Закон радиоактивного распада

Содержание

Введение………………………………………………………………………3

1. Закон радиоактивного  распада…………………………………………..5

2. Активность радионуклидов, единицы  измерения………………………7

3. Относительный метод измерения  активности нуклидов………………10

4. Эффективность регистрации излучения………………………………...13

5.1. Геометрический фактор………………………………………………..15

5.2. Конструкция счетчика………………………………………………….16

6. Экспериментальная часть

6.1. Ход и описание эксперимента…………………………………………17

Выводы……………………………………………………………………….24

Литература…………………………………………………………………...25

 

 

 

Введение

 

 

Радиоактивность (radioactivity) — это обозначение удивительного  явления природы, открытого Беккерелем в конце XIX века, суть которого заключается  в самопроизвольном спонтанном превращении  атомных ядер некоторых элементов  в другие, которое сопровождается выделением трёх видов "лучей". Природу лучей установили быстро: α-лучи — это двукратно ионизированные атомы гелия, β-лучи — это электроны, y-лучи — это жесткое коротковолновое электромагнитное излучение. Элементы, способные к таким превращениям стали называться радиоактивными, т.е. способными к этому превращению. В зависимости от типа излучения, радиоактивные атомы стали определять соответственно как β, в или y излучатели или источники. Правда, вскоре было установлено, что некоторые радиоактивные атомы излучают сразу два (а возможно, и три) вида лучей, поэтому такая классификация дополняется пояснениями — это "чистый" β-излучатель или имеется сопутствующее y-излучение. К первоначальным трём типам ядерных превращений (α, β и y — радиоактивный распад) добавились новые, однако, общие закономерности для всех остались неизменными. В конце ХХ века было рекомендовано термин "изотоп" заменить на "нуклид" и, соответственно, "радиоактивный изотоп" на "радионуклид". Особенно широкого распространения это нововведение не получило, и оба термина используются в научной литературе как синонимы. 
Количественная характеристика радиоактивности получила у физиков название "активность" (activity). Так как физикам никто не давал монопольного права на термин "активность", то со временем выяснилось, что в разных областях науки под "активностью" понимают совсем разные понятия. Сравните: активность радиоактивного изотопа, химическая активность элемента или соединения, энзимологическая активность фермента, биологическая (например, антивирусная) активность препарата — всё это совершенно различные понятия. Сближение различных научных дисциплин ещё больше запутывает положение. Попробуйте охарактеризовать фермент, меченный радиоактивным изотопом углерода-14. Активность такого фермента — это его энзимологическая характеристика или радиоактивная? Поэтому в современной научной литературе (особенно биологической) все чаще термин "активность" для радиоактивных веществ заменяется термином "радиоактивность". 
За единицу активности (радиоактивности) радиоактивного вещества в Международной системе СИ принята скорость радиоактивного распада, равная 1 распаду в секунду, которая получила название беккерель — Бк (в английской версии Bq). Устаревшая, но по-прежнему используемая единица активности кюри — Ки (в английской версии Ci) — это активность препарата, эквивалентная активности 1 г металлического радия-226 и равная 3,7х1010 распадов в секунду  т.е 3,7х1010Бк. 
Строго говоря, радиоактивный распад — это превращение ядра атома радиоактивного элемента, которое сопровождается выделением продуктов такого превращения. Например, электронный захват представляет собой поглощение электрона ядром с выделением y-кванта, и такой тип "радиоактивного распада" более точно следует называть "ядерным превращением". Впрочем, оба термина используются в литературе на равных, несмотря на предпочтительность "ядерного превращения".[6]

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

1. Закон радиоактивного распада.

Закон радиоактивного распада — физический закон, описывающий зависимость интенсивности радиоактивного распада от времени и количества радиоактивных атомов в образце. Открыт Фредериком Содди и Эрнестом Резерфордом, каждый из которых впоследствии был награжден Нобелевской премией. Они обнаружили его экспериментальным путём и опубликовали в 1903 году в работах «Сравнительное изучение радиоактивности радия и тория» и «Радиоактивное превращение», сформулировав следующим образом:

Во всех случаях, когда отделяли один из радиоактивных  продуктов и исследовали его  активность независимо от радиоактивности вещества, из которого он образовался, было обнаружено, что активность при всех исследованиях уменьшается со временем по закону геометрической прогрессии.

Из чего с помощью теоремы Бернулли учёные сделали вывод :

Скорость  превращения всё время пропорциональна количеству систем, еще не подвергнувшихся превращению.

Существует  несколько формулировок закона, например, в виде дифференциального уравнения:

,

которое означает, что число распадов , произошедшее за короткий интервал времени , пропорциональнo числу атомов в образце .

В указанном  выше математическом выражении   — постоянная распада, которая характеризует вероятность радиоактивного распада за единицу времени и имеющая размерность с−1. Знак минус указывает на убыль числа радиоактивных ядер со временем.

Решение этого дифференциального уравнения имеет вид :

,

где  — начальное число атомов, то есть число атомов для .

Таким образом, число радиоактивных атомов уменьшается  со временем по экспоненциальному закону. Скорость распада, то есть число распадов в единицу времени , также падает экспоненциально. Дифференцируя выражение для зависимости числа атомов от времени, получаем :

,

где  — скорость распада в начальный момент времени .

Таким образом, зависимость от времени числа нераспавшихся радиоактивных атомов и скорости распада описывается одной и той же постоянной .

Из закона радиоактивного распада можно получить выражение для среднего времени  жизни радиоактивного атома. Число  атомов, в момент времени  претерпевших распад в пределах интервала равно , их время жизни равно . Среднее время жизни получаем интегрированием по всему периоду распада:

Подставляя  эту величину в экспоненциальные временные зависимости для  и , легко видеть, что за время число радиоактивных атомов и скорость их распада уменьшаются в e раз .[5]

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

2. Активность  радионуклидов, единицы измерения.

Вещество считается  радиоактивным, или оно содержит в своем составе радионуклиды и в нем идет процесс радиоактивного распада. Количество радиоактивного вещества обычно определяют не единицами массы (грамм, миллиграмм и т.п.), а активностью данного вещества.

Активность вещества определяется интенсивностью или скоростью  распада его ядер. Активность пропорциональна числу радиоактивных атомов, содержащихся в данном веществе, т.е. возрастает с увеличением количества данного вещества. Активность – это мера количества радиоактивного вещества, которая выражается числом радиоактивных превращений (распадов ядер) в единицу времени. Так как скорость распада радиоактивных изотопов различна, то одинаковые по массе радионуклиды имеют различную активность. Чем больше ядер распадается в единицу времени, тем выше активность. Активность измеряется обычно в распадах в секунду. За единицу активности в Международной системе единиц (СИ) принят один распад в секунду. Эта единица названа в честь Анри Беккереля, открывшего впервые явление естественной радиоактивности в 1896 году, беккерелем (Бк). 1 Бк – такое  количество радионуклида, в котором за одну секунду происходит один распад. Так как беккерель очень малая величина, то используют кратные величина : кБк – калобеккерель (103 Бк), МБк – мегабеккерель (106 Бк), ГБк – гигабеккерель (109 Бк).

Внесистемной единицей активности является кюри (Ки).

 Кюри – это такая активность, когда число радиоактивных распадов в секунду равно  
3,7 х 1010 (37 млрд. расп./с). Кюри соответствует активности 1г радия. Так как кюри очень большая величина, то обычно употребляют производные величины: мКи – милликюри (тясячная доля кюри) – 3,7 х 107 расп/с; мкКи – микрокюри (миллионная доля кюри) – 3,7 х 104 расп/с; нКи – нанокюри (миллиардная доля кюри) – 3,7х10 расп/с.

Зная активность в  беккерелях, не трудно перейти к  активности в кюри и наоборот:

1 Ки = 3,7 х 1010 Бк = 37 гигабеккерель;

1 мКи = 3,7 х 107 Бк = 37 мегабеккерель;

1 мКиКи = 3,7 х 104 Бк = 37 килобеккерель;

1 Бк = 1 расп/с = 2,7 х 10-11 Ки.

На практике часто  пользуются числом распадов в минуту.

1 Ки = 2,22 х 1012 расп/мин.

1 мКи = 2,22 х 109 расп/мин.

1 мКи = 2,22 х 106 расп/мин.

При измерении активности радиоактивного образца ее обычно относят  к массе, объему, площади поверхности  или длине. Различают следующие виды активности радионуклида:

 Удельная активность – это активность, приходящаяся на единицу массы вещества (активность, отнесенная к единице массы) – Бк/кг, Ки/кг.

 Объемная активность – это активность, приходящаяся на единицу объема – Бк/л, Ки/л, Бк/м3, Ки/м3. В случае распределения радионуклидов на поверхности активность называется поверхностной (отношение активности радионуклида, на которой находится радионуклид) – Бк/м2, Ки/м2. Для характеристики загрязнения территории применяется величина Ки/км2. Естественная радиоактивность калия-40 в почве соответствует 5мКи/км2 (200 Бк/м2). При загрязнении местности в 
 40 Ки/км2 по цезию-137 на 1м2 поверхности размещается 2000000 млрд. ядер, или 0,455 микрограмм цезия-137.

Линейная активность радионуклида – отношение активности радионуклида, содержащегося на длине отрезка к его длине.

Массу в граммах при  известной активности (например, 1Ки) радионуклида определяют по формуле:

m = к х А  х Т½ х а, 

где m – масса в граммах;

 А – атомная  масса; 

Т½ – период полураспада;

 а – активность  в кюри или беккерелях;

 к – константа,  зависящая от единиц, в которых  дан период полураспада и активность.

 Если период полураспада  дан в секундах, то при активности  в беккерелях константа равна  2,4 х 10–24 , при активности в  кюри – 8,86 х 10–14. Если период  полураспада дан в других единицах, то его переводят в секунды.[2]

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

3. Относительный метод измерения активности нуклидов.

 Любое устройство, детектирующее ионизирующие излучения, может быть использовано для относительных измерений активности нуклидов, так же как и любой подходящий градуированный измерительный прибор (радиометр или дозиметр). Если учтены все систематические погрешности и введены соответствующие поправки, то любой измерительный прибор и измерительная установка имеют линейную характеристику, т. е. зависимость измеряемого эффекта, создаваемого излучением радиоактивного источника, от активности нуклида в этом источнике

 I=kA   (1)                                   

Коэффициент пропорциональности к, или градуировочный, характеризует эффективность измерительной установки или прибора, т. е. эффект, создаваемый излучением источника данного нуклида, отнесенный к единице активности нуклида,

k=I0/A0  (2)

Значение к определяют, заменяя измеряемый источник подобным ему источником с известной активностью нуклида, т. е. образцовым источником. Так как k, вообще говоря, зависит от вида и энергии излучения, то градуировку необходимо проводить  для каждого данного нуклида и для каждого отдельного типа источника, определяемого геометрической формой и размерами, радиохимическим составом, структурой и т. п.

В некоторых случаях градуировочный коэффициент зависит также от давления, температуры и влажности воздуха. Потому, если нет уверенности в стабильности градуировки измерительной установки или прибора вo времени, ее осуществляют при каждом измерении, т. е. сравнивают измеряемый источник однотипным образцовым, поочередно помещая их в измерительную установку. Можно также однажды провести градуировку прибора или установки по источникам различных типов и затем проверять стабильность градуировки по какому-либо одному контрольному источнику со стабильными характеристиками, изготовленному из долгоживущего нуклида, например радия. Постоянство градуировки установки или прибора для этого источника гарантирует постоянство градуировки и для любого другого источника.

Из уравнений (1)  и  (2) следует, что активность нуклида в источнике:

A=AI/I                           

Т.е. равна активности нуклида в образцовом источнике, умноженной на отношение эффектов, создаваемых в детекторе излучением измеряемого и образцового источников. Полученное уравнение является основным уравнением любого относительного измерения активности нуклидов.

 Из измерительных  систем, используемых для относительных  измерений активности нуклидов, наиболее широко распространены счетные системы и системы с ионизационными камерами. Первые в особенности применяют для измерения низких уровней активности; недостатком этих систем является сравнительно невысокая стабильность, однако некоторые типы счетчиков могут сохранять свои характеристики в течение длительного времени. Хорошая воспроизводимость результатов измерений и простота, в обращении, присущие ионизационным камерам, Делают их использование для относительных измерений активности нуклидов предпочтительным во всех случаях, когда это представляется возможным.

Для сравнения α-излучающих источников с очень тонким активным слоем — меньше 100 мкг/см2 — может быть применена ионизационная камера с телесным углом 2л. Камера дает возможность   измерять   активность   нуклидов от ~ 1 до~ 104 расп./се/с. При более высоких значениях активности из-за трудности создания режима насыщения в камере прибегают к уменьшению телесного угла или применяют сетчатые фильтры.

При наличии сильного фона β- или  y-излучения используют импульсные ионизационные α-камеры, так как импульс от α-частицы, создающей значительно более сильную ионизацию, чем электроны, легко может быть выделен радиотехническими средствами.

Особый случай представляет измерение активности α-излучающих нуклидов в слоях, толщина которых превышает длину пробега частиц в данном веществе. Ионизация, создаваемая в камере излучением такого «насыщенного» слоя, пропорциональна не общей, а удельной активности нуклида в источнике и площади активной поверхности, с которой излучение попадает на детектор. Источник, используемый в качестве образцового при такого рода сравнении, должен быть идентичен измеряемому по геометрии, радиохимическому составу и структуре.

Сравнение α-источников можно проводить также с помощью различного рода счетчиков — газоразрядных, сцинтилляционных или полупроводниковых.

Для сравнения источников из β-излучающих нуклидов с максимальной энергией частиц более 0,3 Мэв можно применять ионизационные камеры с телесным углом 2π, а также 2πβ-счетчики и счетчики с ограниченным телесным углом (газоразрядные или сцинтилляционные).

Для сравнения растворов  β-активных нуклидов разработана конструкция жидкостного β-счетчика, представляющего собой цилиндрический стеклянный β-счетчик, вмонтированный коаксиально в стеклянный цилиндр, образующий кольцевой объем вокруг счетчика. Этот объем поочередно наполняют сравниваемыми растворами. Толщина слоя раствора превышает длину пробега в нем β-частиц, и поэтому скорость счета счетчика пропорциональна удельной активности нуклида в растворе. Для сравнения растворов β-нуклидов с малой энергией частиц используют счетчик с тонким окном или без окна; счетчик располагают над свободной поверхностью жидкости, представляющей собой смесь измеряемого раствора с форм-амидом, так что давление паров воды, мешающих нормальной работе счетчика, снижается до пренебрежимо малого уровня . Растворы β-нуклидов с малой энергией частиц можно сравнивать также с помощью счетчиков с жидким сцинтиллятором.

Для сравнения у-источников наиболее простым и удобным прибором является ионизационная камера. Одним из первых типов ионизационной камеры был так называемый большой конденсатор М. Кюри, примененный для сравнения радиевых эталонов и представляющий собой плоскую цилиндрическую камеру диаметром 50 см и высотой 6 см с измерительным электродом в виде диска. Измеряемые источники размещали вне камеры на ее верхней плоскости, покрытой слоем свинца толщиной 5 мм для поглощения «мягкой» составляющей y-спектра радия, благодаря чему снижался эффект самопоглощения. Недостатком камеры такого типа является сильная зависимость телесного угла, внутри которого излучение попадает на камеру, от расстояния между активной частью измеряемого источника и верхней плоскостью камеры; это расстояние зависит от количества и толщины стенок ампул, в которые заключены радиевые источники. Для исключения влияния размеров и положения источника относительно камеры, а также для увеличения чувствительности камеры были сконструированы ионизационные камеры с телесным углом 4π, из которых наибольшее распространение получили цилиндрические камеры с так называемым колодцем, т. е. с цилиндрическим каналом для измеряемого источника .

Для сравнения у-источников с малой активностью нуклидов можно применять сцинтилляционные счетчики с телесным углом 4л, содержащие кристалл больших размеров с «колодцем» (каналом) для измеряемого источника .[4]

 

 

 

 

 

 

4. Эффективность  регистрации излучения.

Эффективность регистрации  излучения является энергетической пространственно-угловой функцией вероятности процесса взаимодействия излучения с рабочей средой детектора.

Вероятность регистрации  ионизирующей частицы при прохождении  через рабочую среду детектора  определяется вероятностью передачи частицей своей энергии, частично или полностью, рабочей среде. Эта вероятность  зависит от вида излучения, его энергии, плотности рабочей среды детектора, его размеров и геометрии измерений.

Рис. 1. Эффективность регистрации гамма-квантов

сцинтилляторами NaI(Tl)




На практике понятие  эффективности регистрации используется в узком смысле только энергетической функции вероятности регистрации  данного вида излучения данным типом  детектора, среднее значение которой  определяется как отношение числа зарегистрированных частиц к числу частиц, попавших на входное окно детектора. Расчет практической эффективности регистрации производится по формуле: Э(E) = m/(s×ф(E)), где s - площадь входного окна детектора (для изотропных детекторов - площадь сечения), ф(E) - плотность потока излучения, m - частота актов регистрации выходных сигналов детектора.

Самым проникающим видом  излучения с большой длиной пробега  квантов является гамма-излучение, в связи с чем для их детектирования используются сцинтилляторы и ППД, эффективность регистрации которых тем больше, чем больше их плотность, геометрические размеры и эффективный атомный номер вещества детектора.

На рис. 1 приведены графики спектральной эффективности регистрации гамма-излучения неорганическими сцинтилляторами NaI(Tl) различных размеров. При регистрации низкоэнергетических гамма-квантов (менее 100 кэВ) существенную роль начинает играть поглощение излучения в контейнере детектора и в защитной конструкции блока детектирования, если он не имеет специального входного окна.

Рис. 2. Эффективность регистрации гамма-квантов газонаполненными счетчиками

 

Эффективность регистрации  гамма-излучения газонаполненными счетчиками в интервале энергий  от 100 кэВ до 3 МэВ не превышает 2% и  практически не зависит от размеров счетчиков, а в области энергий ниже 200 кэВ существенно зависит от материала корпуса (катода) счетчика, в котором осуществляется конверсия гамма-квантов в электроны. В качестве материала катода обычно используется вольфрам, медь и железо. Пример эффективности регистрации газонаполненных счетчиков приведен на рис. 2.

Что касается эффективности  регистрации бета- и альфа-частиц, то практически для всех видов  детекторов она близка к 100% в связи  с малой проникающей способностью этих видов излучения. Последнее  обстоятельство выводит на первое место по влиянию на эффективность регистрации фактор поглощения излучения во входном окне детектора, особенно при регистрации низкоэнергетических частиц.

Понятие практической эффективности  регистрации обычно применяется  к датчику в целом (с данным типом детектора) и выражается в % (от 0 до 100%). Для характеристики блоков детектирования и устройств с фиксированной геометрией измерений применяется также понятие светосилы, как отношение числа регистрируемых частиц к числу частиц, испускаемых источником излучения. Значение светосилы является безразмерной величиной в интервале 0-1.[1]

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

5. Факторы,  влияющие на эффективность регистрации.

5.1. Геометрический фактор.

 

ГЕОМЕТРИЧЕСКИЙ ФАКТОР - величина, определяющая геометрию пучка излучения; используется в фотометрии, космофизике при регистрации излучений и потоков частиц. Г. ф. G зависит от размеров и взаимного расположения диафрагм, совместно выделяющих из всех возможных прямых то множество направлений, которое определяется пучком излучения и температурой  приёмника излучения. Г. ф. инвариантен относительно любых поверхностей, пересекаемых прямыми, входящими в данное множество направлений, и принимается за меру этого множества (понятие о мере множества лучей впервые введено А. А. Гершуном в 30-х гг. 20 в.). Напр., для сопряжённых диафрагм источника и приёмника Аи и Ап (или сопряжённых начальной и конечной диафрагм оптич. системы) где dAи dAп-площади сопряжённых участков диафрагм источника и приёмника; - углы между направлением излучения и перпендикулярами к излучающей и освещаемой поверхностям; и - телесные углы, под к-рыми видны dAи и dAп co стороны диафрагм Аи и Ап. Инвариантность Г. ф. сохраняется и для широких пучков. Г. ф. используется также при построении системы фотометрич. величин: яркость вдоль луча , где Ф - световой поток.[3]

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

5.2. Конструкция  счетчика.

Рис.3.

 

Для определения  относительной неравномерности нанесения активного слоя α- и β-источников можно применять разработанную во ВНИИМ установку типа УСЧ-5 с приставкой ПСЧ-6  (рис. 3). Детектором α-частиц в этой установке служит сцинтиллятор из ZnS (Ag), соединенный с фотоэлектронным умножителем типа ФЭУ-13. Фон α-счетчика составляет около 0,02 имп./сек, разрешающее время 35 мксек, эффективность регистрации частиц около 95%. Импульсы от счетчика регистрируются электронной аппаратурой, в состав которой входит усилитель типа УШ-2, измеритель скорости счета типа ИСС-1 и пересчетный прибор. Источником напряжения для фотоумножителя служит стабилизированный выпрямитель типа ВС-22.

Измеряемый  источник закрепляют на специальном  столике-держателе, перемещаемом   с  помощью особого механизма.[4]

 

 

 

 

6. Экспериментальная часть.

6.1. Ход и  описание эксперимента.

 

Проверка  α-источников

Поверка образцовых и рабочих α-источников заключается в измерении их основной характеристики — активности нуклида, а также ряда дополнительных: внешнего излучения (числа частиц, испускаемых в единицу времени в телесном угле 2π), спектральных характеристик внешнего излучения и неравномерности распределения активного вещества по рабочей поверхности источника.

Для поверки  α-источников необходимы следующие средства измерений:

а)  набор α-источников, аттестованных в качестве   рабочих эталонов единицы активности   соответствующих . нуклидов, для поверки образцовых α-источников 1-го разряда, наборы образцовых α-источников 1-го   или   2-го разряда — для поверки образцовых α-источников 2-го разряда или соответственно рабочих α-источников;

б)   поверочная установка (или комплект поверочных установок) для измерения активности нуклидов и внешнего излучения относительным методом в диапазоне значений активности от 2 до 2-106 расп./сек для источников площадью активной поверхности от 1 до 160 см2;

в)   установка для исследования спектральных характеристик внешнего излучения (желательно,   чтобы   функции этой установки могла выполнять поверочная установка, указанная в пункте б);

г)  установка для измерения относительной неравномерности распределения радиоактивного вещества по рабочей поверхности источников.

Установка для  поверки α-источников должна удовлетворять следующим основным техническим требованиям:

1.  Должна  иметь приспособление для фиксации  измеряемых источников в одном или нескольких определенных положениях относительно детектора излучения; максимальное допустимое изменение скорости счета частиц или силы тока из-за неточной фиксации при повторной установке источника в то же положение не должно превышать 0,5%.

2.  Для ослабления  α-излучения (в случае необходимости) должна быть обеспечена возможность увеличения расстояния от источника до детектора.

3.  В конструкции  установки   должна   быть  предусмотрено возможность помещать перед детектором фильтр, служащий для определения идентичности   спектральных   характеристик сравниваемых источников.

4.  Эффективность  детектора и регистрирующей аппаратуры установки,   работающей   в   импульсном режиме, должна быть не менее 50%.

5.  При   перемещении   «точечного»   источника α-излучения в пределах площади активной поверхности поверяемых источников при наименьшем рабочем расстоянии  между этой поверхностью и детектором эффективность установки не должна изменяться более, чем на 10% по отношению к среднему значению.

6.  Нестабильность  установки (при неизменном  положении  источника) не должна  превышать ±1,5% за 8 ч непрерывной работы в нормальных условиях эксплуатации.

7. К установке  должна быть приложена градуировочная  таблица для определения зависимости результатов сравнения источников от толщины активного и защитного слоев сравниваемых источников.

 

К установке  для измерения относительной неравномерности распределения радиоактивного вещества по активной поверхности источников предъявляются следующие основные требования:

1.  Детектор  частиц должен иметь сменные  диафрагмы с отверстиями площадью 3 и 5 см2.

2.  Расстояние  между   активной    поверхностью   источника и плоскостью диафрагмы  не должно превышать 3 мм.

3.  Должна  быть предусмотрена возможность проводить измерения относительной неравномерности распределения радиоактивного вещества по рабочей поверхности    источников    площадью от 10 до 160 см2, внешнее излучение которых в телесном угле 2π более 2 част.(сек-см1).

4.  Нестабильность    установки не должна превышать ±2% за 8 ч непрерывной работы при нормальных условиях эксплуатации.

Все меры, измерительные приборы и измерительные установки, применяемые при поверке α-источников, должны иметь свидетельства об аттестации или поверке.

Измеряемый  источник закрепляют на специальном  столике-держателе, перемещаемом   с   помощью особого механизма поэтому он может быть рекомендован в основном лишь для аттестации образцовых α-источников 1-го разряда. Для поверки же образцовых α-источников 2-го разряда и рабочих α-источников может быть применен более простой способ, заключающийся в выборочной проверке соблюдения установленных техническими условиями допусков на толщину активного слои и защитного покрытия поверяемых источников. Эту проверку совмещают с измерением активности нуклида и внешнего излучения источников и выполняют с помощью установки УСЧ-7 следующим образом .

Рис. 4. Зависимость D от средней энергии α-частиц

 

Поверку начинают с подбора образцового источника, однотипного с поверяемым по роду нуклида и по площади активной поверхности и отличающегося по активности нуклида не более чем в 10 раз. Далее выбирают такие геометрические условия измерений, при которых число регистрируемых импульсов в секунду для сравниваемых источников не превышает 0,05/т, где т — разрешающее время установки в секундах. Время измерения скоростей счета выбирают с таким расчетом, чтобы число зарегистрированных   импульсов   было не меньше 1000.

Закон радиоактивного распада