Determinarea coeficientului masic de absorbtie a radiatiei nucleare beta, respectiv gamma emise de substante radioactive

1. Scopul lucrarii:

Lucrarea de fata urmareste investigarea fenomenului de absorbtie a radiatiei nucleare si masurarea grosimii stratului substantei absorbante cu ajutorul radiatiei ionizante.

2. Considerente teoretice:

Fasciculul radiatiei nucleare interactioneaza cu atomii substantei strabatute. Fotonul gamma, respectiv particulele alfa si beta incidente cedeaza energia lor catre atomii substantei materialului tinta. In urma acestei interactiuni particulele proiectil vor fi imprastiate, respectiv absorbite de catre materialul traversat. Datorita proceselor de imprastiere si a proceselor de absorbtie fasciculul incident sufera atenuarea intensitatii pe masura patrunderii in substanta absorbanta.

Atenuarea fasciculului incident de radiatie poate prezenta un caracter de "atenuare exponentiala", respectiv "atenuare cu parcurs". Atenuarea exponentiala este caracteristica pentru radiatiile gamma, iar atenuarea cu parcurs este caracteristica pentru particulele incarcate cu sarcini electrice.

Atenuarea intensitatii unui fascicul incident mono-energetic se poate modela prin considerarea unei suprafete absorbante asezata perpendicular pe directia fasciculului incident.

Fie intensitatea energiei radiante incidente I₀ , adica valoare fluxului dupa directia axei OX orientata perpendicular pe suprafata absorbanta. Atenuarea fluxului dI pe seama absorbtiei de-a lungul distantei cuprinse intre abscisele x si x+dx este proportionala cu marimea locala I a fluxului incident si grosimea stratului absorbant, dx:

,

unde factorul reprezinta coeficientul de absorbtie lineara.

Coeficientul absortiei lineare este egal cu atenuarea relativa a fluxului radiant pe unitatea de lungime, adica reprezinta fractiunea de energie care se absoarbe in unitatea de timp in unitatea de volum:

.

Prin integrarea relatiei precedente dupa separarea variabilelor rezulta legea de atenuare a fluxului initial I₀ in functie de valoarea grosimii stratului strabatut:

,

unde I este intensitatea radiatiei dupa traversarea unei grosimi x a stratului.

In cazul radiatiei corpusculare a particulelor beta absorbtia nu depinde de starea de agregare a materialului traversat, ci de cantitatea de substanta traversata. De aceea, este mai convenabil sa folosim coeficientul de absorbtie masica , respectiv parcursul masic d. Expresia coeficientului de absorbtie masica se leaga de valoarea parcursului masic d prin densitatea volumica a materialului (g·cm^-3), respectiv densitatea superficiala a masei (g·cm^-2): .

Astfel, relatia atenuarii in acest caz se poate scrie in forma urmatoare:

.

3. Obiectul lucrarii:

Absorbtia radiatiei beta in diferite substante poate servi la determinarea coeficientului de absorbtie a radiatiei, iar cunoasterea acestuia poate servi la determinarea unor grosimi necunoscute din materialul studiat.

Astfel, pentru un material absorbant dat si un emitator de energie data se reprezinta grafic dependenta lnI=f(d), care este o dreapta a carei panta indica tocmai valoarea coeficientului de absorbtie masica:

.

Daca in cazul radiatiei respective se cunoaste valoarea coeficentului de absorbtie masica pentru materialul investigat, se poate determina prin masurarea lui I₀, respectiv I valoarea densitatii superficiale masice, exprimata in g/cm²:

.

Prin cunoasterea densitatii a materialului se poate evalua si grosimea acestuia. In locul intensitatii radiatiei I se poate utiliza viteza de numarare R, care este o marime proportionala cu intensitatea I, direct accesibila prin masuratori experimentale.

4. Modul de lucru:

Se va determina valoarea coeficientului de absorbtie a radiatiei beta in stratul de mica, respectiv in folie de aluminiu. In acest scop se va proceda in felul urmator:

1. Se foloseste un fascicul de radiatie beta bine colimat, provenit de la o sursa radioactiva cu emisie bine colimata. Radiatia se va detecta cu ajutorul unui detector de scintilatie cu cristal de NaI(Tl) (cristal de iodura de sodiu activat cu atomi de talliu) prevazut cu fotomultiplicator si inregistrator numeric tip NUMECINT 88.

Se va acorda atentie deosebita utilizarii aparatului de masurare, prin respectarea indicatiilor date in cartea tehnica a aparatului. Studentul va identifica pe baza descrierii dispozitivului de masurare principalele elemente de reglaj ale aparatului si modul de utilizare al acestuia.

Aparatul NUMECINT 88 va fi folosit in regim de contor de radiatie nucleara. Cu ajutorul comutatorului "Power ON" se porneste numaratorul de particule. Pe panoul frontal al aparatului se aprinde LED-ul "HV supply- ON", indicand aplicarea tensiunii de accelerare la anodul fotomultiplicatorului. Se va investiga efectul tensiunii de accelerare a fotomultiplicatorului asupra caracteristicii de masurare a dispozitivului. In acest scop se regleaza cu ajutorul potentiometrului de reglaj al tensiunii de accelerare "HV Adjust", care este reglabila intre 0,3 kV, respectiv 1,5 kV. Se urmareste pe panoul cu afisaj digital modificarea vitezei de numarare. Se stabileste domeniul de lucru optim prin reglarea potentiometruli "HV Adjust" la valoarea diviziunii 5,70, corespunzatoare unei tensiuni de accelerare cca. 850 V.

Fig. 1. Dispozitivul de masurare a radiatiei nucleare dotat cu sonda de scintilatie

Se selecteaza modul de lucru, respectiv intervalul de masurare cu ajutorul comutatorului "Time interval, μs" si "Preset Time, μs", prin care se stabileste valoarea perioadei de timp in care se detecteaza pulsurile de tensiuni datorate particulelor radiatiei incidente.

2. Se determina cel putin de trei ori valoarea fondului de radiatie prin masuratori efectuate pe o durata de 5 minute. Intervalul de masurare se selecteaza cu ajutorul comutatorului "Preset steps", respectiv "Multiplier", alegand pozitia adecvata ale acestora.

3. Se masoara viteza de numarare corespunzatoare sursei (fara aplicarea stratului absorbant).

4. Se vor dispune pe rand straturi absorbante formate din placute de mica, respectiv de aluminiu, asezand una peste alta deasupra sursei. Grosimea placilor absorbante se masoara preciz cu ajutorul unui surub micrometric. Pentru diferitele grosimi de straturi absorbante se vor determina vitezele de numarare corespunzatoare. Pentru fiecare circumstanta experimentala se va inregistra numarul pulsurilor prin cinci determinari repetate pe intervale de timp 5 minute.

5. La fiecare masuratoare obtinuta se va efectua corectia fondului de radiatie.

6. Folosind hartie milimetrica se reprezinta in scara semilogaritmica graficul dependentei lnR_d=f(d). Prin evaluarea pantei dreptei experimentale reprezentative obtinute pentru stratul de mica, se determina valoarea coeficientului absorbtiei masice.

7. In mod similar se va proceda pentru placile de aluminiu si se va determina valoarea densitatii supericiale masice a placii de mica, respectiv pentru aluminiu:

(g/cm²).

Cunoscand valoarea densitatii masice pentru mica _mica= 2,7 . 2,9 g/cm³, respectiv pentru aluminiu _aluminiu= 2,7 g/cm³, se determina valoarea grosimii x in cm:

.

Datele experimentale se trec in tabelul anexat.

Se aleg cateva placute cu grosimi necunoscute de mica, respectiv de aluminiu si se intercaleaza intre sursa de radiatie si detectorul de scintilatie diferite straturi de materiale absorbante. Se masoara separat viteza de numarare pentru fiecare caz, efectuand un numar de 5 determinari a cate 5 minute si se determina valoarea grosimii pentru fiecare placa in parte.

8. Pentru determinarea coeficientului masic de autoabsorbtie /atenuare proprie/ produsa de stratul carcasei de aluminiu a scintilatorului, se va proceda astfel:

- Se va repeta de trei ori determinarea fondului de radiatie pentru o durata de timp de 5 minute.

- Se masoara viteza de numarare corespunzatoare sursei fara absorbant prin cinci determinari repetate a cate 5 minute si se va face media determinarilor.

Se considera cunoscuta valoarea coeficientului masic de atenuare pentru aluminiu , se va calcula grosimea necunoscuta a peretelui de aluminiu a carcasei detectorului cu cristal de NaI(Tl).

9. Se va determina pentru materialale investigate valoarea grosimii de injumatatire a intensitatii radiatiei d_1/2 (cm). Grosimea de injumatatire fiind aceea grosime pentru care intensitatea radiatiei scade la jumatatea din valoarea initiala. Evaluarea grosimii de injumatatire se realizeaza conform relatiei de legatura , din care avem .

Pe baza valorii grosimii de injumatatire obtinute experimental se va face o evaluare asupra eficacitatii de protectie contra radiatiei nucleare realizabile cu ajutorul substantelor investigate. Mentionam densitatile unor materiale utilizate in protectia contra radiatiilor nucleare: r_Fe = 7,86 g/cm³, r_Al = 2,7 g/cm³, r_Pb = 11,34 g/cm³.

Tabel cu date experimentale: