Предыдущая страница реферата | 1  2  3 | Следующая страница реферата

Жесткая, проникающая компонента космических лучей состоит в основном из мюонов. Ее образование происходит преимущественно в верхних и средних слоях атмосферы за счет распада заряженных π-мезонов.

С появлением ускорителей, позволяющих ускорять частицы до энергий в сотни ГэВ, космические лучи утратили свое исключительное значение при изучении элементарных частиц. Однако они по-прежнему остаются единственным источником частиц сверхвысоких энергий.

§ 2. Методы регистрации радиоактивного излучения

ДОЗИМЕТРИЧЕСКАЯ АППАРАТУРА — служит для из мерения уровней воздействия излучений. В соответствии с видами дозиметрического контроля Д. а. делится на шесть групп.

К первой группе относятся приборы, предназначенные для измерения мощности дозы у-лучей и потоков нейтронов. Для измерения мощности дозы y-лучей от 0,5 мкР/с и выше используются микроренгенметры — переносные приборы с питанием от сети переменного тока (типа «Кактус») и батарейным питанием; датчиками в них являются ионизационные камеры, стенки которых изготовлены из воздухоэквивалентных материалов (например из плексигласа).

Для измерения доз рентгеновского и у-излучений при рент-гено- и у-терапии применяются рентгенметры типа РМ-1 и КРМ-1. датчиками в которых являются малые ионизационные камеры различных объемов со стенками различной толщины. Отсчет дозы в рентгенах производится по выходному стрелочному прибору. В рентгенометрах имеется приспособление (реле дозы) для прекращения облучения по достижении заданной дозы. Такие приборы позволяют проводить измерения дозы в пределах 0,001—50000 Р в диапазоне энергий от 6 кэВ до 1—2 МэВ.

Для измерения малых мощностей доз γ-лучей от естественного фона и выше используются приборы с датчиками в виде газонаполненных или сцинтилляционных счетчиков. Эти приборы применяются также для целей геологоразведки. Приборы с газонаполненными и сцинтилляционными счетчиками обладают большим «ходом с жесткостью» и являются индикаторными приборами, т. е. могут быть отградуированы в мкР/ч только для данного спектра γ-квантов. Прибором такого типа является прибор «Выстрел» с газонаполненным счетчиком и прибор «Свет-3» со сцинтилляционным счетчиком.

Наиболее трудной задачей дозиметрии является измерение потоков и доз нейтронов, так как нейтроны разных энергий различным образом взаимодействуют с веществом. В настоящее время промышленность СНГ выпускает два типа приборов для регистрации тепловых и быстрых нейтронов в присутствии у-фона до 200 мкР/с: сетевой прибор «Эфир-1» и переносной «Эфир-2». Эти приборы позволяют определять потоки тепловых нейтронов в пределах 100—5000 нейтронов на см2 в 1 с и потоки быстрых нейтронов от 10 до 3500 нейтронов на см2 в 1 с в диапазоне энергий от 0,5 до 14 МэВ.

Ко второй группе относятся приборы с датчиками измерения потоков а- и B-частиц с загрязненных поверхностей. Для измерения а-частиц применяются датчики со сцинтиллятором из ZnS-Ag либо воздушные (с воздушным наполнением) плоские многонитные пропорциональные счетчики. Для измерения B-частиц применяются датчики в виде нескольких B-счетчиков. Прибор типа «Тисc» имеет три таких датчика и производит регистрацию а- и B-частиц, испущенных с определенной площади поверхности (в импульсах в минуту), как по механическому счетчику, так и по выходному стрелочному прибору. Приборы типа «Тисc» снабжены сигнальным устройством с переменным порогом сигнализации. Существуют приборы, служащие для сигнализации о превышении допустимых уровней загрязненности тела и спецодежды Р- и у-активными веществами. Установка СУ-1 такого типа имеет 12 каналов и 12 датчиков в виде групп B-счетчиков в кожухе, защищающем от внешнего у-излучения.

К третьей группе относятся установки для измерения загрязненности воздуха активными газами и активными аэрозолями. Для измерения значительных концентраций а- и B-активных газов в воздухе применяются ионизационные камеры, соединенные с чувствительными электрометрами. Наиболее точные измерения концентраций B-активных газов в воздухе производятся с помощью B-счетчиков, помещенных в замкнутом объеме, наполненном загрязненным воздухом.

Для измерения концентрации в воздухе а- и р-активных аэрозолей последние улавливаются либо мембранными фильтрами при прокачивании через них воздуха (бумажные, картонные, асбестовые и т. д.), либо осаждаются на мишени-электроде методом электроосаждения. Этот метод используется в электрофильтрах.

К четвертой группе относятся радиометрические установки с датчиками в виде газонаполненных и сцинтилляционных счетчиков, служащие для измерения абсолютной активности проб воды и пищевых продуктов.

К пятой группе относятся комплекты аппаратуры для измерения индивидуальных доз у-лучей и нейтронов. Для измерения доз у-лучей применяются: 1) кассеты с фотопленкой и выравнивающими экранами для уменьшения «хода с жесткостью». Дозы у-лучей определяются по почернению пленки. Диапазон измерения доз при применении пленок различной чувствительности — от 0,1 до 1000 Р и выше; 2) малые ионизационные камеры из воздухоэквивалентных материалов. Дозы y-лучей определяют по спаду потенциала центрального электрода камеры в диапазоне от 0,02 до 20 Р для энергий у-квантов от 0,1 до 2 МэВ; 3) карманные дозиметры на три диапазона доз: до 0,2 Р, 5 и 50 Р (КД — 0,2, КД-5 и КД-50), позволяющие производить отсчет дозы в процессе работы. Дозиметры КД представляют собой ионизационные камеры, внутренний электрод которых соединен с подвижной нитью. Пропорциональное дозе отклонение нити измеряется с помощью окулярной и шкалы малогабаритного микроскопа.

К шестой группе относятся установки для измерения внешнего излучения от людей и измерения активности выдыхаемого воздуха. Существуют большие полые сцинтилляционные счетчики и счетные спектрометрические установки с большими кристаллами из Nal для регистрации внешних излучений от людей, предназначенные для изучения естественного у-излуче-ния людей и определения содержания в организме искусственно-радиоактивных у-излучателей и жестких B-излучателей (например, 90Sr+90V) по их тормозному излучению. Кроме того, существуют установки для определения содержания активных веществ в организме по активности выдыхаемого воздуха. Так, например, по содержанию радона в выдыхаемом воздухе определяют количество радия в организме.

§3. Закон радиоактивного распада. Период полураспада

Отдельные радиоактивные ядра претерпевают превращение независимо друг от друга. Поэтому ыожно считать, что количество ядер dN, распадающихся за малый промежуток времени dt, пропорционально как числу имеющихся ядер N, так и промежутку времени dt:

dN=-λNdt.

Здесь λ.—характерная для радиоактивного вещества константа, назывемая постоянной распада. Знак минус взят для того, чтобы dN можно было рассматривать как приращениечисла нераспавшнлся ядер N.

Интегрирование этого выражения приводит к соотношению

N=N0e-λt

где Nо—количество ядер в начальный момент, N—количество нераспавшпхся атомов в момент времени t. Эта формула выражает закон радиоактивного превращения. Этот закон весьма прост: число нераспавшихся ядер убывает со временем по экспоненте.

Количество ядер, распавшихся за время t, определяется выражением

No-N=No(1-e-λt).

Время, за которое распадается половина первоначального количества ядер, называется периодом полураспада Т. Это время определяется условием

Откуда

Период полураспада для известных в настоящее время радиоактивных ядер находится в пределах от 3*10-7 с до 5*1015 лет.

Найдем среднее время жизни радиоактивного ядра. Количество ядер dN(t), испытывающих превращение за промежуток времени от t до t + dt, определяется модулем выражения: dN(t) = λN(t)dt. Время жизни каждого из этих ядер равно t. Следовательно, сумма времен жизни всех No имевшихся первоначально ядер получается путем интегрирования выражения tdN(t). Разделив эту сумму на число ядер No, получим среднее время жизни τ радиоактивного ядра:

Рекомендуем скачать другие рефераты по теме: население реферат, доклад.



Предыдущая страница реферата | 1  2  3 | Следующая страница реферата

Поделитесь этой записью или добавьте в закладки