канале), нажать кнопку К1 , снять показания прибора 7 , результаты записать в табл. 5.2 (порядковым номером 0).

После этого поставить переключатель П3 в позицию 1 , нажать кнопку К1, снять показания прибора 7 , результат записать в таблицу 5.2

Для остальных позиций переключателя П3 измерения производятся по методике указанной выше.


5.2.3. Для исследования зависимости ослабления мощности доз γ-излучения экранами подготовить табл. 5.3 и внести в нее заданные параметром К значения

Переключателем П3 (табл.5.3) изменяется материал и его толщина в защитном экране.


Таблица 5.3

Ослабление мощности доз γ-излучений экраном при П1 =….= сonst, П2 =….= const, П4 =….= const, П5 =….= const.





№№ п/п

Задано

Измерить

Вычислить

Позиция переключателя П3

Наименование материала экрана

Плотность материала экрана ρ , г/см3

Линейный коэффициент ослабления Iµ см

Мощность дозы Рγ, мкР/с

Толщина экрана d, см

0

П3-0

Без экрана

-

-

P=….




1

П3-1

Вода

1,0

0,493







2

П3-2

Бетон

2,3

0,104







3

П3-3

Алюминий

2,7

0,117







4

П3-4

Сталь

7,9

0,333







5

П3-5

Свинец

11,34

0,525







6

П3-6

Уран

18,7

0,916







7

П3-7

Свинец

11,34

0,525







8

П3-8

Свинец

11,34

0,525







9

П3-9

Свинец

11,34

0,525







10

П3-10

Свинец

11,34

0,525









Привести стенд в исходное положение: переключатели П1, П2, П4 и П5 поставить в заданное положение.

Поставить переключатель П3 в позицию «0» (отсутствие экрана в канале), нажать кнопку К1 , снять показания прибора 7 , результаты записать в табл. 5.3 (порядковым номером 0).

После этого поставить переключатель П3 в позицию 1 , нажать кнопку К1, снять показания прибора 7 , результат записать в таблицу 5.3

Для остальных позиций переключателя П3 измерения производятся по методике указанной выше.

5.2.4. Для исследования зависимости ослабления мощности доз n-излучения экранами подготовить табл. 5.4 и внести в нее заданные параметром И значения

Переключателем П3 (табл.5.4) изменяется материал и его толщина в защитном экране.

Таблица 5.4

Ослабление мощности доз γ-излучений экраном при П1 =….= const, П2 =….= const, П4 =….=const.


№№ п/п

Задано

Измерить

Вычислить

Позиция переключателя П3

Наименование материала экрана

Плотность материала экрана ρ , г/см3

Длина релаксации λ , см

Мощность дозы Рγ, мкР/с

Толщина экрана d, см

0

П3-0

Без экрана

-

-

P0п=….




1

П3-1

Литий

0,53

20







2

П3-2

Свинец

11,3

15







3

П3-3

Бетон

2,3

11







4

П3-4

Сталь

7,9

7,6







5

П3-5

Полиэтилен

0,92

5,5







6

П3-6

Вода

1,0

4,5







7

П3-7

Вода

1,0

4,5







8

П3-8

Вода

1,0

4,5







9

П3-9

Вода

1,0

4,5







10

П3-10

Вода

1,0

4,5








Привести стенд в исходное положение: переключатели П1, П2, П4 поставить в заданное положение.

Поставить переключатель П3 в позицию «0» (отсутствие экрана в канале), нажать кнопку К1 , снять показания прибора 7 , результаты записать в табл. 5.4 (порядковым номером 0).

После этого поставить переключатель П3 в позицию 1 , нажать кнопку К1, снять показания прибора 7 , результат записать в таблицу 5.4

Для остальных позиций переключателя П3 измерения производятся по методике указанной выше.


5.2.5. Для исследования зависимости ослабления мощности доз γ- и β-излучений в воздухе подготовить табл. 5.5 и внести в нее заданные параметром 1 значения

Переключателем П4 (табл.5.5) изменяется материал и его толщина в защитном экране.


Таблица 5.5

Ослабление мощности доз γ- и β-излучений в воздухе при П1 =….= const, П3 =….= const, П5 =….= const.


β-излучений

γ-излучений



№№ п/п

Задано

Измерить



№№ п/п

Задано

Измерить


Позиция переключателя П4

Расстояние от приемника до канала , х, м


Мощность дозы Рβ, мкР/с


Позиция переключателя П4

Расстояние от приемника до канала , х, м


Мощность дозы Рγ, мкР/с

1

П4-1

0,25




1

П4-1

1,0




2

П4-2

0,5




2

П4-2

10




3

П4-3

1,0




3

П4-3

50




4

П4-4

2,0




4

П4-4

100




5

П4-5

3,0




5

П4-5

200




6

П4-6

4,0




6

П4-6

300




7

П4-7

5,0




7

П4-7

400




8

П4-8

6,0




8

П4-8

500




9

П4-9

7,0




9

П4-9

600




10

П4-10

8,0




10

П4-10

700






Привести стенд в исходное положение: переключатели П1, П3, П5 поставить в заданное положение.

Поставить переключатель П4 в позицию 1,а переключатель П2- в позицию «β»,одновременно нажать кнопки К1 и К2, снять показания прибора 7 и записать их под порядковым номером 1 для β-излучений. Затем П2 поставить в позицию «γ», снова одновременно нажать кнопки К1 и К2, снять показания прибора 7 и записать их под порядковым номером 1 для γ-излучений.

Для остальных позиций переключателя П4 измерения производятся по методике указанной выше.


5.3. Обработка результатов измерений

На основании результатов измерений (табл.5.1) линейный коэффициент ослабления вычислить из уравнения (3.12) решив его относительно µ:




(5.1)

Где d- толщина экрана, см

Ро - мощность дозы без экрана, мкР/с

Р - мощность дозы после экрана, мкР/с


Длину свободного пробега γ-квантов в материале экрана вычислить по формуле:




(5.2)


Толщину экранов (d) при β- и λ -излучениях (табл.5.2 и 5.3) вычислить по формуле (3.12)

Толщину экранов при n-излучении (табл. 5.4) вычислить по формуле

см

(5.3)

Где λ – длина релаксации, см

Ро – мощность дозы n-излучений без экрана , мкР/с

Рn – мощность дозы n-излучений после экрана , мкР/с


^ 6. СОДЕРЖАНИЕ ОТЧЕТА.


6.1. Цель работы.

6.2. Заданные значения параметров. Результаты измерений и вычислений, внесенные в табл. 5.1 –5.5.

6.3. Кривые зависимости, построенные на основании результатов экспериментов (табл. 5.1 –5.5). Графики необходимо строить на миллиметровой бумаге, кривые на них проводить с помощью лекал (или компьютера).

6.4. Письменное заключение по каждой кривой: почему и каково влияние параметра на данную зависимость.

6.5. По данным табл. 5.1 – 5.5 установить при каких условиях мощности доз излучений допустимы. Суммарную продолжительность работы в данных условиях ( t, час) и категорию облучения принять в соответствии с параметром У.


^ 7. ВОПРОСЫ ДЛЯ САМОПРОВЕРКИ.


1. Какие излучения относятся к ионизирующим.

2. Характеристика α -излучений.

3. Характеристика β-излучений.

4. Характеристика γ-излучений.

5. Характеристика n-излучений.

6. Ионизирующие способности α-, β-, γ- и n –излучений.

7. Проникающие способности α-, β-, γ- и n –излучений.

8. Единица экспозиционной дозы радиоактивного излучения и её производные.

9. Что такое поглощенная доза? Единица измерения и её производные.

10. Что такое эквивалентная доза? Единица измерения и её производные.

11. Напишите уравнение для определения дозы излучения источника с активностью С.

12. Напишите уравнение для определения дозы излучения источника, если его активность выражена в мг*экв Ra.

13. Дайте определение, что такое мощность дозы и напишите формулу для её определения.

14. От каких факторов зависит результат воздействия ионизирующих излучений на организм человека?

  1. Какие заболевания могут вызвать радиоактивные излучения?

16. В чем заключается опасность воздействия на организм человека нейтронного излучения?

17. Чем учитывается неодинаковая удельная ионизационная способность радиоактивных излучений?

18. Величины коэффициентов качества ( Q ) для α-, β-, γ-, nт и nβ – излучений?

19. Какие установлены пределы ионизирующего облучения?

20. Напишите уравнения доз радиоактивных излучений в БЭРах и радах.

21. Напишите соотношение между дозой и излучения в БЭРах и рентгенах.

22. Что такое предельно-допустимая доза ионизирующего облучения?

23. Сколько и какие установлены категории облучаемых лиц?

24. Какие факторы определяют допустимые пределы ионизирующих облучений?

25. Виды защиты от внешнего облучения ионизирующими излучениями.

26. На каком принципе основана защита экранированием от ионизирующих излучений?

27. Принцип защиты от α –излучений.

28. Принцип защиты экранированием от β-, γ- и n –излучений.

29. Напишите уравнение ослабления интенсивности β-, γ- и n –излучений в экранах.

30. Из каких материалов применяют экраны для защиты от β-излучений разных энергий?

31. Из каких материалов применяют экраны для защиты от γизлучений?

32. Из каких материалов применяют экраны для защиты от nизлучений?

33. Почему для защиты от n-излучений применяют водородосодержащие материалы?

34. Напишите уравнения для определения толщины защитных экранов как по интенсивности излучений, так и по мощности доз излучений.


ОГЛАВЛЕНИЕ


Стр.

1. Цель работы………………………………………………………………… 3

2. Указания по подготовке к лабораторной работе…………………………..3

3. Основные теоретические положения……………………………………….3

3.1. Характеристика радиоактивных излучений………………………..3

3.2. Количественная оценка ионизирующих излучений……………….4

3.3. Воздействие ионизирующих излучений на организм человека…..5

3.4. Нормирование радиоактивных излучений………………………… 6

3.5. Методы защиты от радиоактивных излучений……………………. 6

4. Описание лабораторного стенда…………………………………………… 8

5. Методика и результаты исследований…………………………………….10

5.1. Задание для эксперимента………………………………………….10

5.2. Методика исследования…………………………………………….10

5.3. Обработка результатов измерений……………………………… 14

6. Содержание отчета………………………………………………………….14

7. Вопросы для самопроверки………………………………………………..14


Похожие:

Исследование способов защиты от радиоактивных излучений Для студентов всех специальностей iconИсследование способов защиты от радиоактивных излучений Для студентов всех специальностей
В методическом указании приведены основные теоретические положения, методика исследований, требования, предъявляемые к содержанию...
Исследование способов защиты от радиоактивных излучений Для студентов всех специальностей iconМетодические указания у выполнению лабораторной работы «Исследование опасности воспламенения горючих газо и паровоздушных смесей искровыми разрядами статического электричества и способов борьбы с ними»
«Исследование опасности воспламенения горючих газо – и паровоздушных смесей искровыми разрядами статического электричества и способов...
Исследование способов защиты от радиоактивных излучений Для студентов всех специальностей iconМетодические указания к выполнению лабораторной работы №4 «Исследование запыленности воздуха» для студентов всех специальностей и всех форм обучения
Безопасность жизнедеятельности: метод указания к выполнению лабораторной работы «Исследование запыленности» для всех специальностей...
Исследование способов защиты от радиоактивных излучений Для студентов всех специальностей iconМетодические указания к выполнению лабораторной работы "Исследование одиночных заземлителей" для студентов всех специальностей и всех форм обучения
Безопасность жизнедеятельности: Методические указания к выполнению лабораторной работы «Исследование одиночных заземлителей» для...
Исследование способов защиты от радиоактивных излучений Для студентов всех специальностей iconМетодические указания к выполнению лабораторной работы «Исследование вибрации работающих механизмов с помощью вибрографа» для студентов всех специальностей
Деятельности: метод указания к выполнению лабораторной работы «Исследование вибрации работающих механизмов с помощью вибрографа»...
Исследование способов защиты от радиоактивных излучений Для студентов всех специальностей iconМетодические указания к выполнению лабораторной работы "Исследование естественного освещения в рабочих помещениях" для студентов всех специальностей и всех форм обучения
Безопасность жизнедеятельности: Методические указания к выполнению лабораторной работы «Исследование естественного освещения в рабочих...
Исследование способов защиты от радиоактивных излучений Для студентов всех специальностей iconМетодические указания к выполнению лабораторной работы №3 «Исследование искусственного освещения в рабочих помещениях», для студентов всех специальностей всех форм обучения
Методические указания к выполнению лабораторной работы «Исследование искусственного освещения в рабочих помещениях» для всех специальностей...
Исследование способов защиты от радиоактивных излучений Для студентов всех специальностей iconМетодические указания к выполнению лабораторной работы «Исследование метеорологических условий производственной среды», для студентов всех направлений всех форм обучения
Безопасность жизнедеятельности. Методические указания к выполнению лабораторной работы «Исследование метеорологических условий производственной...
Исследование способов защиты от радиоактивных излучений Для студентов всех специальностей iconМетодические указания к проведению лабораторных работ с элементами нирс для студентов всех специальностей
Техническая термодинамика: методические указания к проведению лабораторных работ с элементами нирс для студентов всех специальностей...
Исследование способов защиты от радиоактивных излучений Для студентов всех специальностей icon4 года 1 курс Для всех специальностей Среди характеристик землетрясения нет
Для достижения защиты населения от радиоактивного и химического заражения не включается
Исследование способов защиты от радиоактивных излучений Для студентов всех специальностей iconМетодические указания для самостоятельной работы при разработке портфолио студентов всех технических направлений и специальностей
Необходимые учебные достижения студентов после изучения курса «Инженерная графика» 5
Вы можете разместить ссылку на наш сайт:
Документы


При копировании материала укажите ссылку ©ignorik.ru 2015

контакты
Документы