Привет студент

 

 

МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ

К ПРАКТИЧЕСКому ЗАНЯТИЮ

на тему «Измерение уровня радиоактивного излучения»

 

 

 

Содержание

 

Введение………………………………………………………….…………………..3

Пояснительная записка……………………………………………………………..4

1.Общие сведения

1. Понятийный аппарат……………………………………………………………..5

1.1 Характеристика ионизирующих излучений как физического фактора ………6

1.2 Основные источники радиоактивных загрязнений и виды ионизирующих излучений……………………………………………………………………………….8

1.3 Гигиеническое нормирование ионизирующих излучений …………..……….13

1.4 Методы обнаружения и измерения ионизирующих излучений …………...16

1.5 Принципы защиты от ионизирующих излучений……………………………..22

1.6 Измерение ионизационного излучения ………………………………………. 23

2 Ход работы………………………………………………………………………...27

2.1 Этапы реализации

2.1 Форма отчета……………………………………………………………………27

Список рекомендуемой литературы……………………………………………... 28

Введение

 

Авария Чернобыльской АЭС заставила в корне пересмотреть наши взгляды на проблемы радиационной безопасности. При этом резко возросло число людей, интересующихся природой ионизирующего излучения, уровнем естественного фона радиа­ции и особенностями действия радиации на живой организм.

К сожалению, сегодня на полках библиотек мало специальной литературы, в которой в доступной форме излагаются основы дозиметрии, механизмы действия ионизирующего излучения и нормы радиационной безопасности. Надеюсь, что пособие, пред­лагаемое читателю, внесет свой вклад в радиационное образова­ние населения и в какой-то степени поможет заполнить указан­ный пробел.

Одна из основных идей работы состоит в том, что радиации не надо бояться, вместе с тем с ней надо обращаться очень осторож­но. Необходимо всегда помнить, что ионизирующее излучение не только наш друг, но и является одновременно смертельным врагом человека. Это требует от каждого из нас элементарных знаний о явлении радиоактивности и единицах ее измерения, о естественном радиационном фоне биосферы и источниках излу­чения техногенного происхождения, о предельно допустимой дозе уровня ионизирующего излучения и внутреннем облучении.

Сегодня особое беспокойство вызывает рост применения иони­зирующего излучения в медицине, промышленности и энерге­тике. Никогда еще человечество не внедряло свою новую техно­логию с такой опаской. Ведь в природе нет ничего бесплатного, и нельзя получить от нее чего-нибудь, не заплатив за это. Из по­вседневной жизни каждый хорошо знает, что за приобретение каких-нибудь благ надо платить. По существу это то, что нам приходится все чаще и чаще делать во всех аспектах человече­ской деятельности. Подобным образом должны мы поступать и в отношении применения радиации.

Вообще вопрос о том, почему человек относится к одному виду деятельности, связанному с риском, более терпимо, чем к другому, мало изучен. А существующие методы оценки из­держек и выгод от рискованных предприятий слишком неточ­ны. Незнание основ дозиметрии и норм радиационной безопас­ности питает страхи.

Беспечное обращение с радиацией — преступление, не мень­шее преступление — раздувание страхов. Радиофобия не про­сто вредна. Она опасна. Если человеку долго доказывать, что он в смертельный опасности, то он действительно будет к ней близок.

Знание — лучшее противоядие страха и подозрений. Чем боль­ше людей будут знать о радиации, о той пользе, которую она дает, и опасности, которую она влечет, тем четче они будут определять роль радиации в нашей жизни.

Восполнить имеющийся недостаток знаний в области пробле­мы «Радиоактивность и экология» и предстояло при написании этой работы. При ее подготовке использованы материалы из литературных источников, приведенных и представленных в списке и отражающих новые научные концепции и взгляды на роль радиоактивности в окружающем нас мире.

 

Пояснительная записка

Данное методическое указание к лабораторной работе на тему: «Оценка уровня ионизирующих излучений» состоит из следующих разделов:

- Характеристика ионизирующих излучений как физического фактора;

- Основные источники радиоактивных загрязнений и виды ионизирующих излучений;

- Гигиеническое нормирование ионизирующих излучений;

- Методы обнаружения и измерения ионизирующих излучений;

- Принципы защиты от ионизирующих излучений;

- Измерение ионизационного излучения

Данное методическое указание предназначено для использования во время практических работ в городских условиях.

Целями практических работ в городских условиях являются проверка и закрепле­ние теоретических знаний, полученных на лекциях и семинар­ских занятиях по вопросу оценки уровня опасности экологической ситуации в учебных помещениях и выявление потенциальных источников ионизирующего излучения на исследуемой территории.

Задачи:

- познакомиться с методами обнаружения и оценка уровня ионизирующих излучений,

- проанализировать полученные данные и сформули­ровать выводы о степени опасности ситуации на исследуемой территории;

- научиться правильно определять уровень радиации в помещении и на прилегающей к образовательному учреждению территории.

В материалах методических указаний использованы данные из опубликованных ранее учебных пособий, атласов и справочников по дисциплине.

 

1 Понятийный аппарат

 

1. Излуче́ние— процесс испускания и распространения энергии в виде волн и частиц.
2. Ионизация- это процесс образования положительных и отрицательных ионов или свободных электронов из электрически нейтральных атомов и молекул.
3. Лучева́яболе́знь — заболевание, возникающее в результате воздействия различных видов ионизирующих излучений и характеризующаяся симптомокомплексом, зависящим от вида поражающего излучения, его дозы, локализации источника радиоактивных веществ
4. Ионизационнаякамера, прибор для исследования и регистрации ядерных частиц и излучении, действие которого основано на способности быстрых заряженных частиц вызывать ионизациюгаза.
5. Детекторы излучений –это приборы, применяемые для регистрации радиации
6. Альфа-излучение - это поток положительно заряженных частиц (ядер атомов гелия), создающих большую плотность ионизации и имеющих пробег в воздухе не более 7-8 см, а в тканях человека - несколько микрон;
7. Бэта-излучение - состоит из потоков электронов или позитронов, имеет плотность ионизации в несколько сот раз, меньшую, чем альфа-злучение, но пробег в воздухе больше - 30 см;
8. Гамма-излучение (в том числе рентгеновское) представляет собой коротковолновое электромагнитное излучение, имеет плотность ионизации в сотни раз меньше, чем бэта-частицы, но проникающая способность может измеряться километрами.
9. Нейтронное излучение представляет собой поток нейтронов, которые по энергии делят на холодные (менее 0,025эВ), тепловые, быстрые и сверхбыстрые нейтроны (до 300 МэВ). Проникающая способность потока нейтронов сравнима с гамма-излучением.
10. 1 бэр — это энергия любого вида излучения, поглощенная в 1 г ткани, при которой наблюдается тот же биологический эф­фект, что и при поглощенной дозе в 1 рад фотонного излучения
11. Поглощенная доза- количество энергии ионизирующего излучения, поглощенной единицей массы облучаемого вещества
12. экспозиционная доза - Количественная мера, основанная на величинеионизации сухого воздуха при нормальном атмосферном давлении, достаточно легко поддающаяся измерению, получила название 
13. Эффективная доза(E) — величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты.
14. 1рентген - это такая доза рентгеновских (или гамма) лучей, при которой в 1 см3 воздуха образуется 2,08*10⁹ пар ионов каждого знака (или в 1 г воздуха -1,61*10¹² пар ионов).
15. Загрязнение — это нежелательное изменение физических, химических или биологических характеристик нашего воздуха, земли и воды, которое может сейчас или в будущем оказывать неблагоприятное влияние на жизнь самого человека, нужных ему растений и животных, на разного рода производственные процессы, условия жизни и культурное достоя­ние, истощать или портить его сырьевые ресурсы.
16. Фоновое загрязнение – cодержание химических веществ в почвах территорий, не подвергающихся техногенному воздействию или испытывающих его в минимальной степени.

 

Практическая работа: «Измерение уровня радиоактивного излучения при помощи партитивного прибора (детектора квартекс РД8901 и ДР56)».

 

Цель работы: выявить источники радиоактивных загрязнений в помещении и определить их влияние на здоровье человека.

Для реализации обозначенной цели необходимо решить следующие задачи:

- изучить теоретический материал по проблеме оценки ионизирующего излучения

- измерить ионизирующее излучение учебных помещений с помощью приборов

- ознакомиться с методикой измерения ионизирующего излучения

- обработать результаты и проанализировать полученные результаты

- предложить комплекс мер по уменьшению ионизирующих излучений.

Оборудование и материалы:

Детектор – индикатор радиоактивности (квартекс РД 8901).

 

 

1 Общие положения

• Характеристика радиоактивных излучений как физического фактора воздействия на живые системы

 

Радиация (от латинского слова radio — излучаю) представ­ляет собой излучение, идущее от какого-либо тела.

Радиация сопутствовала людям всегда, ибо она гораздо стар­ше человеческого рода. Задолго до того, как на Земле возник­ла жизнь, планету овевал радиационный космический ветер. Только одна ближайшая к нам звезда — Солнце — испускает огромное количество быстрых частиц: электронов, ионов, ней­тронов, γ-квантов... А уран и другие долгоживущие радионук­лиды в земной коре? А постоянное выделение из нее радиоак­тивного газа — радона? По-видимому, без радиации на Земле не возникло бы столь богатого разнообразия форм жизни. Осо­бенно ретиво радиоактивный фон подстегивал микроэволюци­онные процессы — мутагенез, хромосомные перестройки — на заре протобиологической эволюции. В дальнейшем, когда мощ­ные горообразовательные катаклизмы сформировали современ­ный вид Земли, когда радиоактивные граниты, базальты и руды оказались под толщей осадочных пород, а планета укуталась в прозрачную газовую атмосферу, радиационный фон снизил­ся и стабилизировался на более или менее постоянном уров­не. Иными словами, человек и все другие живые существа при­выкли к радиации и вряд ли смогли бы вести здоровый образ жизни в абсолютно радиационной стерильной среде.

Действительно, живые организмы всегда испытывают на себе действие определенного количества излучения, исходящего от природных источников, таких, как почва и пища, а также от кос­мических лучей, идущих к нам из космоса. Искусственно создан­ные человеком источники излучения, используемые в медицине (рентгеновские лучи, изотопы и т. д.), промышленности и атом­ной энергетике, привели к дополнительному радиационному воздействию на живой организм. Новое, что создал сам человек в этом отношении, это дополнительное радиационное воздейст­вие, которому мы подвергаемся, например, во время рентгенов­ского обследования, во время полета в реактивном самолете на большой высоте, при выпадении радиоактивных атмосферных осадков после испытания ядерного оружия, а также в результа­те работы атомных реакторов, сооруженных с целью получения электроэнергии. Нельзя отрицать, что искусственно создавае­мые источники излучения постоянно повышают уровень есте­ственного радиационного фона, доставшегося нам от природы.

Возникающие в процессе радиоактивного распада или при осуществлении ядерных реакций излучения, проходя через ве­щество, взаимодействуют с атомами и молекулами среды веще­ства, передавая им свою энергию.

Излучение, взаимодействие которого со средой приводит к об­разованию ионов разных знаков, называется ионизирующим. К ионизирующему относится излучение α -, β - частиц, γ - квантов, нейтронов, протонов, ядер отдачи, многозарядных ионов.

Виды излучений:

• Альфа-излучение - это поток положительно заряженных частиц (ядер атомов гелия), создающих большую плотность ионизации и имеющих пробег в воздухе не более 7-8 см, а в тканях человека - несколько микрон;
• Бэта-излучение - состоит из потоков электронов или позитронов, имеет плотность ионизации в несколько сот раз, меньшую, чем альфа-злучение, но пробег в воздухе больше - 30 см;
• Гамма-излучение (в том числе рентгеновское) представляет собой коротковолновое электромагнитное излучение, имеет плотность ионизации в сотни раз меньше, чем бэта-частицы, но проникающая способность может измеряться километрами.

Поэтому альфа-частицы и бэта-частицы более опасны при внутреннем облучении человека (при попадании в организм с пищей, водой, воздухом), а гамма-излучение более опасно при внешнем облучении организма человека.

4)     Нейтронное излучение представляет собой поток нейтронов, которые по энергии делят на холодные (менее 0,025эВ), тепловые, быстрые и сверхбыстрые нейтроны (до 300 МэВ). Проникающая способность потока нейтронов сравнима с гамма-излучением.

Ионизирующее излучение, проникая в различные среды, вза­имодействует с их атомами и молекулами. Это взаимодействие приводит к возбуждению последних и вырыванию электрона из электронных оболочек нейтрального атома. В результате атом, лишенный одного или нескольких электронов, превращается в положительно заряженный ион, т. е. происходит первичная ионизация.

Выбитые при первичной ионизации электроны, обладающие определенной энергией, сами взаимодействуют со встречными атомами и также создают новые ионы — происходит вторич­ная ионизация. Электроны, потерявшие в результате много­кратных столкновений свою энергию, становятся свободными или «прилипают» к какому-либо нейтральному атому, образуя отрицательно заряженные ионы. Таким образом, энергия иони­зирующего излучения при прохождении через вещество расхо­дуется, в основном — на ионизацию среды.

 

• Основные источники радиоактивных загрязнений и виды ионизирующих излучений

 

Действительно, мы живем в океане радиоактивности: это кос­мические лучи, радиоактивное излучение почвы и стен домов. Под радиоактивностью понимают способность некоторых химических элементов (урана, тория, радия, калифорния и др.) самопроизвольно распадаться и испускать невидимые излучения, проникающие через материалы различной толщины и ионизирующие молекулы в воздухе, воде, почве и в организмах.

Испускающие радиацию газы присутствуют даже в хрустально чистом горном воздухе. В наши дни естественный радиоактив­ный фон дополняется антропогенным — обусловленным чело­веческой деятельностью. Вместе с тем измерения показывают, что на долю искусственной, или, как говорят, антропогенной радиоактивности, связанной с военным и мирным использова­нием атомной энергии, приходится всего только два-три процен­та. Казалось бы, очень немного, но это — в среднем. В зоне Чер­нобыля или, например, для персонала, связанного с ядерными исследованиями на реакторах и ускорителях, радиационная нагрузка значительно больше. А самое важное то, что вклад ан­тропогенной радиоактивности все время возрастает и со време­нем может стать определяющим.

В последние десятилетия в результате человеческой деятель­ности происходит постоянное перераспределение естественных Радионуклидов в окружающей среде (добыча и переработка по­лезных ископаемых, сжигание органического топлива, исполь­зование удобрений, производство и использование строительных Материалов, обращение с технологическими отходами). Кроме того, появилось несколько сотен новых, отсутствующих в при­воде радионуклидов за счет ядерных реакций, осуществляемых Человеком. Искусственные радионуклиды стали неотъемлемым компонентом биосферы. Таким образом, жизнь на Земле сегод­ня существует и развивается под воздействием технологически Измененного радиационного фона (рис. 1).

 

Рис. 1 - Искусственные источники радиации, воздействующие на человека.

 

Радиоактивные загрязнения от сжигания каменного угля обусловлены выбросом в атмосферу содержащихся в нем радио­нуклидов калия-40 и членов рядов урана-238 и тория-232. При сжигании угля происходит концентрирование радионуклидов в золе, которая проходит через фильтрующие системы, и шла­ке. В регионах, где уголь используется в индивидуальных до­мах для обогрева и приготовления пищи, вынос золы особенно велик из-за отсутствия фильтрующих систем. Попытки устано­вить обогащение радионуклидами приземного воздуха вокруг угольных электростанций, в пробах снега, в поверхностном слое почвы не всегда удаются.

Длительное применение фосфатных удобрений увеличивает активность урана, тория и продуктов их семейств в почве на 0,25—1%. Радиоактивное загрязнение пищевых культур обыч­но незначительно. Однако, если удобрения применяют в жидком виде, пищевые продукты могут загрязняться радиоактивными веществами. Сами предприятия, производящие фосфатные удобрения, способствуют повышению концентрации урана, радия, радона, тория в приземном воздухе в 2—14 раз по сравнению с их естественными концентрациями. Дополнительное загряз­нение этими радионуклидами обусловлено сбросами в окружа­ющую среду жидких отходов фосфатных производств, а также использованием их побочных продуктов — фосфогипса, шла­ков в строительной промышленности.

Воздействие строительных материалов может проявляться двояко. С одной стороны, они защищают наше тело от внешней радиации, поглощая ее в своей толщи. С другой стороны, многие строительные материалы сами богаты радиоактивными естественными нуклидами и поэтому могут повышать мощность облучения в помещениях. Такие строительные материалы, как дерево, тепловые прокладки (войлок, стружки), почти не содержат или содержат очень мало радиоактивных нуклидов. В деревянных помещениях средний уровень облученности меньше, чем снаружи, вне дома. Отношение мощностей облучения внутри дома к внешнему облучению оказывается меньше единицы – 0,7-0,6 (коэффициент защиты). Низко радиоактивны и большинство пластиков, природный цемент, мрамор, дающие коэффициент защиты 0,8-0,9. С другой стороны, такие строительные материалы, как гранит, кирпич и бетон, имеющие в своем составе естественные радионуклиды, собственным излучением перекрывают защиту от внешнего облучения, и коэффициент возрастает от 1,3 до 1,7. Так, например, измерения, проведенные во многих домах в Швеции, показали, что средняя мощность облучения вне помещения в 90 мрад/год в деревянных домах снижалась до 57, в кирпичных поднималась до 112, а в бетонных достигала 172 мрад/год. Обратная зависимость наблюдалась в колебаниях облучения в районах с повышенной естественной радиоактивностью. Например, исследования, проведенные в районе Керала (Индия), показали, что в легких деревянных, бамбуковых и глиняных хижинах облучение было высоким (в некоторых местностях достигало 2800 мрад/год), так как эти материалы не защищали от высокого внешнего фона, а в кирпичных и цементных зданиях проявлялась защита, и мощность дозы снижалась до 500-700 мрад/годСодержание радионуклидов в стройматериалах имеет широ­кий диапазон значений (от 2—5 до 4700 Бк/м ³). Радиоактив­ность строительного камня зависит от использованной для его производства горной породы. Наиболее высокая удельная актив­ность естественных радионуклидов характерна для пород вулка­нического происхождения (гранит, туф, пемза), а наиболее низ­кая — для карбонатных пород (мрамор, известняк). Песок и гравий, как правило, имеют удельную активность естественных радионуклидов, близкую к средней для почв или земной коры.

Таблица 1

Основные источники излучения и обусловленные ими эффективные эквивалентные дозы, мЗв/год (КрисюкЭ.М., 1990)

 

Источники радиации	Среднемировые данные	Россия
Природные источники
Космические лучи	0,355	0,320
γ-излучение Земли	0,410	0,410
Внутреннее облучение	0,355	0,362
Излучение стройматериалов (действие газа радон-222)	1,280	1,850
ИТОГО	2,400	2,942
Искусственные источники
Рентгенодиагностика	1,000	1,200
Радионуклидная диагностика	0,050	0,030
Испытание ядерного оружия	0,015	0,020
Ядерная энергетика	-	-
Последствия аварии в ЧАЭС	-	0,030
Профессиональное облучение	0,004	0,003
Итого	1,069	1,28

 

Для керамзита так же, как и для глин и красного кирпича, характерна умеренно повышенная удельная активность радио­нуклидов. В силикатном кирпиче она в несколько раз ниже, чем в красном (глиняном) кирпиче. Для бетона характерен до­статочно большой диапазон вариаций радиоактивности, обус­ловленной прежде всего радионуклидами заполнителей.

Как видно из табл. 6, наибольший вклад в суммарную дозу (около 70%) и, следовательно, в число ожидаемых последствий вносят природные источники радиации. Доля медицинских ис­точников составляет 29%, а доля всех остальных — около 1%. Несмотря на такое соотношение, общественность волнуют имен­но искусственные источники радиации.

Заметно меняется облученность тела человека в зависимости от времени, которое он проводит в закрытых помещениях: дома, на службе, на заводах, в шахтах. Следует учитывать два обстоятельства: материал, из которого построено помещение, и качество вентиляции. Последнее обстоятельство связано с концентрацией радона, в основном действующего на ткани легких.

Радон постоянно образуется в глубинах Земли, накапливается в горных породах, а затем постепенно по трещинам перемещается к поверхности Земли. Радон проникает в дом из грунта - сквозь трещины в фундаменте и через пол и накапливается в основном на нижних этажах жилых и производственных построек. Но известны случаи, когда жилые дома и производственные корпуса возводят непосредственно на старых отвалах горнодобывающих предприятий, где радиоактивные элементы присутствуют в значительных количествах. Если в строительстве производстве применяют такие материалы как гранит, пемза, глинозем, фосфогипс, красный кирпич, кальциево-силикатный шлак, источником радоновой радиации становится материал стен. Природный газ, используемый в газовых плитах (особенно сжиженный пропан в баллонах) - тоже потенциальный источник радона. А если воду для бытовых нужд выкачивают из глубоко залегающих водяных пластов, насыщенных радоном, то высокая концентрация радона в воздухе достигается даже при стирке белья.

Содержание радона в воздухе помещений зависит от его содержания в почве и подстилающих породах, их эманирующей способности, климатических условий, конструкции здания и системы его вентиляции (например, кратностью воздухообмена в помещении).

Концентрации и потоки радона крайне неравномерны - они изменяются в очень широких пределах для различных регионов и видов зданий. По оценкам Международной комиссии по радиационной защите (МКРЗ) индивидуальная суммарная доза облучения варьирует от 0,5 до 100 от модального значения дозы. Она превышает не только предел дозы для ограниченной части населения от искусственных ИИИ (1 мЗв/год), но и предел дозы для профессионалов (20 мЗв/год).
Крупнейшими источниками электромагнитных излучений являются радио- и телевизионные средства связи и обработки информации, радиолокационные и навигационные средства, лазерные системы, воздушные линии электропередач. В последние годы появляются сообщения о возможности индукции электромагнитных излучений злокачественных заболеваний. Еще немногочисленные данные все же говорят, что наибольшее число случаев приходится на опухоли кроветворных тканей и на лейкоз в частности.

Монитор является сильным источником электромагнитного излучения, особенно его боковые и задние стенки, т.к. они не имеют специального защитного покрытия, которое есть у лицевой части экрана.

Ученые установили, что мобильная связь, как и любой другой источник вредного электромагнитного излучения (компьютер, телевизор, микроволновая печь или радиотелефон), является биологически активной, т.е. влияет на здоровье человека. Причем, по мнению медиков, это влияние имеет “отрицательную направленность”. Но, в отличие от других приборов, мобильный телефон в момент работы находится в непосредственной близости от мозга и глаз. Кроме того, среди технических средств (например, компьютер, телевизор или радиотелефон) нет таких, которые могли бы сравниться с вредом мобильного телефона по уровню воздействующего на человека электромагнитного излучения.

Таким образом, внешнее облучение в биосфере на поверхности Земли в нормальных условиях, примерно на высоте 1 м от ее поверхности, слагается из космических лучей (28,3 мрад/год) и земной радиации (32 мрад/год). В сумме организм человека получает 60 мрад/ год. Эта величина заметно больше в горах и районах повышенной радиоактивности.

 

• Гигиеническое нормирование радиоактивных излучений

 

Главной целью радиационной безопасности является охрана здоровья людей от вредного воздействия ионизирующего излу­чения путем соблюдения норм радиационной безопасности без обоснованных ограничений полезной деятельности при исполь­зовании излучения в различных областях хозяйства, науки и

медицины.

Основным документом, регламентирующим уровни воздейст­вия ионизирующих излучений в России, являются «Нормы ради­ационной безопасности» (НРБ-96. — М.: Информационно-изда­тельский центр Госкомсанэпиднадзора России, 1996. — 127с).

Нормирование осуществляется по санитарным правилам и нормативам СанПин 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)».

НРБ-96 устанавливают следующие категории облучаемых

лиц:

- категория А - персонал, то есть лица непосредственно работающие с источниками ионизирующих излучений. Для них ПДД не более 5 Р/год;

- категория Б - отдельные лица из населения, проживающие на территории наблюдаемой и контролируемой зоны возможного загрязнения. ПДД равна 0,5 Р/год;

- категория В - население в целом (при оценке генетически значимой дозы облучения). ПДД равна 5Р на 30 лет.

С 1987 года ПДУ мощности экспозиционной дозы (МЭД) для всего населения (категория В) установлена на уровне 60 мкР/ч, что очень близко к естественному радиационному фону, составляющему в Оренбургской области 12-20 мкР/ч.

Нормы радиационной безопасности НРБ-96 применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздей­ствия на него ионизирующего излучения искусственного и при­родного происхождения.

Повышенное облучение персонала (категория А) при ликви­дации аварии выше установленных дозовых пределов (табл. 2) может быть разрешено только в тех случаях, когда нет возмож­ности принять меры, исключающие их превышение, и может быть оправдано лишь спасением жизни людей, предотвращени­ем дальнейшего развития аварии и облучения большого числа людей. Планируемое повышенное облучение допускается только для мужчин старше 30 лет лишь при добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения при ликвидации аварии и риске для здоровья.

 

 

 

 

Таблица 2- Основные дозовые пределы

Нормируемые величины	Дозовые пределы
	Категория А	Категория Б
I. Эффективная доза	20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год	1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
II. Эквивалентная доза за год: а) в хрусталике б) в слое кожи толщиной 5 мг/см2 в) в кистях и стопах	150 мЗв 500 мЗв   500 мЗв	15 мЗв 50мЗв   50мЗв

 

Планируемое повышенное облучение в дозе не более 100 мЗв/год допускается с разрешения территориальных (муниципальных) ор­ганов Госсанэпиднадзора, а облучение в дозе не более 200 мЗв/год — только с разрешения Госкомсанэпиднадзора России.

Лица, подвергшиеся однократному облучению в дозе, превы­шающей 100 мЗв, в дальнейшей работе не должны подвергать­ся облучению в дозе свыше 20 мЗв/год.

Однократное облучение в дозе свыше 200 мЗв/год должно рас­сматриваться как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны немедленно выводиться из зоны облучения и направляться на медицинское обследование.

Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источни­ками ионизирующего излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза в коже на поверхности ниж­ней части живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а по­ступление радионуклидов в организм не должно превышать за год 1/20 предела годового поступления для персонала. При этом эквивалентная доза облучения плода за 2 месяца невы­деленной беременности должна не превышать 1 мЗв.

При установлении беременности женщина обязана информи­ровать администрацию и должна переводиться на работу, не связанную с излучением, на весь период беременности и на весь период грудного вскармливания ребенка.

Для студентов и учащихся в возрасте до 21 года, проходящих обучение с использованием источников радиации, годовые на­копления дозы не должны превышать значений, установлен­ных для лиц из населения (категория Б).

Эффективная доза, обусловленная облучением природными источниками ионизирующего излучения в производственных условиях, для работников (категория Б), не относящихся к ка­тегории персонала, не должна превышать 5 мЗв/год. При этом численные значения радиационных факторов, соответствующие при монофакторном воздействии эффективной дозы 5 мЗв/год при продолжительности работы 2000 ч/год и средней скорости дыхания 1,2 м³/ч, составляют:

а) среднегодовая мощность дозы γ-облучения на рабочем ме­сте — 3,8 мЗв/ч;

б) среднегодовая эквивалентная равновесная объемная актив­ность радона в воздухе зоны дыхания — 310 Бк/м³;

в) среднегодовая эквивалентная равновесная объемная ак­тивность торона в воздухе зоны дыхания — 68 Бк/м³;

г) удельная активность в производственной пыли урана-238, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего семейства, — 28// кБк/кг, где / — среднегодовая общая запы­ленность воздуха в зоне дыхания, мг/м³;

д) удельная активность в производственной пыли тория-232, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего семейства, — 24//, кБк/кг.

Годовая доза облучения у населения от всех техногенных источников в условиях их нормальной эксплуатации не долж­на превышать основные дозовые пределы (табл. 2).

При проектировании новых зданий жилищного и обществен­ного назначения должно быть предусмотрено, чтобы среднего­довая эквивалентная объемная активность изотопов радона и торона в воздухе помещений не превышала 100 Бк/м³, а мощ­ность дозы у-излучения не превышала мощности дозы на от­крытой местности более чем на 0,3 мкЗв/ч.

В эксплуатируемых зданиях среднегодовая равновесная объем­ная активность изотопов радона в воздухе жилых помещений не должна превышать 200 Бк/м³. Вопрос о переселении жильцов

Радиоактивные излучения вызывают в организме человека прямую ионизацию биологически важных веществ (белков, ферментов и т.д.) и косвенно воздействуют на все соматические и половые клетки через образующиеся от облучения продукты разложения воды на водород (Н), гидроксильную группу ОН, радикалы НСR, перекись водорода Н2О2 и другие сильные окислители.

Степень, глубина и формы лучевых поражений зависят от величины и дозы поглощенной дозы излучения, которую точно измерить практически невозможно из-за разной радиочувствительности клеток разных органов и систем организма. Поэтому в радиометрии для характеристик дозы по эффекту ионизации, вызываемому в воздухе, используется так называемая экспозиционная доза излучения выражаемая в рентгенах (Р).

Воздействие радиации на организм человека называют облучением. Во время этого процесса энергия радиация передается клеткам, разрушая их. Облучение может вызывать всевозможные заболевания: инфекционные осложнения, нарушения обмена веществ, злокачественные опухоли и лейкоз, бесплодие, катаракту и многое другое. Особенно остро радиация воздействует на делящиеся клетки, поэтому она особенно опасна для детей.

Организм реагирует на саму радиацию, а не на её источник. Радиоактивные вещества могут проникать в организм через кишечник (с пищей и водой), через лёгкие (при дыхании) и даже через кожу при медицинской диагностике радиоизотопами. В этом случае имеет место внутреннее облучение. Кроме того, значительное влияние радиации на организм человека оказывает внешнее облучение, т.е. источник радиации находится вне тела. Наиболее опасно, безусловно, внутреннее облучение.

Гигиенические нормы ионизирующих излучений несколько больше величины естественного (природного) радиационного фона, представляющего собой ионизирующее излучение, состоящее из космического излучения (поток ядерных частиц из туманностей Галактики, которые возникают в результате вспышек сверхновых звезд), излучения естественных веществ, находящихся в земных горных породах (семейства урана, тория, акгино-урана), воздухе (радиоактивный углерод, тритий, радон, торон, актион), воде (радиоактивный калий, уран, радий, радон) и излучения естественных радиоактивных элементов, содержащихся в растительном и животном мире, в организме человека (радиоактивные изотопы калия, углерода, водорода, радия, урана, тория). Например, содержание урана в организме человека составляет всего 8-10   - 1-10 г/кг веса тела человека.

 

• Методы обнаружения и измерения радиоактивных излучений

 

В народном хозяйстве отечественная промышленность выпуска­ет приборы для радиационного контроля различного назначе­ния. По своему назначению приборы подразделяются на инди­каторы, рентгенметры, дозиметры, радиометры, спектрометры и комбинационные приборы для измерения ионизирующего излучения.

1.4.1 Индикаторы

Индикаторы — простейшие приборы радиационной развед­ки, при их помощи решается задача обнаружения, главным об­разом, β- и γ-излучений. Эти приборы снабжены световой или звуковой сигнализацией. Датчиком служат газоразрядные счет­чики Гейгера-Мюллера. К этой группе приборов относятся ин­дикаторы типа ДП-63, ДП-6ЗА, ДП-64 и другие.

Индикатор-сигнализатор ДП-64 предназначен для постоян­ного наблюдения за радиоактивной заряженностью местности. Он работает в следящем режиме и обеспечивает звуковую и све­товую сигнализацию при достижении на местности мощности дозы излучения 0,2 Р/ч (Максимов М. Т., Оджагов Г. О., 1989). В датчике используется детектор ионизирующих излучений — газоразрядный счетчик СТО - 5.

1.4.2 Рентгенметры

Рентгенметры предназначены для измерения мощности дозы рентгеновского или γ-излучения. В качестве датчиков в этих приборах применяют ионизационные камеры или газоразряд­ные счетчики.

Рентгенметрами служат приборы типа «Кактус», ДП-2, ДП-3, ДП-ЗБ, ДП-5А, ДП-5Б и другие.

Рентгенметр ДП-3 предназначен для измерения дозы излу­чения на местности при ведении радиационной разведки. Диа­пазон измерений от 0,1 до 500 Р/ч.

Переносный микрорентгенметр ПМРР-1 применяется уч­реждениями здравоохранения для измерения мощности дозы γ -излучения в диапазоне от 0 до 18 Р/ч.

Переносный рентгенметр РП-1 служит для измерения мощ­ности дозы рентгеновского и у-излучений в клинических усло­виях, а также для проверки дозиметрической аппаратуры. Диа­пазон измерений прибора от 0,1 до 36 Р/ч.

Стационарный микрорентгенметр «Кактус» применяется в учреждениях здравоохранения для измерения мощности дозы у-излучения в диапазоне от 0 до 72 Р/ч.

1.4.3 Дозиметры

Дозиметры служат для измерения дозы (экспозиционной, поглощенной, эквивалентной) и мощности поглощенной дозы ионизирующего излучения. Индивидуальные дозиметры пред­ставляют собой малогабаритные ионизационные камеры или же фотокассеты с пленкой. Почти все современные дозиметри­ческие приборы работают на основе ионизационного метода. Датчиками при этом служат ионизационные камеры, газораз­рядные или сцинтилляционные счетчики и т. д. По измерению вида излучения можно разделить приборы для измерения γ -из­лучения, (β- и α- частиц и нейтронного потока.

Комплектами индивидуальных дозиметров являются прибо­ры типа ДК-02, ДП-22А, ДП-24, ИД-1, ИД-11 и другие.

Измеритель мощности дозы ИМД-21 предназначен для из­мерения мощности экспозиционной дозы γ -излучения. Измери­тель применяется на стационарных (ИМД-21) или подвижных (ИМД-21Б) объектах. Дозиметры ИМД-21 измеряют мощность экспозиционной дозы γ -излучения от 1 до 10⁵ Р/ч в энергети­ческом диапазоне от 80 кэВ до 2,6 МэВ.

Комплект дозиметров ДП-22А используется для измерения доз излучения. Диапазон измерений дозиметров от 2 до 50 Р при измерении мощности дозы у-излучения от 0,5 до 200 Р/ч.

Комплект дозиметров ДК-02 служит для измерения мощно­сти дозы γ -излучения в лабораторных условиях. В него входят десять индивидуальных дозиметров и зарядное устройство. С по­мощью дозиметра ДК-02 измеряются дозы γ -излучения от 10 до 200 мР при мощности дозы γ -излучения, превышающих 6 Р/ч.

Комплект индивидуальных измерителей дозы ИД-11 пред­назначен для индивидуального контроля облучения людей с це­лью первичной диагностики радиационных поражений. В ком­плект входят 500 индивидуальных измерителей дозы ИД-11. Они обеспечивают измерения поглощенной дозы γ - и смешанно­го γ -нейтронного излучения в диапазоне от 10 до 1500 рад.

Дозиметр ДРГ2-01 предназначен для измерения экспози­ционной дозы рентгеновского и γ -излучений в диапазоне энер­гий фотонов от 30 до 1250 кэВ и в органах государственной и ведомственной метрологической службы применяется в каче­стве образцового прибора.

Автоматизированный комплекс индивидуального дозиметри­ческого контроля АКИДК-101 разработан на основе применения кассеты ДТЛ-01 с тремя монокристаллическими детекторами из фтористого лития (ДТГ-4). Диапазон измерений эквивалентных доз находится в пределах от 0,05 до 50 Зв, для поглощенной дозы от 5 ∙10-⁵ до 50 Гр. Основная погрешность измерений ±10%. Производительность комплекса не менее 120 дозиметров в час.

В состав комплекса входят кассета с дозиметрами (от 1000 до 50 000 кб.), считыватель СТЛ-100 и персональный компьютер типа IBM AT и принтер. Комплекс предназначен для организа­ции автоматизированного индивидуального дозиметрического контроля персонала объектов атомной энергетики и промыш­ленности, предприятий и учреждений, работающих с источни­ками ионизирующих излучений.

Дозиметры типа ДЭГ-08 выполнены в водозащищенном и противоударном исполнении. Дозиметры данного типа в основ­ном предназначены для применения в аварийных ситуациях при мощности дозы до 500 Р/ч. С помощью зарядного устрой­ства осуществляется проверка работоспособности дозиметров от встроенного β-источника. Для удобства отсчета показаний при слабой освещенности цифровое табло дозиметра выполнено на светодиодах. Аккумуляторное питание обеспечивает непрерыв­ную работу дозиметра в течение 100 часов. Конструктивно до­зиметр ДЭГ-08 выполнен в варианте, предусматривающем его ношение при работе на поясе с помощью ремня. Масса заряд­ного устройства ЗУК-10 около 10 кг.

Сцинтилляционные дозиметры ДРГ-05М применяют для оперативного контроля в полях излучения. Они предназначены для измерения экспозиционной дозы и мощности экспозицион­ной дозы рентгеновского и γ -излучения, а также для качествен­ной оценки плотности потока β-частиц, которую определяют по разнице показаний дозиметра с защитным экраном по разнице на детекторе и без экрана. Время установления показаний при мощности дозы менее 9 мР/ч не более 25 с, при мощности дозы более 360 мР/ч — около 3 с. Прибор ДРГ-05М выполнен в фор­ме пистолета, для ношения на поясе предусмотрен специальный чехол на ремешке.

Сцинтилляционный счетчик УИМ2-1еМ для регистрации α-частиц (рис.18) представляет собой измеритель скорости счета импульсов с автоматическим переключением поддиапа­зонов. Прибор обеспечивает измерение скорости счета импуль­сов в диапазоне от 0,3 до 10⁴ с^-1.

Приборы геологоразведочные сцинтилляционные СРП-88Н и СРП-88Н1 непосредственно применяются для измерения радио­активности горных пород и руд по γ - излучению при поисковой радиометрической съемке и каротаже шпуров и скважин. Поми­мо штатного применения, приборы СРП-88Н и СРП-88Н1 могут быть широко использованы для контроля окружающей среды, в том числе на АЭС и прилегающих к ним территориях, при наличии соответствующих методик работ. Приборы представля­ют собой измерители средней частоты импульсов, поступающих от сцинтилляционных блоков детектирования. Эксплуатацион­ные характеристики: минимальный энергетический порог реги­страции 20 кэВ, диапазон измерений 3000 с-¹.

Химические дозиметры ДП-70 и ДП-70М служат для изме­рения доз излучения с целью медицинской диагностики степе­ни поражения человека лучевой болезнью. Конструкция дози­метров ДП-70 и ДП-70М одинакова. Однако они заполняются разными жидкостями и поэтому предназначены для различных целей: прибор ДП-70 — для регистрации дозы γ -излучения; прибор ДП-70М — для регистрации дозы приникающей радиа­ции. Диапазон измерений дозиметров 50—800 Р. Дозиметры ДП-70 и ДП-70М позволяют фиксировать как однократные дозы излучения, так и дозы, накапливаемые за время до 30 суток.

Химический дозиметр представляет собой стеклянную ампу­лу, заполненную бесцветной жидкостью (6 ампул). Под дей­ствием ионизирующих излучений жидкость в ампуле изменя­ет окраску от бледно-розовой до ярко-малиновой. Плотность окраски пропорциональна дозе излучения. Дозы излучения измеряются с помощью полевого калориметра ПК-56.

1.4.4 Радиометры

Радиометры предназначены для измерения плотности пото­ка ионизирующих излучений и активности радионуклидов. Датчиками радиометров служат газоразрядные и сцинтилляционные счетчики. Эти приборы являются наиболее распрост­раненными и имеют широкое применение.

Радиометр ДП-5 предназначен для измерения γ -излучения и наличия радиоактивного заряжения местности. Он имеет возможность измерять уровни радиации по γ -излучению от 0,05 мР/ч до 200 Р/ч. В качестве детекторов излучения ис­пользуются галогенные счетчики типа СТС-5.

Радиометр РКС-20.03 предназначен для индивидуального и коллективного пользования при измерении мощности эквива­лентной дозы γ -излучения, плотности потока β-частиц, а также удельной (объемной) активности в жидких и сыпучих веще­ствах. Его можно использовать для контроля «радиационной чистоты» жилых и производственных помещений, зданий и со­оружений, предметов быта, одежды, прилегающей территории, поверхности грунта на приусадебных участках, транспортных средств, контроля содержания радионуклидов в жидких и сыпу­чих веществах. Диапазон измерения плотности β-частиц находит­ся в пределах от 10 до 2∙10⁴ частицДсм²∙ мин). Диапазон измере­ний удельной (объемной) активности р-излучающих нуклидов в жидких и сыпучих веществах по цезию-137 находится в преде­лах от 3,7 до 3,7- 10² кБк/кг. Время измерения — около 20 с.

Радиометр РУБ-0Ш6 предназначен для измерения удельной и объемной активности проб объектов внешней среды, содержа­щих радионуклиды цезий-134 или цезий-137 или оба сразу с известным процентным соотношением. Радиометр используется для санитарно-гигиенического контроля жидких, сыпучих, пастооб­разных и других проб, в том числе проб сельскохозяйственной продукции с удельной плотностью 0,2—1,5 г/см³ любой влажно­сти в лабораториях и на промышленных предприятиях.

1.4.5 Дозиметрические приборы для населения

Дозиметрические приборы для населения (бытовые дозимет­ры) являются товаром народного потребления и представляют собой особый класс приборов, предназначенных для оценки радиационной обстановки на местности, в жилых и рабочих помещениях.

На практике наиболее широкое распространение получили бытовые дозиметрические приборы для регистрации внешне­го фотонного (рентгеновского) и γ -излучений. Необходимость в контроле β-частиц и нейтронного излучения возникает реже. Потребности (П) в контроле этих видов излучений примерно со­относятся, как

П_γ : П_β : П_н = 100: 10:1.

Индивидуальными дозиметрами (накопителями), выдавае­мыми населению, служат упрощенные варианты кассет отече­ственных стационарных комплектов термолюминесцентных дозиметров КДТ-02М, ИКС-А, ДТУ-01 и автоматизированного комплекта АКИДК-101 с одним, двумя детекторами для реги­страции γ -излучения. Комплект дозиметров КДТ-02М также предназначен для измерения экспозиционной дозы и индика­ции β-излучения.

Измерение степени загрязнения продуктов питания β-частицами представляет сложную измерительную задачу, поэтому этот вид контроля пока не рекомендуется для широкого исполь­зования населением.

Основным элементом приборов для обнаружения ионизирующих излучений, измерения их энергии и других свойств являются детекторы. Прохождение ионизирующих излучений через вещество сопровождается потерей их энергии при взаимодействии с электронами и ядрами атомов. Детектор преобразует поглощенную энергию в электрический сигнал, удобный для регистрации.

Так, в ионизационной камере электроны и положительные ионы, образованные излучением, под действием сил электрического поля перемещаются к соответствующим электродам, что приводит к появлению тока во внешней цепи. Величина этого тока может служить мерой ионизационного эффекта.

В газоразрядном счетчике в отличие от ионизационных камер используется эффект газового усиления за счет вторичной ионизации, в результате которого число электронов и положительных ионов, достигающих соответствующих электродов, во много раз превышает число ионов, образованных при первичной ионизации.

Сцинтилляционными счетчиками называют детекторы, в которых используется эффект флуоресценции (свечения) при прохождении ионизирующих излучений через некоторые вещества (кристаллы йодистого натрия, активированного таллием; антрацена, нафталина и др.). Световые вспышки с помощью фотоэлектронного умножителя преобразуются в электрический сигнал.

Химические детекторы основаны на возникновении различных необратимых химических реакций при поглощении энергии ионизирующих излучений, каким-либо веществом (нитратные, ферросульфатные, хлороформные и другие детекторы). Измеряя "выход" химических реакций, то есть, количество вновь образованных конечных продуктов реакций (трехвалентное железо, нитриты, соляная кислота и др.), можно определить поглощенную энергию.

Фотографические   детекторы   определяют   поглощенную   энергию излучения по плотности почернения фотопленки.

Из выше перечисленных детекторов наибольшее применение в войсковой дозиметрической аппаратуре получили ионизационные камеры, а в гражданской - сцинтилляционные счетчики.

Радиоактивность измеряется в Беккерелях (БК), что соответствует одному распаду в секунду. Содержание радиоактивности в веществе также часто оценивают на единицу веса — Бк/кг, или объема — Бк/куб.м. Иногда встречается такая единица как Кюри (Ки). Это огромная величина, равная 37 миллиардам Бк. При распаде вещества источник испускает ионизирующее излучение, мерой которого является экспозиционная доза. Её измеряют в Рентгенах (Р). 1 Рентген величина достаточно большая, поэтому на практике используют миллионную (мкР) или тысячную (мР) долю Рентгена.

Единицей измерений эквивалентной дозы в СИ является 1 Зиверт.

Величина 1 Зиверт равна эквивалентной дозе любого вида излучения, поглощенной в 1 кг биологической ткани и созда­ющей такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1 Грей фотонного излучения.

Внесистемной единицей измерения эквивалентной дозы яв­ляется «биологический эквивалент рада», т. е. 1 бэр. Другими словами:

1 бэр — это энергия любого вида излучения, поглощенная в 1 г ткани, при которой наблюдается тот же биологический эф­фект, что и при поглощенной дозе в 1 рад фотонного излучения (т. е. поглощенной 100 эрг фотонной энергии).

Элементарные расчеты показывают, что 1 3в = 100 бэр.

 

Таблица 3- Взаимосвязь единиц измерения радиационной дозиметрии

Харак­тери­стики			Обо­значе­ния	Единицы измерения в СИ	Внесис­темная ед. изм.	Взаимосвязь
Актив­ность			Ар	1Бк = 1 рас/с	1Ки	1Ки = 3,7∙1010Бк
Облучение	воздуха или среды	экспози­ционная доза	Дэкс	1Ки/кг	1P	1Ки/кг= 3,88∙103Р
	неживых объектов	погло­щенная доза	дп	1Гр = 1Дж/кг	1рад	1Гр = 100 рад
	живых организ­мов	эквива­лентная доза	Дэкв	1 3в	1бэр	1 3в= 100 бэр

 

В настоящее время рекомендуется в качестве единицы измерения эквивалентной дозы использовать единицу Зиверт (Зв). 1 Зв = 0, 01 БЭР.

Соответственно мощность эквивалентной дозы будет измеряться в Зв/ч, мкЗв/ч и т.д.

Соотношение между применяемой единицей мощности дозы γ -излучения в мкР/ч и мкЗв/ч таково:

1 мкР/ч = 0,01 мкЗв/ч или 100 мкР/ч = 1 мкЗв/ч.

 

1.5 Принципы защиты от радиоактивных излучений

 

В основу всех мероприятий защитного характера положено главное требование - дозы облучения как персонала так и населения не должны превышать допустимых значений. Комплекс защитных мероприятий включает санитарно-гигиенические, инженерно-технические и организационные мероприятия, перечень которых в каждом случае зависит от активности излучателя, вида излучения, технологии и способов применения источников излучения, а также от типа источника излучения.

Для источников излучения закрытого типа (их устройство исключает попадание радиоактивных веществ в окружающую среду и они могут повредить только внешним облучением организма человека) применяют следующие принципы защиты:

1) уменьшение мощности источников излучения до минимальных величин ("защита количеством");

2) сокращение времени работы с источниками ("защита временем");

3) увеличение расстояния от источника до работающих ("защита расстоянием");

4) экранирование источников излучения материалами, поглощающими ионизирующие излучения ("защита экранами").

При производственных операциях с источниками открытого типа возможно попадание их в виде газов, пыли, жидкостей в окружающую среду, на руки, легкие, желудочно-кишечный тракт, что приводит к дополнительному внутреннему облучению организма человека. Поэтому к принципам зашиты от закрытых источников добавляют:

1)герметизацию производственного оборудования;

2)мероприятия планировочного характера;

3)применение санитарно-технических устройств и оборудования (спецвентиляция, спецканализация с очистными аппаратами), использование специальных защитных материалов;

4)использование средств индивидуальной защиты и санитарная обработка персонала (душ, мойка и т.п.);

5)выполнение правил личной гигиены;

6)очистка от радиоактивных загрязнений поверхностей строительных конструкций (стены, полы), аппаратуры и средств индивидуальной зашиты (стирка и т.д.);

7)радиационный (дозиметрия) и медицинский контроль (периодические медосмотры).

 

1.6 Технические характеристики и правила работы с портативным прибором для измерения радиоактивного излучения Квартекс РД – 8901

 

Для измерения радиоактивности используется детектор – индикатор радиоактивности Квартекс РД – 8901.

Паспорт прибора:

• Самостоятельная оценка радиоактивной загрязненности (суммарной, по β + γ) твердых и жидких продуктов питания, предметов быта, строительных материалов и окружающей среды.

• Результаты оценки - цифровая информация в микрорентгенах за час через 0,5 минуты после включения.
• Мгновенная информация сразу после включения при опасно высоком (выше 999 мкР/ч.) уровне радиации.
• Возможность работы в режиме "поиск".
• Повышение надежности измерения обработкой результатов (арифметическим усреднением) для снижения влияния флуктуации естественного гамма - фона.
• Контроль разряда батареи.

Детектор-индикатор радиоактивности КВАРТЕКС РД 8901 (QUARTEX RD 8901), далее в тексте - детектор, предназначен для самостоятельной оперативной оценки загрязненности источниками гамма - квантов и бета - частиц твердых и жидких продуктов питания, предметов быта, строительных материалов и окружающей среды. Он может использоваться в режиме «поиск» для обнаружения источника радиации.

 

Основные характеристики прибора

Датчик.......................... газоразрядный счетчик Гейгера-Мюллера, типа СБМ-20-1

Диапазон измерений, мкР/ч........ …………………………………………..…0 - 999

Диапазон энергий, МэВ............ …………………………………………....0,1 - 1,25

Цикл измерений, с....................... ……………………………………………...32 ± 1

Относительная погрешность измерений, %.......................................................≥30

Температурный диапазон, °С………………………………...минус 45... плюс 55

Источник питания............... …………………………………….…..батарея 6F22 9V

("Крона" ,"Корунд"...)

Время непрерывной работы от батареи с номиналь­ным напряжением 9В при уровне естественного фона

10...30мкР/ч, не менее, ч........... ……………….………………………………...150

Габаритные размеры, мм........ ………………………………………....146x60x25

Масса, кг (без батареи питания), не более……………………………………..0,12

Технические характеристики

Рисунок 3 - Внешний вид детектора

Последовательность операций при работе с прибором.

Снимите крышку батарейного отсека, сдвинув ее по направлению стрелки, как показано на рисунке 3, и, соблюдая полярность, присоедините батарею 6F22 9V к клеммной колодке. Не допускается перекручивать провода клеммной проводки и прикладывать к ним усилие на отрыв свыше 0,3 кг. Закройте крышку отсека питания.

Включение детектора осуществляется перемещением вниз до упора крышки-движка, как показано на рисунке 3. При включении детектор должен подать звуковой сигнал, сопровождаемый появлением цифры «0» на табло. Если сигналы отсутствуют, необходимо проверить установку элемента питания и вновь включить детектор.

После включения детектора начинается оценка радиационной обстановки, происходящая повторяющимися циклами измерения и индикации, с подачей звуковых и визуальных сигналов. Циклы повторяются автоматически без перерывов до выключения детектора. Время обследования устанавливается потребителем. Для выключения детектора необходимо сдвинуть крышку-движок вверх до упора. Интервал между следующим включением прибора должен составлять не менее 30 с., в противном случае прибор может не прийти в исходное состояние и показания на табло будут отсутствовать. В этом случае выключите прибор, сдвинув крышку-движок вверх, выждите 30...35 с и повторно включите прибор.

При работе детектор подает следующие сигналы:

- после включения детектора на табло зажигается и гаснет цифра «0», сопровождаемая коротким двухтональным звуковым сигналом, что означает начало цикла измерения;

- цикл измерения длится (32 ± 1) с, при этом каждый регистрируемый квант излучения сопровождается индикацией символа «t» и коротким звуковым сигналом;

- появление на табло символа t t t свидетельствует, что уровень мощности ионизирующего излучения превышает 999 мкР/ч - это чрезвычайно опасный уровень радиации;

- по окончании цикла измерения в течение пяти секунд на табло появляется результат измерения, состоящий из двух значений.

После пятисекундной индикации результатов циклы измерения и индикации повторяются.

При проведении измерений необходимо помнить, что ионизирующее излучение имеет статистический вероятностный характер, поэтому показания детектора (результаты текущих измерений) в одинаковых условиях могут иметь разницу. Для более точного определения уровня мощности ионизирующего излучения следует проводить 3...5 циклов измерения не выключая детектора и ориенти­роваться на результаты усредненной величины вычислений.

При определении загрязненности продуктов питания, предметов быта и т.п. следует приблизить детектор к объекту обследования на расстоянии 5…10 мм правой боковой стороной (с прорезями), включить его и произвести измерения.

При определении загрязненности жидкостей измерения проводятся аналогичным способом над открытой поверхностью жидкости. Не допускается попадание жидкостей на поверхность и внутрь детектора. Для защиты детектора в подобных случаях рекомендуется использовать полиэтиленовую пленку (пакет), но не более чем в один слой.

Результаты измерений, превышающие естественный фон, характерный для данной местности, свидетельствует о радиационном загрязнении обследуемого объекта.

При исследовании радиоактивных аномалий для определения места расположения источника ионизирующего излучения (режим "поиск") следует перемещать включенный детектор над поверхностью обследуемого объекта, ориентируясь на увеличение частоты звуковых сигналов. Помните, что частота сигналов по мере приближения к источнику будет резко возрастать, а по мере удаления, так же резко убывать.

2. Ход работы
3. Произвести измерение уровня радиоактивного излучения в трех точках исследуемого помещения;
4. Вычислить усредненное значение - среднеарифметическое значение трех последовательных результатов текущих измерений;
5. Составить план – схему исследуемого помещения;
6. Обработать результаты и заполнить таблицу;
7. Сделать вывод о состоянии радиоактивного загрязнения исследуемого помещения;
8. предложить комплекс мер по уменьшению ионизирующих излучений.

2.1 Форма отчета

Результаты оформить в виде таблицы 2 и сделать выводы о проделанной работе.

Таблица 2 - Определение уровня радиации

Название обследуемого объекта или помещения	Норматив, мкР/ч	Серия изменений, мкР/ч	Среднее значение уровня радиации	Заключение (соответствие/несоответствие нормативу)
		1 2 3

 

2.2 Вопросы для самоконтроля:

 

1. Дать определение понятия "радиоактивность".
2. Перечислить основные источники ионизирующих излучений.
3. Дать характеристику основным видам ионизирующих излучений.
4. Механизм биологического действия ионизирующих излучений.
5. Дать понятия "накопленная зона", "экспозиционная доза".
6. Перечислить источники естественного радиационного фона.
7. Указать ПДД и ПДУ ионизирующих излучений.
8. Перечислить виды детекторов ионизирующих излучений.
9. Перечислить принципы зашиты от ионизирующих излучений для закрытых и открытых типов источников излучений.
10. Как и с помощью какого прибора измеряют радиоактивность.

Список использованной литературы

 

1. 1. Экологический мониторинг [Текст] : учеб.-метод. пособие / Т. Я. Ашихмина [и др.]; под ред. Т. Я. Ашихминой. - Москва : Академический проект, 2008. - 416 с. - (Учебное пособие для вузов). - Библиогр.: с. 334-339.
2. 2.   Е.В. Гривко, С.В. Шабанова «Методические указания к практическим занятиям по дисциплине «Практикум по экологии»» Ч.-2. Оренбург: ГОУ ОГУ, 2008. – 68 с 3. С.М. Усманов Радиация: Справочные материалы. – М.: Гуманит.изд. центр ВЛАДОС, 2001. – 176 стр.
3. 4. Справочник по радиометрии для геофизиков и геологов / [сост. В. И. Баранов [и др.] . - М. : Госгеолтехиздат, 1957. - 200 с.
4. Чечев В.П. Оценка значений характеристик распада и излучений / В. П. Чечев, В. О.Сергеев//Измерительная техника,2004. - N 4. - С. 58-61.

6.Малютина, И.Невидимая угроза/И. Малютина //Будь здоров,2004. - N 6.- С. 17-21.

7. 7. Мурин, А. Н.Физические основы радиохимии : учеб. для хим. специальностей ун-тов / А. Н. Мурин ; под ред. П. П. Серегина. - М. : Высш. шк., 1971. - 288 с.
8. Васин, М.Противолучевые средства защиты / М. Васин // Гражданская защита, 2008. - N 5. - С. 31-33.
9.  Изотопы. Источники излучений и радиоактивные материалы, каталог / [отв. ред. П. С. Савицкий].- 2-е изд., доп. - М. : Госатомиздат, 1962. - 219 с.
10. Антонов, В. П.  Уроки Чернобыля [Текст] : радиация, жизнь, здоровье / В. П. Антонов. - Киев : Знание, 1989. - 112 с.
11. Шаров, Ю. Н. Дозиметрия и радиационная безопасность [Текст] : учеб. для техникумов / Ю. Н. Шаров, Н. В. Шубин.- 2-е изд., перераб. и доп. - М. : Энергоатомиздат, 1991. - 280 с.

 

 Скачать: izmerenie-urovnya-radioaktivnogo-izlucheniya.docx